高浜発電所３号機及び４号機

デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する要件整合報告書（詳細設計）（改訂１）

関西電力株式会社

本資料のうち、枠囲みの内容は商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

改訂来歴
番号

年月日

内容

初版

2023/4/21

・新規作成

１

2023/8/18

・2023 年 8 月 2 日送付文書「ATENA 運第 37 号」の気づき事項に対する反映―以下余白―

備考

高浜発電所３号機及び４号機 デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する要件整合報告書（詳細設計）（改訂１） 目次
Ⅰ．本文
Ⅱ．添付書類

Ⅰ．本文

高浜発電所３号機及び４号機におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障（以下、「ソフトウェア CCF」という。）緩和対策について、「原子力発電所におけるデジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障緩和対策に関する技術要件書（ATENA 20-ME05 Rev.1）」（以下、「ATENA 技術要件書」という。）が定める「3．多様化設備要件」及び「4．有効性評価」の各要求内容に対する要件整合性の確認を行った。
なお、「5．手順書の整備と教育及び訓練の実施」については、当社が原子力エネル
ギー協議会（以下、「ATENA」という。）へ提出した「デジタル安全保護回路のソフトウェ
ア共通要因故障緩和対策実施状況の ATENA への報告について（2022 年度下半期分）」（原保計第 223 号 2023 年 4 月 6 日決裁）において「ハード対策完了までに実施予定」としていることから、本報告書の対象外とする。
１． 確認方法ATENA 技術要件書に記載された要求内容に対して、各要件に対応する設計図書、有効性評価図書等の記載内容を確認し、要求内容ごとに要件整合性の判定及びその理由を記載する。
２． 確認結果（１）「3．多様化設備要件」
多様化設備に対する要件整合性について、以下に示す ATENA 技術要件書の各要求内容に対して、各設計図書の記載内容を確認した結果、全ての要求内容に対して整合していることを確認した。各要求内容に対する確認結果については表１に示す。
【ATENA 技術要件書の各要求内容】
3.1 設置要求
3.2 機能要求
3.3 多様化設備の範囲
3.4 設計基本方針
3.5 多様化設備への要求事項- 本文-1 -（２）「4．有効性評価」
有効性評価に対する要件整合性について、以下に示す ATENA 技術要件書の各要求内容に対して、有効性評価図書（「三菱ＰＷＲ デジタル安全保護回路のソフ
トウェア共通要因故障対策に係る有効性評価について※」MHI-NES-1075，三菱重工業，令和４年）の記載内容を確認した結果、全ての要求内容に対して整合していることを確認した。各要求内容に対する確認結果については表 2 に示す。
※：本図書では代表 3,4 ループの解析結果及びそれらを基にした PWR プラントの有効性評価の検討結果を記載しており、高浜３，４号機の有効性評価は包含される。
【ATENA 技術要件書の各要求内容】
4.2 評価すべき事象
4.3 判断基準
4.4 解析に当たって考慮すべき事項- 本文-2 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 1/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.1 設置要求
デジタル安全保護回路を設ける場合には，代替機能

デジタル安全保護回路の代替機能を有する、多様

デジタル安全保護回路がソフトウェアに起因する共通要因故障によっ・デジタル安全保護系共通要因故を有する多様化設備を設置しなければならない。

化設備である共通要因故障対策設備を設置する。

てその機能をすべて喪失し、かつ運転時の異常な過渡変化、又は設

障対策基本方針書 3.2 章（38/55）

計基準事故が発生した場合でも設計基準事故の判断基準を概ね満・共通要因故障対策設備基本設計

足することができる設備を共通要因故障対策設備として設けているこ

方針書 1 章〇とを、設計図書により確認した。
具体的な代替機能は 3.2 項にて、共通要因故障対策設備の範囲は
3.3 項にて確認した。
なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象施設及び重大事
故等対処設備を兼ねる設備については、機器仕様に変更がないた
め、既存設備状態を示す図書により確認した。

ただし，ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場

多様化設備を設置する計画であるため、該当しない。

合，若しくは運転時の異常な過渡変化又は設計基準

・デジタル安全保護系共通要因故
障対策基本方針書 3.2 章（38/55）

事故が発生し，かつ安全保護回路の一部がソフトウ
ェアにより作動するものがある場合で，当該ソフトウェ
アが機能しない場合を想定しても，他の安全保護回－－路の安全機能が作動することにより設計基準事故の判断基準を概ね満足することが有効性評価により確認できる場合には，多様化設備を設けなくてもよい。

- 本文-3 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 2/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.2 機能要求
多様化設備は，運転時の異常な過渡変化又は設

デジタル安全保護回路が共通要因故障によってその機能をすべて喪失

デジタル安全保護回路がソフトウェア CCF によって・共通要因故障対策設備基本設

計基準事故が発生し，かつソフトウェア CCF によりし、かつ運転時の異常な過渡変化、又は設計基準事故が発生した場合その機能をすべて喪失し、かつ運転時の異常な過渡計方針書 6.1 章

安全機能が喪失した場合においても，設計基準事でも設計基準事故の判断基準を概ね満足することができる設備を共通

変化又は設計基準事故が発生した場合でも設計基・原子炉制御保護系ファンクナル

要因故障対策設備として設ける。

準事故の判断基準を概ね満足できるように、多様化

ダイヤグラム シート 21

多様化設備である共通要因故障対策設備には、ソフトウェア CCF 対策設備である共通要因故障対策設備には自動作動機

・補機インターロック線図

として、原子炉停止系統及び工学的安全施設等の以下の機能を設け能、手動操作機能、警報機能及び指示機能を設け

SHEET NO.4-7

る。

ていることを、設計図書により確認した。

・自動作動機能

なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象

自動原子炉トリップ

施設及び重大事故等対処設備を兼ねる設備につい

自動安全注入作動 他ては、機器仕様に変更がないため、既存設備状態を故の判断基準を概ね満足できるよう，原子炉停止
系統，工学的安全施設等を自動，又は手動で作動させることができなければならない。

（別表１「共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表」参照）
・手動操作機能〇示す図書により確認した。

手動原子炉トリップ
手動安全注入作動 他（別表２「共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表」参照）
・警報機能
安全保護アナログ盤作動警報
加圧器圧力異常低安全注入作動警報 他（別表３「共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表」参照）
・指示機能
蒸気発生器狭域水位指示
加圧器水位指示 他（別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」参照）
さらに，原子炉停止系統，工学的安全施設等を手多様化設備である共通要因故障対策設備を用いて原子炉停止系統、工多様化設備である共通要因故障対策設備の自動作・デジタル安全保護系共通要因

動により作動させる場合には，運転員が必要な時

学的安全施設等を手動操作する場合に、運転員が必要な時間内に開動機能が動作すると、中央制御室に「安全保護アナ

故 障 対 策 基 本 方 針 書 3.2 章

間内に操作を開始し，判断基準を概ね満足した状始できるよう、ソフトウェア CCF 対策として必要なパラメータの監視及びログ盤作動警報」が発信する。これにより、デジタル（38/55）

態で事象を収束させることができるよう，運転時の共通要因故障対策設備から作動させた原子炉停止系統及び工学的安安全保護回路がソフトウェア CCF によりすべて機能異常な過渡変化又は設計基準事故の発生時に安全施設等の機器の状態の監視が可能な設計とするとともに、ソフトウェア

全保護回路の安全機能動作の異常の発生を認知

CCF 時に必要な原子炉停止系統及び工学的安全施設等の手動操作

準事故が発生したことを検知できる。検知後は、運転し，必要な操作の判断を行える機能を設けなけれができる設計とする。また、 共通要因故障対策設備が自動作動したこと

員が必要な時間内に手動操作を開始できることを、ばならない。

を、吹鳴装置を設け表示灯点灯と共に吹鳴音にて告知する設計とする。

設計図書により確認した。

〇

喪失し、かつ運転時の異常な過渡変化又は設計基- 本文-4 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 3/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

設計図書

3.3 多様化設備の範囲
多様化設備の範囲は，3.2 機能要求を達成するため

多様化設備である共通要因故障対策設備の範囲は以下の①～⑦で多様化設備である共通要因故障対策設備の対象範囲

・共通要因故障対策設備基に必要となる，検出器，操作スイッチ，論理回路，指示ある。

について、当該プラントの安全保護回路のデジタル化の本 設計 方針 書 2 章 、 6.1.1

計・警報等の計測制御設備とする。

①検出器

範囲に応じて選定されたことも含めて、設計図書にて明章、6.1.2 章、6.1.4 章、6.1.5

確化されていることを確認した。

章、図 6-1

この計測制御設備の構成要素は，3.5 多様化設備への要求事項を満足する限り，デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 影響緩和対策として設けた設備以外の設備（安全保護回路の検出器及び操作スイッチ，重蒸気発生器狭域水位検出器
加圧器圧力検出器 他（別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」参照）

大事故等対処設備等）も多様化設備として用いること

②操作器

ができる。

原子炉トリップ操作器

また，多様化設備の範囲は，安全保護回路のデジタ

手動安全注入操作器 他

ル化の範囲等により異なるため，多様化設備としてど（別表２「共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表」参の設備を選定したか設計図書で明確にする。

照）
③論理回路
安全保護アナログ盤（個別の論理回路については別表１「共通要因故障対策設備が有す
る自動作動機能一覧表」参照）〇④指示計
蒸気発生器狭域水位指示
加圧器水位指示 他（別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」参照）⑤警報
安全保護アナログ盤作動警報
加圧器圧力異常低安全注入作動警報 他（別表３「共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表」参照）⑥表示灯
自動作動及び手動操作による弁・補機動作状態の表示灯⑦その他
原子炉保護系計器ラック（炉外核計測装置含むアナログ回路部）
補機制御設備（原子炉安全保護装置、安全保護系補助リレーラッ
ク、安全保護系シーケンスキャビネット）- 本文-5 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 4/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

設計図書

3.4 設計基本方針
デジタル安全保護回路は，十分に高い信頼度でソフ

本項は基本方針を述べたものであり、具体的には「3.5 多トウェア設計がなされており，ソフトウェア CCF が発生様化設備への要求事項」で、耐環境性、耐震性、供給電する可能性は極めて小さく抑えられているため，多様源等について個別に確認した。

化設備は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準

なお、共通要因故障対策設備のうち設計基準対象施設

事故が発生し，かつソフトウェア CCF により安全機能及び重大事故等対処設備を兼ねる設備については、機が喪失するという設計基準を超える事象に対応する器仕様に変更がないため、既存設備状態を示す図書によ設備であることから，多様化設備に対しては，設計り確認した。

上，単一故障を考慮しない。

－

－

－

多様化設備は，設計上，火災・溢水あるいは外的影
響（地震を除く）とソフトウェア CCF との重畳を考慮しない。
多様化設備は，ソフトウェア CCF 発生時に安全保護回路の代替機能を有する設備であることから，耐環境性，耐震性，供給電源等は，安全保護回路と同等の条件で機能を発揮できる設計とする。

- 本文-6 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 5/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5 多様化設備への要求事項
3.5.1 多重性
多様化設備には，多重性は要求しない。

多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多重性は不多様化設備である共通要因故障対策設備は、設計想定

・デジタル安全保護系共通要因故要である。

外の設備であるため、作動機能の維持について構成機器

障対策基本方針書 3.2 章（38/55）

もしくはチャンネルに単一故障もしくは試験または保守の・共通要因故障対策設備基本設計〇ための使用状態からの取り外しを想定する必要はない設方針書 5.2 章

計方針としていることを、設計図書により確認した。
3.5.2 多様性
多様化設備自体には，多様性は要求しない。

多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多様性は不多様化設備である共通要因故障対策設備自体には多様・デジタル安全保護系共通要因故要である。

性不要とする設計方針としていることを設計図書により確障対策基本方針書 3.2 章認した。

（39/55）〇

・共通要因故障対策設備基本設計
方針書 5.16 章
多様化設備は，ソフトウェアを用いた安全保護回路

多様化設備である共通要因故障対策設備は、デジタル安全保

多様化設備である共通要因故障対策設備は、デジタル安・デジタル安全保護系共通要因故に対して多様性を有した設備とすること。なお，多様護回路とは独立、かつ多様性のある別設備で構成し、ソフトウェ

全保護回路の共通故障要因によって機能が阻害されな障対策基本方針書 3.2 章性を有した設備とは，アナログ設備等，ソフトウェア

ア CCF の影響で各機能の遂行が阻害されることが無いようにす

いように、ハード回路を用いた設計としていることを、設計（39/55）

図書により確認した。

・共通要因故障対策設備基本設計

CCF によってデジタル安全保護回路と同時にその機能を喪失するおそれがないものをいう。

る。

〇

方針書 5.3.1 章

また，多様化設備に用いられるソフトウェア及びデジ

ハード回路を用いた設計とする計画であるため、考慮しな・共通要因故障対策設備基本設計

タル安全保護回路に用いられるソフトウェアにおいい。

方針書 5.3.1 章て，それらのソフトウェアに不具合が共通して内在す－る可能性がなく,かつその他ソフトウェア CCF が発生－するおそれがないことが明らかである場合には，多様化設備にもソフトウェアを用いることができる。
3.5.3 耐環境性
多様化設備は，4．有効性評価で対象とする運転時

多様化設備である共通要因故障対策設備は、「運転時の異常な多様化設備である共通要因故障対策設備は、設置場所

・デジタル安全保護系共通要因故の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェア

過渡変化」又は「設計基準事故」とソフトウェア CCF が重畳するにおける「運転時の異常な過渡変化」又は「設計基準事

障対策基本方針書 3.2 章

CCF が重畳する状態で想定される環境条件におい状態で想定される環境条件において、その機能を発揮できる設

故」とソフトウェア CCF が重畳する環境下で所定の機能（39/55）て，その機能を発揮できる設計とすること。

計とする。

〇

が果たせる設計としていることを設計図書により確認した。

・共通要因故障対策設備基本設計
方針書 5.9 章- 本文-7 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 6/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.4 耐震性
多様化設備は，基準地震動 Ss による地震力に対し，多様化設備である共通要因故障対策設備は、基準地震動 Ss

多様化設備である共通要因故障対策設備は、基準地震動 Ss

・デジタル安全保護系共通要因故機能維持する設計とすること。

による地震力に対し、機能維持する設計とする。

による地震力に対し機能維持するものとしている。多様化設

障対策基本方針書 3.2 章

備のうち設計基準対象施設と兼用しておらず、個別の耐震評（39/55）価が必要な安全保護アナログ盤については、基準地震動 Ss

・共通要因故障対策設備基本設計

による地震力に対し機能維持できることを設計図書（耐震計

方針書 5.8 章算書）により確認した。

・安全保護アナログ盤 耐震計算書

・デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書 3.2 章（39/55）
・共通要因故障対策設備基本設計方
針書 5.14 章
・所内単線結線図
・計器用電源単線結線図〇

3.5.5 供給電源
多様化設備は，外部電源が利用できない場合にお多様化設備である共通要因故障対策設備は、外部電源が利

多様化設備である共通要因故障対策設備は、安全系計器用

いても，非常用電源系又は重大事故等対処設備電用できない場合においても、非常用電源系又は重大事故等

無停電電源母線に接続される計器用電源装置（インバータ）

源系のどちらか一方から給電できる設計とすること。

対処設備電源系のどちらか一方から給電される設計とする。

〇

から給電される設計としていることを設計図書により確認した。

3.5.6 設備の共用
多様化設備は，二以上の発電用原子炉施設におい

多様化設備である共通要因故障対策設備は、２つ以上の発多様化設備である共通要因故障対策設備は、二以上の発電

・デジタル安全保護系共通要因故て共用しない設計とすること。また，相互に接続しな電用原子炉施設において共用しない設計とすること。また、用原子炉施設にて共用及び相互接続しないものとしているこ

障対策基本方針書 3.2 章

い設計とすること。

相互に接続しない設計とする。

とを設計図書により確認した。

（39/55）〇

・共通要因故障対策設備基本設計
方針書 5.17 章
3.5.7 試験可能性
多様化設備は，原子炉の運転中又は停止中に，試多様化設備である共通要因故障対策設備は、原子炉の運転

多様化設備である共通要因故障対策設備は、定期事業者検・デジタル安全保護系共通要因故

験又は検査ができる設計とすること。

中又は停止中に、試験又は検査ができる設計とする。

査時において、模擬信号あるいは実動作によって設定値・ロ

障対策基本方針書 3.2 章

ジックなどの機能が確認できる設計としていることを設計図書（39/55）

により確認した。

・共通要因故障対策設備基本設計〇

方針書 5.5 章
3.5.8 安全保護回路への波及的影響防止
多様化設備は，多様化設備の故障影響により安全多様化設備である共通要因故障対策設備は、共通要因故障

安全保護回路と共通要因故障対策設備が部分的に設備を・デジタル安全保護系共通要因故障

保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこ対策設備の故障影響により安全保護系の安全機能が喪失し共用する場合には、共通要因故障対策設備の影響により安対策基本方針書 3.2 章（39/55）と。

ない設計とする。

全保護機能を失わないように、安全保護回路は共通要因故〇

障対策設備に対して隔離デバイス（アイソレータ等）による電・共通要因故障対策設備基本設計方
針書 5.4 章
・原子炉保護系ブロック図

気的分離及び異なる筐体に設備を収納する等の物理的分離・炉外核計装装置機能ブロック線図を考慮した設計であることを設計図書により確認した。

・安全保護系補助リレーラック EWD- 本文-8 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 7/8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.9 火災防護及び溢水防護
多様化設備が，火災・溢水の影響を受けたとしても，多様化設備である共通要因故障対策設備は、火災・溢水の影

多様化設備である共通要因故障対策設備が仮に火災・・デジタル安全保護系共通要因故

安全保護回路の安全機能を喪失させない設計とす響を受けたとしても、安全保護系の安全機能が喪失しない設計

溢水の影響を受けて機能喪失したとしても、多重性を有し障対策基本方針書 3.2 章

ること。

とする。

た安全保護回路の安全機能を喪失させない設計であるこ（39/55）とを、設計図書により確認した。

・共通要因故障対策設備基本設計

また、多様化設備である共通要因故障対策設備は、実用方針書 5.12 章〇

上可能な限り不燃性または難燃性材料を設備構成品に使用し、内部火災等への耐性を可能な限り有する設計であることを、設計図書により確認した。
3.5.10 外的事象に対する防護
多様化設備は，想定される自然現象（地震を除く），

多様化設備である共通要因故障対策設備は、想定される自然発電所で考慮する自然現象及び外部人為事象等に対し・デジタル安全保護系共通要因故

人為による事象，蒸気タービン，ポンプ，その他の機現象（地震を除く）、人為による事象及び蒸気タービン、ポンプ、て、共通要因故障対策設備の受ける影響評価を行った結障対策基本方針書 3.2 章器又は配管の損壊に伴う飛散物等に対して，多様化

その他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物等に対して、共通要

果、これらの事象に対して多様化設備である共通要因故（39/55）

設備がそれらの影響を受けない設計とすること又は

因故障対策設備が影響を受けない設計とする、又は、共通要因

障対策設備が影響を受けない、または影響を受けたとし・共通要因故障対策設備基本設計

多様化設備がそれらの影響を受けたとしても，安全

故障対策設備が影響を受けても安全機能が喪失しない設計とても、安全保護系の機能を喪失しないことを確認した。

方針書 5.10 章

保護回路の安全機能を喪失させない設計とするこする。

〇

各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価をと。

別表５「共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事
象等に対する影響評価整理表」に示す。

3.5.11 操作性
多様化設備として手動操作設備が必要になる場合

多様化設備である共通要因故障対策設備のうち手動操作器

誤操作防止を考慮した手動操作器及び表示を 3.3 項の操・デジタル安全保護系共通要因故

は，原子炉制御室に設置すること。

は、原則として中央制御室に設置する。また、手動操作器は誤作スイッチ及び表示として中央制御室に設置する設計とし

障対策基本方針書 3.2 章

また，原子炉制御室に設置する場合には，誤操作防操作防止を考慮した設計とする。

ていることを設計図書により確認した。

（39/55）〇止を考慮した設計とするとともに，操作結果が確実に・共通要因故障対策設備基本設計確認できるよう配慮した設計とすること。

方針書 5.13.1 章、6.1.2 章

なお，有効性評価により，原子炉制御室以外での操手動操作器は中央制御室に設置済みであるため考慮し・デジタル安全保護系共通要因故

作で対応可能であることが確認できた場合はこの限ない。

障対策基本方針書 2.3 章

りではない。

（18/55）－－

・共通要因故障対策設備基本設計
方針書 6.1.2 章- 本文-9 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表１ 「3．多様化設備要件」に関する要件整合性確認表( 8/ 8 )ソフトウェア CCF 対策設備設計図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

設計図書

理由

3.5.12 監視性
多様化設備には，運転時の異常な過渡変化又は設

多様化設備である共通要因故障対策設備のうち、事象発生の運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故とソフトウェ

・デジタル安全保護系共通要因故

計基準事故とソフトウェア CCF が重畳した事象の発認知や、事象の判定及び対応操作の判断に必要な警報機能や

ア CCF が重畳した事象を認知できる警報として、3.2 項、

障対策基本方針書 3.2 章

生を認知できる警報，事象の判定及び対応操作の監視機能は、中央制御室に設置する。

3.3 項及び別表３「共通要因故障対策設備が有する警報（39/55）

機能一覧表」で示した安全保護アナログ盤作動警報を中・共通要因故障対策設備基本設計

央制御室に告知する設計としていることを、設計図書によ

方針書 5.13.1 章、6.1.4 章、6.1.5 章

判断に必要な監視設備を原子炉制御室に設置すること。
〇

り確認した。
事象の判定及び対応操作に必要な監視設備として、3.2
項、3.3 項及び別表４「共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表」で示した指示計を中央制御室に設置する設計としていることを、設計図書により確認した。

また，多様化設備が自動で作動した場合には，その多様化設備である共通要因故障対策設備の論理回路（安全保作動要因が原子炉制御室に表示される設計とするこ

護アナログ盤）が自動作動した場合には、中央制御室の安全保と。

護アナログ盤の表示パネルに警報が表示される設計とする。

〇

安全保護アナログ盤が自動で作動した場合には、3.2 項、・共通要因故障対策設備基本設計

3.3 項及び別表３「共通要因故障対策設備が有する警報方針書 5.13.1 章、6.1.4 章、6.1.5 章

機能一覧表」で示したとおり、各警報が中央制御室に表示される設計としていることを、設計図書により確認した。

- 本文-10 -（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 1/ 13)
ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書

記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

4.2 評価すべき事象
運転時の異常な過渡変化及び設計基

多様化設備は安全保護回路の代替機

運転時の異常な過渡変化及び設計

3.2 事象選定の基本

準事故の全事象を対象に評価能を有する設備であるため、「運転時基準事故の全事象を対象としてい的考え（P.8）の異常な過渡変化」及び「設計基準事○る。

故」の全事象を有効性評価の対象とする。

- 本文-11 -ソフトウェア CCF が同じ影響を与え評価すべき事象において、グルー

3.3

る事象はグルーピングすることがでピングは考慮していない。

（P.9）

きる。なお，グルーピングを行う場―

有効性評価事象―

合は，代表シナリオの包絡性を確認し，その妥当性を示すこと。
以下に該当する場合は解析を省略で以下の事象は判定基準に対して影響

対象事象は判定基準に対して影響

3.3.1 運転時の異常きる。

が軽微であるため、解析を省略する。

が軽微であることを示している。

な過渡変化（P.9）

・判断基準に対して影響の程度が軽・運転時の異常な過渡変化

3.3.2 設計基準事故

・蒸気発生器伝熱管破損（P.10）

・可燃性ガスの発生

4.4 運転時の異常な微である事象・被ばく評価全般○

過渡変化「運転時の異常な過渡変化」にソフ（P.22,P.30）

トウェア CCF が重畳した場合、ア4.5.7 蒸気発生器伝ナログ回路で構成される現行措置の

熱管破損

多様化設備の作動により原子炉トリ（P181,P.189）

ップに至るため、「重大事故等対策

4.6.2.3 可燃性ガス

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 2/ 13)
ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書の有効性評価」の１つである原子炉の発生（P.217）

停止機能喪失（ATWS） の有効性評

4.6.3 被ばく評価へ

価（原子炉トリップしない仮定）よの影響（P.228～

りも事象進展が緩和される。したがP.233）って、この場合、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であり、解析を省略する。

- 本文-12 -

蒸気発生器伝熱管破損について、ソフトウェア CCF の重畳を考慮し、多様化設備等を用いて事象対応を行う場合における運転操作や操作時間が許可処分済みの設置変更許可申請書添付書類十解析と同等であり、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であるため解析を省略する。
また、当該事象に関する定性的な検討について述べている。
「可燃性ガスの発生」及び「環境への放射性物質の異常な放出」に分類される 事象 の被 ばく評 価 につい ては、ソフトウェア CCF の重畳を考慮した場合でも、許可処分済みの設置
変更許可申請書添付書類十解析に対（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 3/ 13)
ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

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要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

して、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であるため解析を省略する。また、これら評価への影響について述べている。
・グルーピングしたグループ内の代表事象に包絡される事象
・デジタル安全保護回路の動作を期- 本文-13 -待しない事象――評価すべき事象において、グルー
ピングは考慮していない。

3.2 事象選定の基本的考え（P.9）

下記事象については、デジタル安全

デジタル安全保護回路の動作を期保護回路の動作を期待していないプ

待していない事象については解析

廃棄物処理施設の破を省略している。

損（P.228）

ラントでは、解析を省略する。
・燃料集合体落下・放射性気体廃棄物処理施設の破損○

4.6.3.1 放射性気体

4.6.3.3 燃料集合体の落下（P.230）

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 4/ 13)
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要求内容

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要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

4.3 判断基準
全事象に対して判断基準は設計基準

全事象に対する判断基準として設計

設計基準事故において使用される

4.1 判断基準（P.11）

事故において使用される判断基準を準基準事故において使用される判断基

判断基準を準用し、その判断基準

4.4 運転時の異常な過用し，その判断基準を概ね満足するこ

準を準用する。

を概ね満足することの確認を行うこ渡変化との確認を行う。

また、解析等により判断基準を概ね満ととしている。

4.5 設計基準事故

4.1 判断基準（P.11）○

足することを確認している。

- 本文-14 -

設備の健全性が別途確認されている原原子炉格納容器の最高使用圧力/温

健全性が別途確認されている原子子炉格納容器の限界圧力，温度等の度を上回る場合の判断基準として、既炉格納容器の限界圧力/限界温度

条件，及び炉心の著しい損傷防止が達許認可で確認された原子炉格納容器

成できることを適切に確認できる他の判の限界圧力（最高使用圧力の 2 倍）／

断基準を用いてもよい。

限界温度（200℃）を設定している。

○

を判断基準として設定している。

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 5/ 13)
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要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書4.4 解析に当たって考慮すべき事項
最適評価コードにより，運転時の異常「原子炉冷却材喪失」以外の事象に最適評価コードの適用を示していな過渡変化又は設計基準事故に対す

ついては、最適評価コードを適用する評価を行うこと。

る。

保守的評価によって解析した結果が余解 析 対 象 とす る 「 原 子 炉 冷 却 材 喪

保守的な評価コードの適用を示すと4.2 解析に使用する

裕をもって判断基準を満足する場合に失」については、現行措置及び追加

ともに、その理由を記載している。

計算プログラム

は，保守的評価を採用してもよい。

措置の多様化設備により、設置変更○

計算プログラム（P.12）（P.12）- 本文-15 -

許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられ、最適評価を適用する必要はないと判断されるため、添付書
類十解析と同じ保守的評価を適用する。

る。

4.2 解析に使用する○

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 6/ 13)
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要件整合性
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理由

有効性評価図書4.4.1 解析にあたって考慮する範囲
有効性評価においては，事象発生前

設置変更許可申請書 添付書類十

添付書類十解析と同様に、全ての運4.3 基本解析条件の状態として，通常運転範囲及び運転

解析（設計基準事故）では、「発電用

転範囲及び運転期間を包絡する解（P.14）

期間の全域を対象とすること。

軽水型原子炉施設の安全評価に関析条件を設定している。

する審査指針」の要求に従い、異常状態の発生前の状態として通常運転
範囲及び運転期間の全域について○- 本文-16 -考慮し、判断基準に照らして最も厳しくなる初期状態（解析条件）を選定している。ソフトウェア CCF 対策の有効性評価についても、この方針に従い解析条件を設定している。
解析は，想定した事象が，判断基準を

添付書類十解析と同様、事象発生か

事象発生から、注水等によりプラント

概ね満足しながら，過渡状態が収束

ら安定状態へ移行できると合理的に状態が安定状態へ移行できると判断変化し，その後原子炉は支障なく安定状態判断できる時点までの解析結果（グでき、かつ主要パラメータの傾向が（各グラフ）

へ移行できることが合理的に推定できラフ）を示している。

事象収束の方向にあると判断できる

4.5 設計基準事故時点まで解析を実施している。

（各グラフ）

る時点までを包含すること。

○

4.4 運転時の異常な過渡（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 7/ 13)
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要求内容

要件整合性
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理由

有効性評価図書

4.4.2 解析で想定する現実的な条件等
事象発生前のプラント初期条件は，設プラント初期条件及び設定根拠を、プラント初期条件及び設定根拠が示

4.3 基本解析条件

計値等に基づく現実的な値を用いるこ

解析条件として示している。また、添されている。

（P.14）と。その場合には，安全設計の妥当性

付書類十解析と異なる条件を用いた確認に用いる安全解析における解析

ものは、差異及び根拠を示している。

4.4 運転時の異常な過渡変化○（各主要解析条件表）

条件との差異及び根拠を明確にするこ

4.5 設計基準事故と。

- 本文-17 -（各主要解析条件表）
添付 1-1、添付 1-2
事象発生による外乱の程度、炉心状

炉心状態（出力分布，反応度係数

態、機器容量等の解析条件及び設（P.14）

等），機器の容量等は，設計値等に基定根拠を示している。また、添付書

4.4 運転時の異常な過渡

づく現実的な値を用いること。その場合

類十解析と異なる条件を用いたものには，安全設計の妥当性確認に用いる解析条件及び根拠が示されている。

4.3 基本解析条件

事象発生によって生じる外乱の程度，

変化○（各主要解析条件表）

は、差異及び根拠を示している。

4.5 設計基準事故

安全解析における解析条件との差異（各主要解析条件表）

及び根拠を明確にすること。

添付 1-1、添付 1-2

作動設定点等については計装上の誤差は考慮しなくともよい。

――

技術要件書の緩和既定の適用は必4.3 基本解析条件

須ではなく、計装上の誤差の考慮は（P.16,P.17）

保守的な設定としている。

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 8/ 13)
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要求内容

要件整合性
判定

有効性評価図書理由

誤操作が起因事象となる評価では，運誤操作が起因の一つとなる「運転時転手順に基づく現実的な操作条件をの異常な過渡変化」の評価では、変化用いること。その場合には，現実的な操「主給水流量喪失」を代表として有効（P.18）

作条件の根拠を明確にすること。

性評価を実施している。「主給水流――4.4 運転時の異常な過渡量喪失」はポンプ等の故障が起因事象であり、誤操作が起因ではないため、現実的な操作の条件を仮定する
必要はない。

- 本文-18 -4.4.3 安全系機能に対する仮定
ソフトウェア CCF によりデジタル安全保各事象においてデジタル安全保護

ソフトウェア CCF による機能喪失を

4.3 基本解析条件（P.14）

護回路の機能が喪失し，原子炉停止

回路の機能喪失に伴い、本設の原子解析条件に反映している。

4.4 運転時の異常な過渡

系統及び工学的安全施設が自動作動

炉停止系統及び工学的安全施設がしない。

動作しないことを解析条件としてい（各主要解析条件表）

る。

4.5 設計基準事故変化○（各主要解析条件表）
デジタル安全保護回路を経由しない，「原子炉格納容器健全性評価」におソフトウェア CCF による機能喪失へ

4.3 基本解析条件（P.14）

自動起動信号又は運転員が事象の発いて、デジタル安全保護回路の機能の対応操作として、手動起動を解析

4.5.8 原子炉格納容器健生を認知した場合の手動起動信号によ喪失に伴い自動起動しない格納容り，原子炉停止系統及び工学的安全器スプレイ設備について、手動起動

添付 1-3 運転員操作条

施設は作動可能とする。

操作を解析条件としている。

件○

条件として反映している。

全性評価（P.196）

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 9/ 13)
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記載内容（概要）

要求内容

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

自動起動信号又は運転員の手動操作

各事象において、起因事象による影起因事象の影響を受けない安全機

4.3 基本解析条件（P.14）

による，最も確からしいプラント応答を響を受けない、安全機能を有する機能を有する機器の単一故障を解析

4.4 運転時の異常な過渡評価するため，安全機能を有する機器器の単一故障は仮定していない。

の単一故障は想定しない。

○

条件としていない。

変化（各主要解析条件表）
4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）- 本文-19 -

安全機能のサポート系（電源系，冷却起因事象との従属性がなく、かつソ

必要な安全機能に対するサポート系

4.3 基本解析条件（P.14）

系，空調系等）は，起因事象との従属

フトウェア CCF の影響を受けない安について、起因事象及びソフトウェア

添付 2 多様化設備が作性がなく，かつソフトウェア CCF の影響

全機能のサポート系（電源系、冷却CCF の影響を受けないことを確認し動させる設備に対するを受けない場合は，起因事象が発生す

系、空調系等）の作動状態を想定すている。

サポート系の有効性

る前の作動状態を維持する。

る。また、これらのサポート系を利用○した原子炉停止系統及び工学的安
全施設の作動を仮定する。

4.4.4 常用系機能に対する仮定
起因事象として外部電源の喪失を仮定

起因事象が外部電源喪失である事する事象以外は，外部電源は利用可

象以外では、外部電源喪失は仮定し

能とする。

ていない。

事象発生前から機能しており，かつ事

事象発生前から機能している常用系

象発生後も機能し続ける設備は，故障

設備 は、機能 喪失 は仮定 していなの仮定から除外する。

い。

○

○

起因事象が外部電源喪失である事

4.3 基本解析条件

象以外は、外部電源喪失を解析条（P.14）

件としていない。
起因事象の影響を受けない常用系

4.3 基本解析条件

設備の機能喪失を解析条件としてい（P.14)ない。

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 10/ 13)
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ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

常用系機能の喪失が起因となる事象が常用系機能の喪失が前提となる事象前提である場合は，当該事象を評価すでは、当該常用系の機能には期待しる際にはその機能を期待しない。

ていない。

要件整合性
判定

○

理由

有効性評価図書

常用系である各種制御系等の故障

4.3 基本解析条件を起因とする事象では、事象発生（P.15)

後、その機能には期待していない。

4.4.5 多様化設備に関連する条件（1）機器条件
・多様化設備がもつ緩和機能の有効性- 本文-20 -を確認する観点から，多重性を要求

多様化設備を含めて単一故障は想多重性が要求されない多様化設備

定していない。

の単一故障を想定していない。

しない多様化設備の単一故障は想○

4.4 運転時の異常な過渡変化（各主要解析条件表）

定しない。

4.5 設計基準事故（各主要解析条件表）

・多様化設備がもつ緩和機能の有効性

多様化設備が作動させる原子炉停

多様化設備が代替作動させる設備

4.3 基本解析条件を確認する観点から，多様化設備が止系統、工学的安全施設等は、そのの故障及び誤動作が起因となる事象（P.14)

代替作動させる原子炉停止系統，工サポート系が使用できない場合を除は想定していない。

学的安全施設等の故障及び誤動作

き作動を仮定しており、多様化設備が起因となる事象は想定しない。

が作動させる原子炉停止系統、工学
的安全施設等の故障及び誤作動が起因となる事象は想定していない。

○

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 11/ 13)
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ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

有効性評価図書

理由

・多様化設備が作動させる原子炉停止

多様化設備が作動させる原子炉停

多様化設備が作動させる設備は、そ4.3 基本解析条件（P.14）

系統，工学的安全施設等は，そのサ止系統、工学的安全施設等は、そののサポート系が起因事象及びソフト

添付 2 多様化設備が作

ポート系（電源系，冷却系，空調系

サポート系が使用できない場合にはウェア CCF の影響を受けず利用可

動させる設備に対する等）が利用可能であることを確認し，利用できないものとする。

能であることを確認している。

サポート系の有効性

使用できない場合原子炉停止系統，○

工学的安全施設等は利用できないものとする。

- 本文-21 -（2）操作条件
・運転員による手動操作をソフトウェア

有効性評価で期待している手動操

解析上の運転員の手動操作の成立性 4.3 基本解析条件(P.15)

CCF 対策として期待することができ

作は、ハード対策（追加措置）完了まが、運転員操作手順書、教育訓練に

添付 1-3 運転員操作条る。ただし，有効性評価において運でに整備される操作手順書に従い操より裏付けられることを示している。

件

転員による手動操作を期待する場合

作が適切に行われること、及び運転には，原子炉制御室において運転操作訓練が適切に行われることを前員による事象の認知が可能であり，提としている。

それに基づく操作手順書が整備され，運転操作訓練が適切に行われることによって，手動操作が適切に実施されることが前提となる。

○

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 12/ 13)
ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

・原子炉制御室での運転操作開始時

有効性評価図書理由
中央制御室での原子炉停止系統及間を現実的な想定としてもよい。そのび工学的安全施設の手動操作はな場合においては，運転員による事象

い。

の認知から運転操作開始までの時

―

―

―

間を適切に考慮し，その根拠を明確にすること。

- 本文-22 -・原子炉制御室外における運転員によ有効性評価で期待している中央制

移動や操作に係る所要時間を計測

4.3 基本解析条件(P.15)

る現場操作を考慮してもよい。その御室以外での現場操作は、現場へし、根拠を明確にした上で、中央制

添付 1-3 運転員操作条

場合においては，原子炉制御室にの移動時間、現場での操作時間の御室以外での現場操作の成立性を件おける運転員による事象の認知から

各所要時間に基づき、解析条件とし確認している。

現場操作場所までの移動時間，及て設定している。

び現場操作場所に到着してから操作開始までの時間は適切に考慮し，その根拠を明確にすること。

○

（判定記号）〇：整合有－：該当なし表 2 「4．有効性評価」に関する要件整合性確認表( 13/ 13)
ソフトウェア CCF 対策有効性評価図書の要件整合性

ATENA 技術要件書
要求内容

記載内容（概要）

要件整合性
判定

理由

有効性評価図書

4.4.6 解析に使用する計算プログラム及びモデル
有効性評価を行う場合は，運転時の異有効性評価に用いた計算プログラム解析で用いた計算プログラム及びモ

4.2 解析に使用する計算

常な過渡変化又は設計基準事故の解及びモデルについて詳述した他のデルは、引用した他の資料から確認プログラム（P.12,13）

析で用いる計算プログラム及びモデ

資料を引用している。（「原子炉冷却できる。

６．参考文献（P.240）

ル，又は最適評価コード及び現実的な材喪失」は設置変更許可申請書 添

計算モデルを使用すること。

付書類十（設計基準事故）解析で用○いているコードを使用、「原子炉冷却- 本文-23 -材喪失」以外の事象は SPARKLE-2
コードを使用）
使用する計算プログラム及びモデル

有効性評価に用いた計算プログラム解析で用いた計算プログラム及びモ

4.2 解析に使用する計算は，適用範囲について，妥当性確認及及びモデルの適用妥当性について

デルの妥当性や許認可使用実績

プログラム（P.12）

び検証が行われたものであること。なは、設置変更許可申請書 添付書類

は、引用した他の資料から確認でき

お，許認可での使用実績により，計算十解析（設計基準事故、重大事故等

プログラム及びモデルの確認が行われ対策の有効性評価）での使用実績をている場合には，妥当性確認及び検証記載するとともに、詳述した他の資料は不要である。

を引用している。

○

る。

６．参考文献（P.240）

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
高浜３号機（４号機も同様）
1. 原子炉非常停止信号
検

出

器

及

び

作

動

条

件
原 子 炉 非 常

原子炉非常
停止信号の
種

類

原
検 出 器 の

非
個数

種

取

付

箇

子
常

信
統

名

（ ラ イ ン 名 ）狭域水位

停 止 信 号 を
備

に
設

要

系

止

所

類

A 蒸気発生器

停

炉

す
号

の

定

値

る
個

考

発 信 さ せ な い
条件

数A 蒸気発生器－1- 本文-24 -

検出器（Ch.Ⅰ）

B 蒸気発生器
蒸気発生器

置

床

系

統

名

（ ラ イ ン 名 ）

狭域水位
水位異常低

設

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基準

計器スパンのプした場合には、対象施設と共用

7％以上、か

共通要因故障対策つ、11％以下

設備からの作動信設定値根拠は添付２号をブロックする。

参照

B 蒸気発生器
－

1

2

検出器
（ＣＣＦ）

設置床

（Ch.Ⅱ）

系

C 蒸気発生器

統

名（ ラ イ ン 名 ）

狭域水位
1
検出器
（Ch.Ⅲ）

設

置

床

C 蒸気発生器－別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検

出

器

及

び

作

動

条

件
原 子 炉 非 常

原子炉非常
停止信号の
種

類

原
検 出 器 の

非
個 数

種

取

付

箇

要

系
加圧器圧力

統

名

（ ラ イ ン 名 ）停止

停 止 信 号 を
備

に
設

信

加圧器

常

炉

所

類

検出器

子

す
号

の

定

値

る
個

条

設

置

件

数

加圧器
－

1

（Ch.Ⅰ）

考発 信 さ せ な い

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基プした場合には、共準対象施設と共用

12.42MPa[gage]

床以上、かつ、
圧力低- 本文-25 -

（ＣＣＦ）

2
系
加圧器圧力
検出器

通要因故障対策設
12.72MPa[gage]

加圧器

備からの作動信号

設定値根拠は添付２をブロックする。

参照

正常に原子炉トリッ

各検出器は設計基プした場合には、共準対象施設と共用

以下

－

1
設置床
系

加圧器圧力

加圧器

名

（ ラ イ ン 名 ）（Ch.Ⅱ）

検出器

統

統

名

（ ラ イ ン 名 ）

加圧器
－

1

（Ch.Ⅰ）

16.60MPa[gage]

設置床以上、かつ、
圧力高
（ＣＣＦ）

2
系
加圧器圧力
検出器
（Ch.Ⅱ）

統

名（ ラ イ ン 名 ）
1
設置床

加圧器
－

通要因故障対策設
16.90MPa[gage]備からの作動信号

設定値根拠は添付２をブロックする。

参照

以下

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
2.

工学的安全施設等の作動信号
検

工

学

出

器

及

び

作

的

工

安 全 施 設 等 の
作

動

信

号

種

の
類

動
学

条

件

作

種

類

付

箇

所

系

統

名

（ライン名）

狭域水位

動

信

号

設

定

値

発

作

動

に

要

す

る

さ

信 号 の 個 数条数

A 蒸気発生器

的

を
備

個
取

学

安 全 施 設 等 の的

安全施設等の検 出 器 の

工

考

信
せ

な

い
件

A 蒸気発生器－1- 本文-26 -

検出器
設（Ch.Ⅰ）

置

床
各検出器は設計

系

B 蒸気発生器
補助給水

蒸気発生器

ポンプ

水位異常低

起動信号

（ＣＣＦ）

統

名

（ライン名）

狭域水位

正常に補助給水ポン

B 蒸気発生器

計器スパン

1の 7％以上、
2

検出器

基準対象施設とプが起動した場合、－共用
自動で補助給水ポン

か つ 、 11 ％設

（Ch.Ⅱ）

置

プ起動信号が阻止さ

床

設定値根拠は添

以下
れる。

付２参照
系

C 蒸気発生器

統名（ライン名）

狭域水位
1
検出器（Ch.Ⅲ）

設

置

床

C 蒸気発生器－別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検
工

学

出

器

及

び

作

的

工

安 全 施 設 等 の
作

動

種

信

号

の
類

動
学

条

件

作

種

類

付

箇

所

動

信

号

設

定

値

発

作

動

に

要

す

る

さ

信 号 の 個 数

条

数

的

を
備

個
取

学

安 全 施 設 等 の的

安全施設等の検 出 器 の

工

考

信
せ

な

い
件

正常に原子炉トリップし主蒸気た場合には自動で主蒸
ライン

（注１）

（注１）
気ライン隔離信号が阻

隔離信号
止される。

- 本文-27 -正常に原子炉トリップし主給水た場合には自動で主給
ライン

（注１）

（注１）
水ライン隔離信号が阻

隔離信号
止される。

（注１）蒸気発生器水位異常低（ＣＣＦ）、加圧器圧力低（ＣＣＦ）、加圧器圧力高（ＣＣＦ）及び補助給水ポンプ起動信号と同じ

別表１

別表１ 共通要因故障対策設備が有する自動作動機能一覧表
検

出

器

及

び

作

工 学 的 安 全 施 設 等 の
作

動

信

号

の

種

類

動

条

件

作

工学的安全施設
検出器の
種

類

付

箇

所

等の作動に要す

設

定

値

数
系

検出器
加圧器
非常用炉心

統

名

（ライン名）
設

件

各検出器は設置

11.30MPa[gage]

床計基準対象施動した場 合には、共以上、かつ、
2

異常低

系
加圧器圧力

- 本文-28 -

検出器

統

名

（ライン名）

設と共用
通要因故障対策設備

11.42MPa[gage]

加圧器

からの作動信号をブ
設定値根拠は

以下－ロックする。

1（Ch.Ⅱ）

添付２参照
設

置

床

系

統

名

B 余熱除去ポンプ
B 余熱除去B 余熱除去B 余熱除去ポンプ

ポンプ（ライン名）

ポンプ吐出ミニマムフロー

吐出流量

検出器は設計正常に安全注入が作

3

ミニマムフロー

94m /hライン

1

以 上 、 か つ1

3と共用
要因故障対策設備か

134m /h
検出器

らの作動信号をブロッ

（ＣＣＦ）
開信号

基準対象施設動した場合には共通

流量低
弁

考

発 信 さ せ な い

正常に安全注入が作

圧力

（ＣＣＦ）

を

－

冷却設備
作動信号

号

加圧器

1

（Ch.Ⅰ）

信条る信号の個数
加圧器圧力

動

備

個
取

工学的安全施設等の設（Ch.Ⅳ）

置

設定値根拠は

以下

床

クする。
添付２参照

B 余熱除去B 余熱除去ポンプ

B 余熱除去系

B 余熱除去
ポンプ

ポンプ
吐出流量

名

（ライン名）
ライン

1

流量高
弁

（Ch.Ⅳ）

設

置

床

正常に安全注入が作

検出器は設計

動した場 合には、共基準対象施設

通要因故障対策設備と共用からの作動信号をブ

設定値根拠はロックする。

添付２参照

以 上 、 か つ1

237m3/h

検出器
（ＣＣＦ）

閉信号

217m3/h

ミニマムフロー

ポンプ吐出
ミニマムフロー

統

以下

別表２

別表２ 共通要因故障対策設備が有する手動作動機能一覧表
高浜３号機（４号機も同様）
操

作

器

の

種

原子炉トリップ

主給水隔離

類

個数

取
（

付
設

箇
置

床

所
）

備

考

2
A ループ

1

B ループ

1

C ループ

1

全ループ

2

A ループ

1

主蒸気隔離
B ループ

1

C ループ

1

安全注入作動2

格納容器隔離2

補助給水流量調整・隔離

3

主蒸気逃がし弁

3加圧器逃がし弁3- 本文-29 -各操作器は設計
基準対象施設と共用

別表３

別表３ 共通要因故障対策設備が有する警報機能一覧表
高浜３号機（４号機も同様）
警

報

安
ア
作

ナ

種

類

保
グ

護
盤
報

1

加
圧

圧
力

器
低

1

ファースト
加
ア ウ ト
圧
警
報

圧
力

器
高

1

蒸 気 発 生 器
水 位 異 常 低

1

蒸
水
警

の

全
ロ
動

気
位

警

発
異

生
常

個

数

器
高
報

1

加 圧 器 圧 力 異 常 低
安 全 注 入 作 動

1取（- 本文-30 -

付
設

箇
置

床

所
）

備

考

設計基準対象施設の警報設備とは異なる設備とし て、安全保護アナログ盤の表示パネルに設置する。

別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表
高浜３号機
名

称
中間領域
中性子束
（Ch.Ⅰ）

検
の

出
種

γ線補償型
電離箱

- 本文-31 -

１次冷却材圧力（Ch.Ⅱ）

弾性圧力
検出器

１次冷却材
低温側温度
（広域）
（Ch.Ⅱ）

測温
抵抗体

加圧器水位
（Ch.Ⅰ）

蒸気発生器
蒸気圧力（Ch.Ⅲ）
蒸気発生器
蒸気圧力（Ch.Ⅳ）

器
類

差圧式
水位検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

計

測

範

-１１

囲

個

数

-３

10 ～5×10 A(1.3×10２～6.6×10１０n/cm２s)

0～20.6MPa[gage]

1

1

取
系
（ ラ

付
統
イ

0～100％

0～8.3MPa[gage]

3

1

1

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

系
（ ラ

2

ン
置

ン

名

名
）

設

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

ン

設

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

系
（ ラ
設

ン
置

ン
置

備

考

－

B ループ

A,B,C ループ

加圧器－

C 主蒸気管

床

統
イ

所

床

統
イ

設

0～8.3MPa[gage]

名
名 ）

設

設

0～400℃

ン

箇

名

名
）
床

A,B 主蒸気管各検出器～指示計
は設計基準対象施
設と共用

別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表
名

称

検
の

出
種

器
類

蒸気発生器
狭域水位
（Ch.Ⅰ）

差圧式
水位検出器

蒸気発生器
狭域水位

差圧式

（Ch.Ⅱ）

格納容器
広域圧力- 本文-32 -（Ch.Ⅰ）
燃料取替用水タンク水位（Ch.Ⅱ）

格納容器再循環サンプ広域水位（Ch.Ⅳ）

水位検出器

弾性圧力
検出器

差圧式水位
検出器

差圧式水位
検出器

計

測

範

0～100％

0～100％

0～345kPa[gage]

0～100％

0～100％

囲

個

数

1

2

取
系
（

付

箇

統
ラ

イ

ン

名

名
）

設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

所

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

考

A 蒸気発生器

B,C 蒸気発生器

－

1
設

備

各検出器～指示計は設計基準対
象施設と共用

燃料取替用水タンク

格納容器再循環
サンプ B

別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表
高浜４号機
名

称
中間領域
中性子束
（Ch.Ⅰ）

検
の

出
種

γ線補償型
電離箱

- 本文-33 -

１次冷却材圧力（Ch.Ⅱ）

弾性圧力
検出器

１次冷却材
低温側温度
（広域）
（Ch.Ⅱ）

測温
抵抗体

加圧器水位
（Ch.Ⅰ）

蒸気発生器
蒸気圧力（Ch.Ⅲ）
蒸気発生器
蒸気圧力（Ch.Ⅳ）

器
類

差圧式
水位検出器

弾性圧力
検出器

弾性圧力
検出器

計

測

範

-１１

囲

個

数

-３

10 ～5×10 A(1.3×10２～6.6×10１０n/cm２s)

0～20.6MPa[gage]

1

1

取
系
（ ラ

付
統
イ

0～100％

0～8.3MPa[gage]

3

1

1

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

系
（ ラ

2

ン
置

ン

名

名
）

設

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

ン

設

置

床

系
（ ラ

統

名
名 ）

イ

系
（ ラ
設

ン
置

ン
置

備

考

－

B ループ

A,B,C ループ

加圧器－

C 主蒸気管

床

統
イ

所

床

統
イ

設

0～8.3MPa[gage]

名
名 ）

設

設

0～400℃

ン

箇

名

名
）
床

A,B 主蒸気管各検出器～指示計
は設計基準対象施
設と共用

別表４

別表４ 共通要因故障対策設備が有する指示機能一覧表
名

称

検
の

出
種

器
類

蒸気発生器
狭域水位
（Ch.Ⅰ）

差圧式
水位検出器

蒸気発生器
狭域水位

差圧式

（Ch.Ⅱ）

格納容器
広域圧力- 本文-34 -（Ch.Ⅰ）
燃料取替用水タンク水位（Ch.Ⅱ）

格納容器再循環サンプ広域水位（Ch.Ⅳ）

水位検出器

弾性圧力
検出器

差圧式水位
検出器

差圧式水位
検出器

計

測

範

0～100％

0～100％

0～345kPa[gage]

0～100％

0～100％

囲

個

数

1

2

取
系
（

付

箇

統
ラ

イ

ン

名

名
）

設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

所

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

系
（

統

名
）

ラ

イ

ン

名

1
設

置

床

考

A 蒸気発生器

B,C 蒸気発生器

－

1
設

備

各検出器～指示計は設計基準対
象施設と共用

燃料取替用水タンク

格納容器再循環
サンプ B

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等（参考）設置許可での想定/対策の概要

各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価
結果

津波防護対象設備（津波防護施設等を除く）を内包
する建屋及び区画の設置された敷地において、基準津波

津波による遡上波を地上部から到達又は流入させな－：該当なし〇い等により、安全施設が安全機能を損なうおそれのな

理由
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。

い設計とする。

- 本文-35 -森林火災
想定される自然現象（地震除く）
竜巻

火山

気象条件及び植生等を用いた森林火災影響評価結果を踏まえ、18m 以上の防火帯幅を確保すること等により安全施設が安全機能を損なうことのない設計とする。
最大風速 100m/s の竜巻が発生した場合においても安全機能を損なわないために、飛来物の発生防止対策及び竜巻防護対策を行う。

将来の活動性が否定できない火山について評価した
結果、想定される降下火砕物による直接的影響及び間接的影響のそれぞれに対し、安全機能を損なわな
いこと。

〇

〇

〇

多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置している等から、本設備への影響はな
い。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等

風（台風）- 本文-36 -凍結（低温）想定される自然現象（地震除く）－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果
敷地付近での過去の風速を踏まえて、風荷重を建築基
準法に基づき設定し、それに対して機械的強度を有することにより、安全機能を損なうことのない設計とする。

敷地付近での最低気温を考慮し、屋外機器で凍結のおそれのあるものに保温等の凍結防止対策を行うことにより、安全機能を損なうことのない設計とする。

降水

森林法に基づき観測記録を上回る降雨強度 86mm/hを設定し、敷地内に構内排水施設を設けて海域に排水することにより、安全機能を損なうことのない設計とする。

積雪

安全施設は、積雪荷重を建築基準法に基づき設定し、それに対し機械的強度を有することにより、安全機能を損なうことのない設計とする。

〇

〇

〇

〇

理由
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。
多様化設備である共通要因故障対策設備は、
当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等

各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果
安全施設は、発電所の雷害防止対策として、建屋等に落雷－：該当なし避雷設備を設け、接地網の布設による接地抵抗の低減等の対策を行うことにより、安全機能を損なうことのない

理由
多様化設備である共通要因故障対策設備は、〇設計とする。

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。

生物学的事象に対して、クラゲ等の海生生物の発生、- 本文-37 -

生物学的想定される自然現象（地震除く）

影響（小動物等）

多様化設備である共通要因故障対策設備は、小動物の侵入を考慮する。安全施設は、クラゲ等の海生生物の発生に対して、原子炉補機冷却海水設備に除塵装置を設け、また、小動物の侵入に対して、屋外装

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋〇内に設置していることから、本設備への影響はない。

置の端子箱貫通部等にシールを行うことにより、安全機能を損なうことのない設計とする。
地すべり地形分布図等に示された地形の地滑りに対し多様化設備である共通要因故障対策設備は、て、安全施設の安全機能を損なうことのない設計とす
地滑りる。（地滑り防護対策として、当該土石流危険区域に土石流が流れ込むことを防止するための堰堤を土石流危
険渓流に設置する。）

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋〇内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由
多様化設備である共通要因故障対策設備は、想定される自然現象（地震除く）

高潮

安全施設は、敷地高さ（）に設置し、高潮により安全機能を損なうことのない設計とする。

〇

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響はない。

・発電所の近くには、火災により安全施設に影響を及ぼすような石油コンビナート施設はない。

- 本文-38 -・発電所敷地内に存在する危険物タンク火災発生時の輻射熱による外部火災防護施設の建屋表面温度等を許容温度以下とすることにより、安全施設が安全機能を多様化設備である共通要因故障対策設備は、損なうことのない設計とする。
外部人為行為

近隣工場

・発電所敷地内への航空機墜落等に伴う火災発生時

等の火災の輻射熱による外部火災防護施設の建屋表面温度等
を許容温度以下とすることにより、安全施設が安全機能を損なうことのない設計とする。
・発電所港湾内に入港する船舶の火災発生時の輻射熱による外部火災防護施設の建屋表面温度等を許容温度以下とすることにより、安全施設が安全機能を損な
うことのない設計とする。

当該事象の影響を受けないことを確認した建屋〇内に設置していることから、本設備への影響は
ない。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

発電所周辺海域の船舶の航路としては、舞鶴から小樽（北海道）までのフェリー航路があり、また、小浜湾には景勝地蘇洞門めぐりの遊覧船と小浜湾を周遊する観光

多様化設備である共通要因故障対策設備は、船の定期航路があるが、フェリーについては、発電所と船舶の衝突航路までの距離が離れており、発電所がその航路の針〇路上にないこと、遊覧船及び観光船については、仮に当該事象の影響を受けないことを確認した建屋内に設置していることから、本設備への影響は- 本文-39 -ない。

漂流したとしても取水路に船舶が漂着する可能性は低いこと等の理由により、船舶の衝突によって取水路が閉塞することはない。

外部人為行為安全機能を有する原子炉保護設備は、原子炉施設で発生する電磁干渉や無線電波干渉等により機能が喪

多様化設備である共通要因故障対策設備は、失しないよう、計測制御回路を構成する原子炉保護系
電磁的障害

計器ラック及びケーブルは、ラインフィルタや絶縁回路の設置により、サージ・ノイズの侵入を防止するとともに、鋼製筐体等の適用により電磁波の侵入を防止する設計としているため、電磁的障害により安全施設が安全機能を損なうことはない。

ラインフィルタや絶縁回路の設置により、サー〇ジ・ノイズの侵入を防止するとともに、鋼製筐体等の適用により電磁波の侵入を防止する設計と
している。

別表５

別表５ 共通要因故障対策設備の自然現象、外部人為事象等に対する影響評価整理表（判定記号）〇：影響なし

高浜３、４号機 設置（変更）許可において想定される自然事象等－：該当なし各事象に対する共通要因故障対策設備への影響評価（参考）設置許可での想定/対策の概要
結果

理由

蒸気タービン及び発電機は、破損防止対策を行うことにその他

タービン等の飛来物

より、破損事故の発生確率を低くするとともに、飛散物の発生を仮に想定しても安全機能を有する構築物、系統及び機器への到達確率を低くすることによって、原子炉〇

回転機器側で飛散物の発生防止等を行う設計であり、問題ない。

施設の安全性を損なうことのない設計とする。

- 本文-40 -なお、自然事象のうち洪水に関しては、高浜発電所の施設への影響がないことから、影響を及ぼす事象から除外している。また、外部人為事象のうちダムの崩壊、有毒ガス、爆発に関しては、高浜発電所の施設への影響がないことから、影響を及ぼす事象から除外している。
航空機落下については、高浜発電所３号機及び４号機について航空機落下確率評価を行った結果、防護設計の要否判断の基準を超えないた
め、航空機落下による防護設計を考慮しないこととしている。
以 上

Ⅱ．添 付 書 類目次（１）添付資料添付１ 「３．多様化設備要件」における設計図書
添付１－１ 高浜３，４号機 デジタル安全保護系共通要因故障対策
基本方針書
添付１－２ 共通要因故障対策設備基本設計方針書
添付１－２－１ 高浜３号機 共通要因故障対策設備基本設計方針書
添付１－２－２ 高浜４号機 共通要因故障対策設備基本設計方針書
添付１－３ 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム
添付１－３－１ 高浜３号機 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム
添付１－３－２ 高浜４号機 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム
添付１－４ 補機インターロック線図
添付１－４－１ 高浜３号機 補機インターロック線図
添付１－４－２ 高浜４号機 補機インターロック線図
添付１－５ 安全保護アナログ盤 耐震計算書
添付１－５－１ 高浜３号機 安全保護アナログ盤 耐震計算書
添付１－５－２ 高浜４号機 安全保護アナログ盤 耐震計算書
添付１－６ 原子炉保護系ブロック図
添付１－６－１ 高浜３号機 原子炉保護系ブロック図
添付１－６－２ 高浜４号機 原子炉保護系ブロック図
添付１－７ 炉外核計装装置機能ブロック線図
添付１－７－１ 高浜３号機 炉外核計装装置機能ブロック線図
添付１－７－２ 高浜４号機 炉外核計装装置機能ブロック線図
添付１－８ 安全保護系補助リレーラック EWD
添付１－８－１ 高浜３号機 安全保護系補助リレーラック EWD
添付１－８－２ 高浜４号機 安全保護系補助リレーラック EWD

添付１－９ 所内単線結線図
添付１－９－１ 高浜３号機 所内単線結線図
添付１－９－２ 高浜４号機 所内単線結線図
添付１－１０ 計器用電源単線結線図
添付１－１０－１ 高浜３号機 計器用電源単線結線図
添付１－１０－２ 高浜４号機 計器用電源単線結線図
添付２

共通要因故障対策設備の設定値根拠に関する説明書

添付３「４．有効性評価」における有効性評価図書

（１）添付資料

添付１「３．多様化設備要件」における設計図書

添付１－１ 高浜３，４号機 デジタル安全保護系共通要因故障対策基本方針書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－２ 共通要因故障対策設備基本設計方針書

添付１－２－１ 高浜３号機 共通要因故障対策設備基本設計方針書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－２－２ 高浜４号機 共通要因故障対策設備基本設計方針書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－３ 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム

添付１－３－１ 高浜３号機 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－３－２ 高浜４号機 原子炉制御保護系ファンクショナルダイヤグラム

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－４ 補機インターロック線図

添付１－４－１ 高浜３号機 補機インターロック線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－４－２ 高浜４号機 補機インターロック線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－５ 安全保護アナログ盤 耐震計算書

添付１－５－１ 高浜３号機 安全保護アナログ盤 耐震計算書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－５－２ 高浜４号機 安全保護アナログ盤 耐震計算書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－６ 原子炉保護系ブロック図

添付１－６－１ 高浜３号機 原子炉保護系ブロック図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－６－２ 高浜４号機 原子炉保護系ブロック図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－７ 炉外核計装装置機能ブロック線図

添付１－７－１ 高浜３号機 炉外核計装装置機能ブロック線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－７－２ 高浜４号機 炉外核計装装置機能ブロック線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－８ 安全保護系補助リレーラック EWD

添付１－８－１ 高浜３号機 安全保護系補助リレーラック EWD

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－８－２ 高浜４号機 安全保護系補助リレーラック EWD

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－９ 所内単線結線図

添付１－９－１ 高浜３号機 所内単線結線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－９－２ 高浜４号機 所内単線結線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－１０ 計器用電源単線結線図

添付１－１０－１ 高浜３号機 計器用電源単線結線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付１－１０－２ 高浜４号機 計器用電源単線結線図

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付２ 共通要因故障対策設備の設定値根拠に関する説明書

本資料は、商業機密あるいは防護上の観点から公開できません。

添付３ 「４．有効性評価」における有効性評価図書

MHI-NES-1075

三菱ＰＷＲ デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因故障対策に係る有効性評価について

令和４年 ６月

三菱重工業株式会社- 添付3-1 -目

１. まえがき次--------------------------------------------------------------- 1

２. デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 対策について ------------------------ 2
2.1

ソフトウェアCCFについて----------------------------------------------- 2

2.2

ソフトウェアCCF対策について------------------------------------------- 3

３. ソフトウェア CCF 対策の有効性評価事象の選定について---------------------- 8

3.1

有効性評価の目的 ------------------------------------------------------ 8

3.2

事象選定の基本的考え

3.3

有効性評価事象 -------------------------------------------------------- 9-------------------------------------------------- 8

3.3.1 運転時の異常な過渡変化
3.3.2 設計基準事故-------------------------------------------- 9------------------------------------------------------ 9

４. ソフトウェア CCF 対策の有効性評価--------------------------------------- 11

4.1

判断基準

------------------------------------------------------------ 11

4.2

解析に使用する計算プログラム

4.3

基本解析条件 --------------------------------------------------------- 14

4.4

運転時の異常な過渡変化

4.4.1 主給水流量喪失

4.5----------------------------------------- 12----------------------------------------------- 18--------------------------------------------------- 18

4.4.1.1 代表３ループプラント----------------------------------------- 21

4.4.1.2 代表４ループプラント----------------------------------------- 29

設計基準事故 --------------------------------------------------------- 37

4.5.1 原子炉冷却材喪失(ECCS性能評価)----------------------------------- 37

4.5.1.1 過渡変化の原因及び説明 ----------------------------------------- 37
4.5.1.2 解析ケース ----------------------------------------------------- 37
4.5.1.3 判断基準 ------------------------------------------------------- 37
4.5.1.4 解析条件 ------------------------------------------------------- 38
4.5.1.5 代表３ループプラント----------------------------------------- 42

4.5.1.6 代表４ループプラント----------------------------------------- 54(i)- 添付3-2 -4.5.2 原子炉冷却材流量の喪失------------------------------------------- 66

4.5.2.1 代表３ループプラント----------------------------------------- 68

4.5.2.2 代表４ループプラント----------------------------------------- 76

4.5.3 原子炉冷却材ポンプの軸固着--------------------------------------- 84

4.5.3.1 代表３ループプラント----------------------------------------- 86

4.5.3.2 代表４ループプラント----------------------------------------- 94

4.5.4 主給水管破断 ---------------------------------------------------- 102
4.5.4.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 105

4.5.4.2 代表４ループプラント---------------------------------------- 113

4.5.5 主蒸気管破断 ---------------------------------------------------- 121
4.5.5.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 124

4.5.5.2 代表４ループプラント---------------------------------------- 132

4.5.6 制御棒飛び出し-------------------------------------------------- 140

4.5.6.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 144

4.5.6.2 代表４ループプラント---------------------------------------- 159

4.5.7 蒸気発生器伝熱管破損-------------------------------------------- 174

4.5.7.1 代表３ループプラント---------------------------------------- 178

4.5.7.2 代表４ループプラント---------------------------------------- 186

4.5.8 原子炉冷却材喪失(原子炉格納容器健全性評価)
4.6---------------------- 194

有効性評価結果の適用性及び安全評価への影響に係る検討

4.6.1 Non-LOCA解析の適用性---------------- 202-------------------------------------------- 202

4.6.2 LOCA解析の適用性------------------------------------------------ 212

4.6.3 被ばく評価への影響---------------------------------------------- 228

５. まとめ------------------------------------------------------------- 239

６. 参考文献------------------------------------------------------------- 240

添付－１ ソフトウェア CCF 対策の有効性評価

基本データ ---------------------- 241

添付－２ 多様化設備が作動させる設備に対するサポート系の有効性 -------------- 248(ii)- 添付3-3 -略 語 表ＡＴＥＮＡAtomic Energy Association

原子力エネルギー協議会

ＡＴＷＳ

Anticipated Transient Without Scram

原子炉停止機能喪失

ＣＣＦ

Common Cause Failure

共通要因故障ＣＤ

Discharge Coefficient

流出係数

ＣＶ

Containment Vessel

原子炉格納容器

ＤＮＢＲ

Departure from Nucleate Boiling Ratio

限界熱流束比ＥＣＣＳEmergency Core Cooling System

非常用炉心冷却設備

ＦＰ

Fission Product

核分裂生成物ＬＯＣＡ

Loss of Coolant Accident

原子炉冷却材喪失事故

ＰＣＭＩ

Pellet-Cladding Mechanical Interaction

ペレット－被覆管機械的
相互作用

ＰＣＴ

Peak Cladding Temperature

燃料被覆管最高温度

ＰＷＲ

Pressurized Water Reactor

加圧水型軽水炉

ＲＣＰ

Reactor Coolant Pump

１次冷却材ポンプ

ＲＩＥ

Reactivity Insertion Event

反応度投入事象

ＲＶ

Reactor Vessel

原子炉容器

ＳＩ

Safety Injection

安全注入

ＳＧ

Steam Generator

蒸気発生器

(iii)

- 添付3-4 -１．まえがき
我国の加圧水型原子力発電プラントにおいては、設備の信頼性及び保守性の向上を目的として 1980 年代頃から常用系設備にデジタル計算機を適用してきており、その良好な運転実績を踏まえ、1990 年代頃からは安全保護回路にもデジタル計算機を適用する事例が増えてきている。デジタル計算機では、設計上の要求機能がソフトウェアによって実現されることから、安全保護回路に適用するソフトウェアの信頼性を確保する取り組みとして、ソフトウェアライフサイクル及び構成管理手法を含めた品質保証活動・検証及び妥当性確認を実施してきた。これらの活動により、ソフトウェアに起因する共通要因故障（以下、「ソフトウェア CCF」と称す。
）が発生し、多重化されたデジタル安全保護回路の機能が喪失する可能性は十分低く抑えられている。しかしながら、デジタル安全保護回路を設置した原子力発電事業者（以下、「事業者」と称す。）は、深層防護の観点でより一層の信頼性向上を図るため、デジタル安全保護回路のソフトウェアを介さずに原子炉停止
系統や工学的安全施設を作動できる多様化設備（CCF 対策設備）を自主的に設置してきた。
このような状況の中、令和元年度 第 33 回原子力規制委員会（2019 年 10 月 2 日）において、「発電用原子炉施設におけるデジタル安全保護系の共通原因故障対策等に関する検討チーム」（以下、「NRA 検討チーム」と称す。
）が設置され、ソフトウェア CCF 対策の規制化に関する議論が進められた。本 NRA 検討チームにおいて、原子力エネルギー協議会（以下、「ATENA」と称す。
）と、原子力規制委員会及び原子力規制庁との議論が重ねられた結果、ATENA は NRA 検討チームにおける議論及び国際水準を踏まえ、炉心の著しい損傷防止を重視し、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア CCFが重畳する可能性は極めて低いものの、ソフトウェア CCF 影響緩和対策としてさらなる対策を自主的かつ計画的に行うことを ATENA ステアリング会議（2020 年 1 月）で決定し、各事業者に対し対策の実施を要求した。
本文献は、上記要求を受けてさらなる自主対策を検討したとともに、それら対策（多様化設備等）により、想定した事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、適切に対処可能であることを解析等により示すことを目的とする。

なお、本文献の記載内容は、三菱重工業（株）が受託した PWR５電力(関西電力（株）、
北海道電力（株）、四国電力（株）、九州電力（株）、日本原子力発電（株）)の共同委託の成果に基づく。

1- 添付3-5 -２．デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF 対策について(1)
2.1

ソフトウェア CCF について
ソフトウェア CCF とは、ソフトウェアの不具合に起因して、多重化されたデジタル

安全保護回路が同時に故障（機能喪失）する状態をいう。
2.1.1 ソフトウェア CCF 想定の範囲
ソフトウェア CCF の発生を想定する設備の範囲は、デジタル計算機を適用した安
全保護回路（設定値比較機能、論理演算機能）とする。ソフトウェア CCF を想定する範囲の例を図 2.1-1 に示す。

デジタル安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲

検出器

設定値比較機能

論理演算機能リレー等
・原子炉緊急停止
・ポンプ動作・弁閉止 等図 2.1-1 安全保護回路のうちソフトウェア CCF を想定する範囲（例）2.1.2 ソフトウェア CCF 発生時の安全保護回路故障モード想定
デジタル安全保護回路のソフトウェアに不具合が潜在し、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し安全保護回路の自動作動が要求されたときに、不具合が顕在化しソフトウェア CCF が発生することにより、原子炉停止系統、
工学的安全施設等を自動起動する信号が出力されず、安全保護機能が喪失する状態
を故障モードとして想定する。
なお、ソフトウェア CCF の発生により安全保護機能が喪失する場合においても、それ以前に安全保護回路の信号により起動し運転中のポンプ等の機器については、
ソフトウェア CCF の影響を受けないものとして機器の作動状態の変化は想定しない。
ここで、ソフトウェア CCF により安全保護機能が誤作動する故障モードについては、機器の誤作動に伴うプラント状態の変化により運転員が認知または多様化設
備の作動が要求される状態となること、加えて、原子炉停止系統や工学的安全施設2- 添付3-6 -等の誤作動は「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」に包絡されることから、有効性評価では安全保護機能が喪失する状態を想定する。

2.2

ソフトウェア CCF 対策について

2.2.1 設置要求
デジタル安全保護回路を設ける場合には、ソフトウェア CCF 対策として、代替作動機能を有する多様化設備を設置することが、ATENA が策定したソフトウェア CCF対策に係る技術要件書(1)（以下、「ATENA ガイド」と称す。
）より要求されている。
ただし、ソフトウェア CCF が発生するおそれがない場合もしくは「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し、かつ安全保護回路の一部がソフト
ウェアにより作動するものがある場合で、当該ソフトウェアが機能しない場合を想定しても、他の安全保護機能が作動することにより多様化設備を用いることなく設計基準事故の判断基準を概ね満足することが有効性評価（後述）により確認できる
場合には、多様化設備を設けなくても良いとされている。

2.2.2 機能要求
多様化設備は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」が発生し、かつソフトウェア CCF により多重化されたデジタル安全保護回路がその安全保護機能を喪失した場合においても、設計基準事故の判断基準を概ね満足できるよう、原子炉停止系統、工学的安全施設等を自動または手動で作動させることができることとする。
原子炉停止系統、工学的安全施設等を手動により作動させる場合には、運転員が判断基準を概ね満足した状態で事象を収束させるために必要な時間内に操作を開始できるよう、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」時に安全保護動
作の異常の発生を認知し、必要な操作の判断を行える機能を設けることとする。

2.2.3 多様化設備の範囲
多様化設備の範囲は、「2.2.2 機能要求」を達成するために必要となる、検出器、操作スイッチ、論理回路、指示計・警報等の計測制御設備とする（図 2.2-1）。

3- 添付3-7 -

操作
スイッチ

検出器（多重化）

指示計
警報

論理機能

デジタル
安全保護回路指示計
警報

自動作動回路（多重化）

原子炉停止系統，
工学的安全施設等（青点線は多様化設備の範囲の例を示す）

図 2.2-1 多様化設備の範囲

2.2.4 ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策「１．まえがき」にて述べたとおり、国内 PWR 事業者は、深層防護の観点でより一層の信頼性向上を図るため、デジタル安全保護回路のソフトウェアを介さずに原子炉停止系統や工学的安全施設を作動できる多様化設備を自主的に設置してきた。
今般、ソフトウェア CCF に関する ATENA ガイドの発行を受け、設置変更許可申請書
添付書類十で取り扱う「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象に対し、ソフトウェア CCF の発生により安全保護機能が喪失する場合の影響を評価し、必要な追加対策を抽出した。
2.2.4.1 運転時の異常な過渡変化
現行措置の多様化設備は原子炉トリップ機能を備えているため、「運転時の異常な過渡変化」発生時にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF により原子炉ト
リップ機能が喪失する場合でも、原子炉トリップ可能である。
仮に、「運転時の異常な過渡変化」において原子炉トリップ機能が喪失すると、「重大事故等対策の有効性評価」の 1 つである「原子炉停止機能喪失（ATWS）」のシーケンスとなる。同評価において、原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性確保の観点で厳しくなる「主給水流量喪失時に原子炉トリップ機能が喪失する事故」及び

4- 添付3-8 -「負荷の喪失時に原子炉トリップ機能が喪失する事故」を重要事故シーケンスとして選定し、原子炉トリップ機能が喪失する場合でも、ATWS 緩和設備（主蒸気隔離、補助給水）によって原子炉圧力バウンダリ及び燃料損傷の観点で問題なく、設計基準事故の判断基準を概ね満足していることを解析により確認している。したがって、「運転時の異常な過渡変化」発生時にソフトウェア CCF により原子炉トリップ機能が喪失する場合でも、現行措置の多様化設備により原子炉トリップする
ため、上述の ATWS のシーケンスよりも緩和されることから問題ない。
以上より、「運転時の異常な過渡変化」に対しては現行措置の多様化設備で対応可能であり、多様化設備の追設は不要である。

2.2.4.2 設計基準事故
評価結果を表 2.2-1 に示す。評価の結果、大中破断 LOCA 対策として以下の機能を追加設置することにより、現行措置と合わせ全ての設計基準事故に対応可能である。
・自動機能：高圧／低圧注入系（1 系列）の自動起動 [追加措置]
・警報機能：原子炉圧力（異常）低 [追加措置]

なお、本自動機能の追加措置にあわせて、現行措置の手動機能（高圧注入系（1系列）の手動起動）に加えて以下の手動機能を設置する。
・手動機能：低圧注入系（1 系列）の手動起動

多様化設備の現行措置及び追加措置を整理して表 2.2-2 に示す。

5

- 添付3-9 -6- 添付3-10 -

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び現実的な事故想定により、判断基準を概ね満足。

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び漏えい停止までの必要な手動操作を多様化設備等で対応す

制御棒飛び出し蒸気発生器伝熱管破損ることにより、漏えい量は添付書類十解析と同等となり、判断基準を概ね満足。

現行措置の多様化設備による主蒸気隔離、及び現実的な制御棒状態の想定により、判断基準を概ね満足。

同上

同上

現行措置の多様化設備による原子炉トリップ、及び現実的な反応度帰還効果により、判断基準を概ね満足。

・CV 健全性に関しては、現場で CV スプレイを手動作動（事故後 30 分以降）させることにより、判断基準を概ね満足。

・多様化設備（追設）として高圧／低圧注入系（1 系列）を自動作動させることにより、判断基準を概ね満足。

・現行措置の手動による高圧注入では、炉心冷却不足のため大中破断 LOCA において判断基準を満足できず。

影響評価結果主蒸気管破断主給水管破断原子炉冷却材ポンプの軸固着

原子炉冷却材流量の喪失

原子炉冷却材喪失

事象名表 2.2-1 ソフトウェア CCF の影響評価と追加対策（設計基準事故）

表 2.2-2 デジタル安全保護回路のソフトウェア CCF に対する多様化設備
項

目

自動機能

機

能

・原子炉トリップ（原子炉(加圧器)圧力低、原子炉(加圧器) 圧力高、蒸気発生器水位低）・タービントリップ
・主給水隔離・主蒸気隔離・補助給水起動・高圧／低圧注入系起動

手動機能（原子炉(加圧器)圧力(異常)低） ※・原子炉トリップ・タービントリップ
・主給水隔離・主蒸気隔離・補助給水隔離／流量調節
・高圧／低圧注入系起動※
・原子炉格納容器隔離

警報機能

・多様化設備作動
・加圧器圧力低（原子炉トリップ等）
・加圧器圧力高（原子炉トリップ等）
・蒸気発生器水位低（原子炉トリップ等）
・蒸気発生器水位異常高・原子炉(加圧器)圧力(異常)低（高圧／低圧注入系作動）

監視機能

・中間領域中性子束・加圧器圧力・１次冷却材圧力・１次冷却材低温側温度（広域）・加圧器水位・主蒸気ライン圧力・蒸気発生器水位（狭域）
・格納容器圧力・蒸気発生器２次側放射線・対象補機の状態：追加措置※本自動機能の追加措置にあわせて、現行措置の手動機能（高圧注入系の手動起動）に加えて低圧注入系の手動起動を設置する。

7- 添付3-11 -３．ソフトウェア CCF 対策の有効性評価事象の選定について
3.1

有効性評価の目的
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、デジタル安全保護回路の代替設備となる多様化設備が有効であることを確認するものであり、具体的には設計基準事故において使用される判断基準を概ね満足し、かつ事象が収束することを解析等により確認することを目的とする。

3.2

事象選定の基本的考え
多様化設備は安全保護回路の代替機能を有する設備であるため、以下に挙げる「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の全事象を有効性評価の対象とする。

運転時の異常な過渡変化

設計基準事故

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著・原子炉起動時における制御棒の異常な
引き抜き

しい変化
・原子炉冷却材喪失・出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

・原子炉冷却材流量の喪失

・制御棒の落下及び不整合・原子炉冷却材ポンプの軸固着

・原子炉冷却材中のほう素の異常な希釈・主給水管破断
・主蒸気管破断

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・原子炉冷却材流量の部分喪失

反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激

・原子炉冷却材系の停止ループの誤起動

な変化

・外部電源喪失

・制御棒飛び出し・主給水流量喪失

環境への放射性物質の異常な放出・蒸気負荷の異常な増加

・放射性気体廃棄物処理施設の破損

・２次冷却系の異常な減圧・蒸気発生器伝熱管破損

・蒸気発生器への過剰給水

・燃料集合体の落下

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の・原子炉冷却材喪失

異常な変化

・制御棒飛び出し・負荷の喪失原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な・原子炉冷却材系の異常な減圧

変化・出力運転中の非常用炉心冷却系の誤起動

・原子炉冷却材喪失・可燃性ガスの発生

8- 添付3-12 -ただし、評価に際しては、ソフトウェア CCF が同じ影響を与える事象はグルーピン
グすることができる。さらに、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微である事
象、グルーピングしたグループ内の代表事象に包絡されることが定性的に評価できる事象、及びデジタル安全保護回路の動作を期待しない事象については解析を省略することができる。なお、本有効性評価において事象のグルーピングは実施しない。解析を省略する事象については、3.3 節にて述べる。

3.3

有効性評価事象

3.3.1 運転時の異常な過渡変化「運転時の異常な過渡変化」については、2.2.4.1 にて述べたとおり、「重大事故等対策の有効性評価」として「原子炉停止機能喪失（ATWS）」の重要事故シーケンスの解析を実施し、原子炉トリップ機能が喪失する場合でも現行の ATWS 緩和設備によって原子炉圧力バウンダリ及び燃料損傷の観点で問題ないことを確認している。
「運
転時の異常な過渡変化」にソフトウェア CCF が重畳した場合、多様化設備の作動により原子炉トリップに至るため、ATWS の有効性評価よりも事象進展が緩和される。したがって、「運転時の異常な過渡変化」にソフトウェア CCF の重畳を考慮した事象は、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であり、解析を省略できると整理される。その上で、多様化設備による CCF 対策の有効性を確認し、判断基準に照らし合わ
せて影響の程度が軽微であることを示す観点から、ATWS の重要事故シーケンスの１つであり、より多くの多様化設備の機能に期待する「主給水流量喪失」を代表として有効性評価を実施する。

＜選定事象＞(1)炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・主給水流量喪失

3.3.2 設計基準事故「設計基準事故」については、以下の理由により、全事象を対象として有効性評価を実施する。
・多様化設備による原子炉トリップ及び ECCS の作動信号が限定的であり、かつ作

9- 添付3-13 -動のタイミングが本設より遅れるため、事象進展が厳しくなる。
・「運転時の異常な過渡変化」における ATWS のように、包絡させることができる既往の解析がない。

＜選定事象＞(1)原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・原子炉冷却材喪失(ECCS 性能評価)
・原子炉冷却材流量の喪失
・原子炉冷却材ポンプの軸固着・主給水管破断
・主蒸気管破断(2)反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
・制御棒飛び出し(3)環境への放射性物質の異常な放出・蒸気発生器伝熱管破損(4)原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化
・原子炉冷却材喪失

なお、蒸気発生器伝熱管破損について、ソフトウェア CCF の重畳を考慮した場合における運転操作や操作時間が添付書類十解析と同等であり、判断基準に照らし合わ
せて影響の程度が軽微であるため解析を省略するが、当該事象に関する定性的な検討については 4.5.7 項にて述べる。また、「(4)原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化」のうち「可燃性ガスの発生」及び「(3)環境への放射性物質の異常な放出」に分類される事象の被ばく評価については、判断基準に照らし合わせて影響の程度が軽微であるため解析を省略するが、これら評価への影響については 4.6.2 項及び4.6.3 項にて述べる。

10- 添付3-14 -４．ソフトウェア CCF 対策の有効性評価
３章にて選定した設計基準事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、多様化設備等の対策により適切に対処可能であることを、ATENA が策定した
ATENA ガイドに沿って評価する。その評価にあたっては、PWR プラントメーカが標準プラントとして解析入力値を整備している、以下に示す代表プラントを対象にソフトウェア
CCF 対策の有効性を評価する。代表プラント以外の炉心条件等が異なるプラントに対する有効性については、4.6 節にて考察を行う。
＜代表プラント＞
・３ループプラント： 55GWd/t ウラン+MOX 炉心・４ループプラント： 55GWd/t ウラン炉心

4.1

判断基準
有効性評価は、「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア

CCF が重畳するという設計基準を超える事象に対し、ソフトウェア CCF 影響緩和対策
により、炉心損傷防止が可能になることを確認することが目的である。設計基準事象を超える事象であるが、安全保護回路に対して設けたソフトウェア CCF 影響緩和対策
により、事象進展を設計基準対処設備が担う深層防護のレベルに留めることができる能力を確認することが目的であることから、設計基準事故の判断基準を基本とする。
このため、「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」のいずれに対しても、判断基準は設計基準事故において適用される判断基準（「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第十三条第一項第二号）を準用し、その判断基準を概ね満足することを確認する。
なお、原子炉格納容器の最高使用圧力／温度を上回る場合の判断基準として、既許認可で確認された原子炉格納容器の限界圧力（最高使用圧力の 2 倍）
／限界温度
（200℃）
を適用する。
各事象に適用する具体的な判断基準については、4.4 節及び 4.5 節に記す。

11- 添付3-15 -4.2

解析に使用する計算プログラム

4.2.1 Non-LOCA「運転時の異常な過渡変化」または「設計基準事故」とソフトウェア CCF が重畳する事象は設計基準を超える事象であるため、これら事象のプラント応答を評価するにあたっては、想定する事象を現実的に予測でき、設置変更許可申請書 添付書類十解析（重大事故等対策の有効性評価）に使用実績のある以下の最適評価コードを使用する。また、設計基準事象への適用性については、参考(2),(3)の SPARKLE-2 コードの DBA への適用に関する公開文献で示すとおり、最適評価コードの適用範囲に問題はないことを確認している。

・SPARKLE-2 コード(2)(3)(4)4.2.2 LOCAATENA ガイドでは、“ソフトウェア CCF が重畳する場合においても、保守的評価に
よって解析した結果が余裕をもって判断基準を満足する場合には最適評価を行わず
保守的評価を採用してもよい。
“と定めている。
解析対象とする LOCA 事象については、現行措置及び追加措置の多様化設備により、設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられ、最適評価を適用する必要はないと判断されるため、添付書類十解析と同じ保守的評価を適用する。
LOCA 解析に使用する計算プログラムを表 4.2-1 に示す。計算プログラムは添付書
類十解析（設計基準事故）の評価で使用する計算プログラムと同じである。

12- 添付3-16 -表4.2-1

LOCA解析に使用する計算プログラム
計算プログラム

解析項目

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷 原 子 炉 冷却状態の著しい 却 材 喪 失変化

CCF 対策

（設計基準事故）

有効性評価

SATAN-M
WREFLOOD
BASH-M
COCO
LOCTA-M

大破断(5)

小破断(6)
原子炉格納容器
内圧力、雰囲気等の異常な変化

添付書類十解析SATAN-M(Small LOCA)
LOCTA-Ⅳ
SATAN-Ⅵ
WREFLOOD
COCO(7)

原子炉冷却材喪失

13- 添付3-17 -

同左

同左

同左

4.3

基本解析条件(1)
設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）では、「発電用軽水型原子炉

施設の安全評価に関する審査指針」(8)の要求に従い、異常状態の発生前の状態として通常運転範囲及び運転期間の全域について考慮し、判断基準に照らして最も厳しくなる初期状態（解析条件）を選定している。ソフトウェア CCF 対策の有効性評価についても、この方針に従い解析条件を設定する。
各評価対象事象の解析条件を 4.4 節及び 4.5 節の主要解析条件に記載するとともに、代表３ループプラント及び代表４ループプラントの基本データを添付 1 に示す。

ソフトウェア CCF 発生時のデジタル安全保護回路、原子炉停止系統及び工学的安全施設を含む安全設備の作動状態、及び、ソフトウェア CCF 対策としての多様化設備については、以下を仮定する。
・ソフトウェア CCF によりデジタル安全保護回路の機能が喪失し、原子炉停止系及び工学的安全施設が自動作動しない。
・デジタル安全保護回路を経由しない、自動起動信号または運転員が事象の発生を認知した場合の手動起動信号により、原子炉停止系統及び工学的安全施設は作動可能とする。
・自動起動信号または運転員の手動操作による、最も確からしいプラント応答を評価するため、安全機能を有する機器の単一故障は想定しない。
・起因事象との従属性がなく、かつソフトウェア CCF の影響を受けない安全機能のサポート系（電源系、冷却系、空調系等）の作動状態を想定する。また、これらのサポート系を利用した原子炉停止系統及び工学的安全施設の作動を仮定する。
（多様化設備が作動させる原子炉停止系統、工学的安全施設等は、そのサポート系が使用できない場合には利用できないものとする。
）

ソフトウェア CCF 発生時の常用系設備の機能については、以下を仮定する。
・起因事象として外部電源の喪失を仮定する事象以外は、外部電源は利用可能とする。
・事象発生前から機能しており、かつ事象発生後も機能し続ける設備は、故障の仮定から除外する。

14- 添付3-18 -・常用系機能の喪失が起因となる事象が前提である場合は、当該事象を評価する際にはその機能を期待しない。
解析にて自動起動を期待する多様化設備とその保護限界値、応答時間を表 4.3-1 と表 4.3-2 に示す。なお、多様化設備が作動させる設備に対するサポート系についての確認結果を添付 2 に示す。

ソフトウェア CCF 発生時の対応として、運転員による操作については、以下とする。
・運転員により事象が認知された後、整備される手順書に従い操作が適切に行われること、及び運転操作訓練が適切に行われることを前提とし、中央制御室、及び現場での運転員による手動操作を仮定する。
・運転員による操作の所要時間は、事象の認知から運転操作開始までの時間を適切に考慮した時間を仮定する。
ソフトウェア CCF 対策有効性評価で仮定する運転員操作条件を添付 1-3 に示す。

15

- 添付3-19 -表4.3-1 自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表３ループプラント）
自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

応答時間に、信原子炉圧力低信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・

12.42MPa[gage]

12 秒

主蒸気隔離

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

主蒸気隔離
蒸気発生器水位低信号による原子炉ト
リップ・タービントリップ・主給水隔

7.0％

12 秒

7.0％

60 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力異常低による高圧／低圧注11.03MPa[gage]
入系作動

※

20 秒

ポンプ起動時間等を含む。

※外部電源の喪失は仮定しないため、ディーゼル発電機の負荷投入シーケンスを介さずに、
高圧注入ポンプ及び低圧注入ポンプは所定の遅れ時間（作動遅延タイマ、ポンプ起動時間等）で非常用母線から同時に給電されて作動する。

16- 添付3-20 -表4.3-2 自動起動を期待する多様化設備の保護限界値（代表４ループプラント）
自動起動を期待する多様化設備

保護限界値

応答時間（秒）

応答時間に、信原子炉圧力低信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・

12.42MPa[gage]

12 秒

主蒸気隔離

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）を含む。主給水隔

原子炉圧力高信号による原子炉トリッ
プ・タービントリップ・主給水隔離・備考

離、主蒸気隔離16.90MPa[gage]

12 秒の弁作動時間は別途考慮する。

主蒸気隔離
蒸気発生器水位低信号による原子炉ト
リップ・タービントリップ・主給水隔

7.0％

12 秒

7.0％

60 秒

離・主蒸気隔離
応答時間に、信蒸気発生器水位低信号による補助給水
起動

号遅れ、多様化
設備作動遅延タイマ（10 秒）、

原子炉圧力低による高圧／低圧注入系
11.72MPa[gage]
作動

※

20 秒

ポンプ起動時間等を含む※外部電源の喪失は仮定しないため、ディーゼル発電機の負荷投入シーケンスを介さずに、
高圧注入ポンプ及び低圧注入ポンプは所定の遅れ時間（作動遅延タイマ、ポンプ起動時間等）で非常用母線から同時に給電されて作動する。

17- 添付3-21 -4.4

運転時の異常な過渡変化

4.4.1 主給水流量喪失
この過渡変化は、原子炉の出力運転中に、蒸気発生器への主給水が完全に停止して、蒸気発生器２次側保有水量が減少し、熱除去能力の低下により、１次冷却材温度及び圧力の上昇を引き起こす事象を想定する。このような過渡変化の原因としては、主給水ポンプ又は復水ポンプの故障、電源喪失若しくは主給水制御系の誤作動が考えられる。主給水流量が喪失すると蒸気発生器からの除熱能力が失われ、原子炉が停止しないと炉心損傷の可能性が生じ、さらに補助給水が蒸気発生器に供給されないと、原子炉停止後の崩壊熱により１次冷却材が加熱され、加圧器からの水の放出が生じ、１次冷却系からの多量の冷却材喪失により炉心損傷に至る恐れが生ずる。
このような場合でも、原子炉保護設備により原子炉は自動停止し、補助給水ポン
プの自動起動により蒸気発生器２次側へ給水されることにより、原子炉の崩壊熱及
び他の残留熱を除去でき、過渡変化は安全に終止できる。
本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合、本設の原子炉保護系の動作には期待できないが、多様化設備により原子炉保護設備が作動し、事故は安全に終止できる。本事故の事象進展を図 4.4.1-1 に示す。

多様化設備の有効性確認の判断基準としては、4.1 にて述べたとおり、設計基準
事故に対して適用される以下の判断基準を準用する。
a. 炉心の著しい損傷発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。
b. 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の 1.2 倍以下となること。
上記 a.に対する具体的な判断基準として、「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に基づいて、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」(9)が定める以下の基準を概ね満足することとする。
a' 燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
a" 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下で18- 添付3-22 -あること。
また、上記 b.は具体的には以下の値となる。
b' 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ に か か る 圧 力 が 、 最 高 使 用 圧 力 で あ る
17.16MPa[gage]の 1.2 倍の圧力 20.59MPa[gage]以下であること。

19- 添付3-23 -20- 添付3-24 図 4.4.1-1

添付書類十解析（設計基準事故）「主給水流量喪失」の事象進展

CCF 対策有効性評価

4.4.1.1 代表３ループプラント(1) 解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を
表 4.4.1.1-1 に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェア CCF を考慮しない場合等の解析との対比として、添付書類十解析での条件、及び、重大事故等対策有効性評価（SA 有効性評価）の原子炉停止機能喪失（ATWS）において不確かさを考慮した場合での条件と比較する形で示している。
評価項目としてはいずれも 1 次系圧力に着目するものの、CCF 対策有効性評価では
燃料健全性の確認も行うことから、熱水路係数を制限値に設定するようにしている。
解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、対象事象に応じた各種反応度帰還効果を評価し、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準
事故の添付書類十解析で用いている MARVEL コードでは、炉心１点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF 対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コー
ドでは、時間依存の２群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応
度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。
そのほか、原子炉圧力の初期条件の誤差の取り方の違いについては、原子炉トリッ
プ信号の違いにより生じたもので、いずれも１次系圧力が厳しくなる方向の設定となっている。

(2) 解析結果
主要な事象クロノロジを表 4.4.1.1-2 に、主要な解析結果を表 4.4.1.1-3 に示す。
また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図 4.4.1.1-1 から図 4.4.1.1-6 に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。

主給水停止に伴う蒸気発生器２次側保有水量の減少により１次系除熱が悪化し、１次冷却材温度及び１次冷却材圧力が上昇する。１次冷却材温度の上昇は減速材反
応度帰還効果による負の反応度添加をもたらし原子炉出力を低下させる。原子炉は過渡変化発生の約 31 秒後に多様化設備による「蒸気発生器水位低」信号のトリップ

21- 添付3-25 -限界値に達し、約 43 秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。また、多様化設備により主蒸気が隔離されるとともに、補助給水ポンプが自動起動され、蒸気発生器の水位の低下が抑えられ、徐々に水位は回復する。
これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、減速材反応度帰還効果による原子炉出力低下によって、燃料被覆管温度の最大値は約394℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約17.8MPa[gage]にとどまり、添付書類十解析の結果と概ね同等である。SA 有効性評価の結果と比較すると、CCF 有効性評価では多様化設備により原子炉トリップに至るため、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は低い。このように、本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
主給水流量喪失事象にソフトウェア CCF の重畳を考慮した解析より、多様化設備が作動することで、SA 有効性評価の ATWS よりも評価結果が緩和され、判断基準に対する影響の程度が軽微であることが確認された。この結果より、主給水流量喪失事象
以外の異常な過渡事象においても、多様化設備が作動することで、ATWS が発生する
場合より事象進展は楽になり、判断基準に対する影響の程度は軽微であると判断できる。

22- 添付3-26 -- 添付3-27 -

23

※１

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

燃料健全性（燃料被覆管温度）

１次系圧力

同左

CCF 対策有効性評価

条件差の根拠る正側の定常誤差を考慮。

原子炉圧力の観点でより厳しくな

トリップに至る結果であるため、蒸気発生器水位低により原子炉値にて確認。

料健全性は燃料被覆管温度の最大判断基準に応じた評価を実施。燃最適評価コードを使用。

(添付書類十解析との差)記載

添付書類十解析としては原子炉圧力解析と加圧器水位解析があるが、CCF 対策有効性評価の対比として同じ評価項目となる原子炉圧力解析の条件を

21 μsec（最大値）

即発中性子寿命（定格圧力＋定常誤差）（定格圧力－定常誤差）
同左

15.62MPa[gage]

同左

同左

同左

同左

１次系圧力

SPARKLE-2

15.20MPa[gage]（定格温度＋定常誤差）304.5℃（定格値＋定常誤差）

102％0.75 ％（最大値）

原子炉圧力

平均温度

１次冷却材

原子炉出力

給水が停止

すべての蒸気発生器へのサイクル初期（加圧器水位）※1

1 次系圧力MARVEL（異常な過渡）実効遅発中性子割合

件

条

期

初

事故条件

燃焼度時点

評価項目

解析コード

SA 有効性評価（不確かさを考慮した ATWS）

添付書類十解析（代表３ループプラント）

表 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（1）- 添付3-28 -24（デジタル安全保護系）

原子炉圧力高なし

１台故障※3電動補助給水ポンプ

保守的な値を設定※2

サイクル末期炉心の－出力と反応度の関数

0pcm/℃

－

あり

なし

同左

－

（基準とする炉心特性※4+20％）

解析コードが直接計算-13pcm/℃（初期）（不確かさを考慮した ATWS）（異常な過度）気発生器水位低により原子炉トリップに至る。

（多様化設備）

デジタル安全保護系は不作動。解析の結果、蒸現実的条件として、外部電源ありを想定。

現実的条件として、単一故障は考慮しない。

熱水路係数を制限値に設定。

燃料健全性評価の観点で、初期状態における守的な値を設定。

の不確かさ及び炉心のばらつきを考慮した保解析コードによる設定方法の差。解析コードつきを考慮した保守的な値を設定。

考慮。解析コードの不確かさ及び炉心のばら

現実的条件として、高温全出力の初期状態を(添付書類十解析との差)※４ ウラン燃料を装荷した平衡炉心を基本とし、MOX 燃料の装荷も考慮した炉心特性※３ タービン動補助給水ポンプによる補助給水は解析では無視する

条件差の根拠蒸気発生器水位低

原子炉圧力高、又は

同左

同左

同左

制限値（初期）

平衡炉心+20％）（基準とする

同左

同左

CCF 対策有効性評価※２ 日本原子力学会の推奨値に基づく核分裂生成物の崩壊熱にアクチニドの崩壊熱を考慮した曲線（MOX 炉心を考慮）(10)

原子炉トリップ信号

外部電源

単一故障

炉心崩壊熱

熱水路係数

帰還効果

ドップラ反応度

帰還効果

減速材反応度

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表３ループプラント）

表 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（2）表 4.4.1.1-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要事象クロノロジ（代表３ループプラント）
SA 有効性評価
添付書類十解析事象（異常な過度）（不確かさを考慮

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
主給水流量喪失0秒

0秒

原子炉トリップ

約 29 秒

0秒
約 30 秒－
限界値到達（多様化設備：（原子炉圧力高）
蒸気発生器水位低）

制御棒落下開始
主蒸気隔離

約 31 秒－

約 42 秒

約 47 秒

約 42 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）約 90 秒

約 90 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）－

補助給水開始約 91 秒

表 4.4.1.1-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析結果（代表３ループプラント）
SA 有効性評価
添付書類十解析パラメータ（不確かさを考慮（異常な過渡）CCF 対策有効性評価

した ATWS）
原子炉冷却材圧力バウ
約 17.9 MPa[gage]

約 19.0 MPa[gage]

約 17.8 MPa[gage]( ≦ 18.88MPa[gage] )( ≦ 20.59MPa[gage] )同左

燃料被覆管温度最大－－

約 394℃(判断基準)－－( ≦ 1200℃ )ンダリにかかる圧力(判断基準)

25- 添付3-29 -

120
100

原
子
炉
出
力

80

(％)

40

60

20
0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、原子炉出力）

20
18

原
子
炉
圧
力

16
14

(MPa[gage])
12
10
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、原子炉圧力）26- 添付3-30 -

800

60

加
圧
器
保
有
水
量

40

20

3

(m )

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、加圧器保有水量）

330

１
次
冷
却
材
平
均
温
度

320
310
300

(℃) 290
280
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-4 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、１次冷却材平均温度）27- 添付3-31 -

800

16

蒸
気
発
生
器
水
位

12

(m)

4

8

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.1-5 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、蒸気発生器水位）

800
※ 700

燃
料
被
覆
管
温
度

600
500
400

(℃)
300
200
0

200

400

600

800

時 間 (秒)※：３ 次元炉心計算によって得られるノード単位の燃料被覆管温度最高点の温度を表示

図 4.4.1.1-6 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表３ループプラント、燃料被覆管温度）28- 添付3-32 -4.4.1.2 代表４ループプラント(1) 解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を
表 4.4.1.2-1 に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェア CCF を考慮しない場合の解析等との対比として、添付書類十解析での条件、及び、重大事故等対策有効性評価（SA 有効性評価）の原子炉停止機能喪失（ATWS）において不確かさを考慮した場合での条件と比較する形で示している。
評価項目としてはいずれも 1 次系圧力に着目するものの、CCF 対策有効性評価では
燃料健全性の確認も行うことから、熱水路係数を制限値に設定するようにしている。
解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、対象事象に応じた各種反応度帰還効果を評価し、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準
事故の添付書類十解析で用いている MARVEL コードでは、炉心１点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF 対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コー
ドでは、時間依存の２群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応
度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。
そのほか、原子炉圧力の初期条件の誤差の取り方の違いについては、原子炉トリッ
プ信号の違いにより生じたもので、いずれも１次系圧力が厳しくなる方向の設定となっている。

(2) 解析結果
主要な事象クロノロジを表 4.4.1.2-2 に、主要な解析結果を表 4.4.1.2-3 に示す。
また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図 4.4.1.2-1 から図 4.4.1.2-6 に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。

主給水停止に伴う蒸気発生器２次側保有水量の減少により１次系除熱が悪化し、１次冷却材温度及び１次冷却材圧力が上昇する。１次冷却材温度の上昇は減速材反
応度帰還効果による負の反応度添加をもたらし原子炉出力を低下させる。 原子炉は
過渡変化発生の約 32 秒後に多様化設備による「蒸気発生器水位低」信号のトリップ

29- 添付3-33 -限界値に達し、約 44 秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。また、多様化設備により主蒸気が隔離されるとともに、補助給水ポンプが自動起動され、蒸気発生器の水位の低下が抑えられ、徐々に水位は回復する。
これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、減速材反応度帰還効果による原子炉出力低下によって、燃料被覆管温度の最大値は約397℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約18.1MPa[gage]にとどまり、添付書類十解析の結果と概ね同等である。SA 有効性評価の結果と比較すると、CCF 有効性評価では多様化設備により原子炉トリップに至るため、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は低い。このように、本過渡変化とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
主給水流量喪失事象にソフトウェア CCF の重畳を考慮した解析より、多様化設備が作動することで、SA 有効性評価の ATWS よりも評価結果が緩和され、判断基準に対する影響の程度が軽微であることが確認された。この結果より、主給水流量喪失事象
以外の異常な過渡事象においても、多様化設備が作動することで、ATWS が発生する
場合より事象進展は楽になり、判断基準に対する影響の程度は軽微であると判断できる。

30- 添付3-34 -- 添付3-35 -

31

※１

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

同左

燃料健全性（燃料被覆管温度）

１次系圧力

同左

CCF 対策有効性評価

なる正側の定常誤差を考慮。

原子炉圧力の観点でより厳しくトリップに至る結果であるため、蒸気発生器水位低により原子炉

大値にて確認。

料健全性は燃料被覆管温度の最判断基準に応じた評価を実施。燃最適評価コードを使用。

(添付書類十解析との差)

条件差の根拠記載

添付書類十解析としては原子炉圧力解析と加圧器水位解析があるが、CCF 対策有効性評価の対比として同じ評価項目となる原子炉圧力解析の条件を20 μsec（最大値）

即発中性子寿命（定格圧力＋定常誤差）（定格圧力－定常誤差）
同左

15.62MPa[gage]

同左

同左

同左

同左

１次系圧力

SPARKLE-2

15.20MPa[gage]（定格温度＋定常誤差）309.3℃（定格値＋定常誤差）

102％0.75 ％（最大値）

原子炉圧力

平均温度

１次冷却材

原子炉出力

給水が停止

すべての蒸気発生器へのサイクル初期（加圧器水位）※1

1 次系圧力MARVEL（不確かさを考慮した ATWS）（設計基準事故）

実効遅発中性子割合

件

条

期

初

事故条件

燃焼度時点

評価項目

解析コード

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表４ループプラント）

表 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（1）- 添付3-36 -32（デジタル安全保護系）

原子炉圧力高

なし

１台故障

※3

電動補助給水ポンプ

保守的な値を設定※2

サイクル末期炉心の－出力と反応度の関数

0pcm/℃

－

あり

なし

同左

－

（基準とする平衡炉心+20％）

解析コードが直接計算-16pcm/℃（初期）（不確かさを考慮した ATWS）（設計基準事故）

果、蒸気発生器水位低により原子炉トリッ
プに至る。

（多様化設備）

デジタル安全保護系は不作動。解析の結原子炉圧力高、又は蒸気発生器水位低

現実的条件として、外部電源ありを想定。

※３ タービン動補助給水ポンプによる補助給水は解析では無視するい。

現実的条件として、単一故障は考慮しなる熱水路係数を制限値に設定。

燃料健全性評価の観点で、初期状態におけた保守的な値を設定。

ドの不確かさ及び炉心のばらつきを考慮し解析コードによる設定方法の差。解析コー

ばらつきを考慮した保守的な値を設定。

を考慮。解析コードの不確かさ及び炉心の現実的条件として、高温全出力の初期状態(添付書類十解析との差)

条件差の根拠

同左

同左

同左

制限値（初期）

同左

同左

CCF 対策有効性評価※２ 日本原子力学会の推奨値に基づく核分裂生成物の崩壊熱にアクチニドの崩壊熱を考慮した曲線(10)原子炉トリップ信号

外部電源

単一故障

炉心崩壊熱

熱水路係数

帰還効果

ドップラ反応度

帰還効果

減速材反応度

SA 有効性評価

添付書類十解析（代表４ループプラント）

表 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析条件（2）表 4.4.1.2-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要事象クロノロジ（代表４ループプラント）
事象

SA 有効性評価
添付書類十解析（設計基準事故）（不確かさを考慮

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
主給水流量喪失0秒

原子炉トリップ

約 25 秒

0秒

0秒
約 32 秒－
限界値到達（多様化設備：（原子炉圧力高）
蒸気発生器水位低）

制御棒落下開始
主蒸気隔離

約 27 秒－

約 44 秒

約 48 秒

約 44 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）約 91 秒

約 92 秒（ATWS 緩和設備）（多様化設備）－

補助給水開始約 87 秒

表 4.4.1.2-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF の主要解析結果（代表４ループプラント）
パラメータ

SA 有効性評価
添付書類十解析（不確かさを考慮（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

した ATWS）
原子炉冷却材圧力バウ
約 18.0 MPa[gage]

約 19.4 MPa[gage]

約 18.1 MPa[gage]( ≦ 18.88MPa[gage] )( ≦ 20.59MPa[gage] )同左

燃料被覆管温度最大－－

約 397℃(判断基準)－－( ≦ 1200℃ )ンダリにかかる圧力(判断基準)

33- 添付3-37 -

120
100

原
子
炉
出
力

80

(％)

40

60

20
0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-1 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、原子炉出力）

20
18

原
子
炉
圧
力

16
14

(MPa[gage])
12
10
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-2 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、原子炉圧力）34- 添付3-38 -

800

60

加
圧
器
保
有
水
量

40

20

3

(m )

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-3 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、加圧器保有水量）

330

１
次
冷
却
材
平
均
温
度

320
310
300

(℃) 290
280
0

200

400

600

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-4 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、１次冷却材平均温度）35- 添付3-39 -

800

16

蒸
気
発
生
器
水
位

12

(m)

4

8

0
0

200

400

600

800

時 間 (秒)
図 4.4.1.2-5 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、蒸気発生器水位）

800
※ 700

燃
料
被
覆
管
温
度

600
500
400

(℃)
300
200
0

200

400

600

800

時 間 (秒)※：３ 次元炉心計算によって得られるノード単位の燃料被覆管温度最高点の温度を表示

図 4.4.1.2-6 主給水流量喪失＋ソフトウェア CCF（代表４ループプラント、燃料被覆管温度）36- 添付3-40 -4.5 設計基準事故
4.5.1 原子炉冷却材喪失(ECCS 性能評価)
4.5.1.1 過渡変化の原因及び説明
この事故は、原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により、１次冷却材が系外に流出し、炉心の冷却能力が低下する事象を想定するものである。
この場合、１次冷却材の流出量が少ない場合には、充てんポンプによる１次冷却材の補給で、加圧器水位を維持しながら、通常の原子炉停止操作をとることができる。また、１次冷却材の流出量が充てんポンプの補給量を上回る場合には、原子炉保護設備により原子炉は自動停止し、ECCS の作動により、事故は炉心に過度の損傷を与えることなく終止できる。
本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも、現行措置及び追加措置の多様化設備により、設置変更許可申請書 添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。本事故の事象進展を
図 4.5.1-1 に示す。

4.5.1.2 解析ケース
添付書類十（設計基準事故）記載のワーストケース（燃料被覆管温度が最も高い破断ケース）を対象に、ソフトウェア CCF 対策の有効性を評価する。解析ケースを表 4.5.1-1～表 4.5.1-2 に示す。

4.5.1.3 判断基準
4.1 節にて述べたとおり、設計基準事故に対して適用される、以下の判断基準を準用する。
炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。
具体的な判断基準として、「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に基づいて、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」(9)が定める以下の基準を概ね満足することとする。

37- 添付3-41 -(a) 燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること。
(b) 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下であること。

4.5.1.4 解析条件
本事故については、以下に示す現行措置及び追加措置の多様化設備により、添付書類十解析（設計基準事故）と同様の過渡応答になると考えられる。このため、最適評価を適用する必要はないと判断されることから、添付書類十解析と同じ保守的評価条件を適用する。また、4.3 節の基本解析条件に基づく CCF 対策有効性評価の解析条件について、添付書類十解析との主な相違点を表 4.5.1-3 に示す。

＜本事故で期待する多様化設備＞
・現行措置：原子炉トリップ（原子炉圧力低）・追加措置：高圧／低圧注入系（1 系列）の自動起動（原子炉圧力異常低）[代表３ループプラント]（原子炉圧力低）[代表４ループプラント]38- 添付3-42 -表 4.5.1-1 ECCS 性能評価 解析ケース（大破断 LOCA）
代表３ループプラント

代表４ループプラント

炉心55GWd/t ウラン + MOX

55GWd/t ウラン

流出係数（CD 値）

0.4

0.6

破断位置／体様

低温側配管／両端破断

低温側配管／スプリット破断

SG 伝熱管施栓率10％0％

表 4.5.1-2 ECCS 性能評価 解析ケース（小破断 LOCA）
代表３ループプラント

代表４ループプラント

炉心55GWd/t ウラン

55GWd/t ウラン

破断口径

約 25.4cm（10 インチ）

約 25.4cm（10 インチ）

破断位置／体様

低温側配管／スプリット破断

低温側配管／スプリット破断

SG 伝熱管施栓率

10％

0％

39

- 添付3-43 -表 4.5.1-3 「ECCS 性能評価」添付書類十解析との主な相違点

項目

添付書類十解析（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

あり
単一故障

なし

大 LOCA：低圧注入系 1 系列の不作動
小 LOCA：ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機 1 台の不作動

外部電源

なし

あり

外部電源喪失に伴い手動停止※1、 ※2

コーストダウン開始（CCF 発生時は自動停止せず）

１次冷却材ポンプ
高圧×1/2 + 低圧×1/2
高圧注入ポンプ

大 LOCA：高圧×2/2 + 低圧×1/2

低圧注入ポンプ

小 LOCA：高圧×1/2 + 低圧×1/2（1 系列の自動作動※3）(残り 1 系列の手動起動は仮定せず)

大 LOCA： 2/2 台大 LOCA： 0/2 台※4

小 LOCA： －小 LOCA： －CV スプレイポンプ

その他

多様化設備としての作動限界値、－作動遅れ時間を反映※1：設計基準事故（外部電源あり）の場合、原子炉トリップ信号と非常用炉心冷却設備作動信号の一致により１次冷却材ポンプはコーストダウンを開始するが、ソフトウェアCCF発生
時には同ロジックが機能せず自動停止しないため、手動による停止となる。
※2：各LOCA解析における１次冷却材ポンプの取り扱いは以下とする。
・大LOCA ：ブローダウン期間/運転継続を仮定、リフィル・再冠水期間/軸固着を仮定
・小 LOCA ：事象発生を検知後、運転手順に基づく所定の操作所要時間（20 分）で手動停止（コーストダウン開始）※3：CCF対策の追加措置。
「原子炉圧力（異常）低」により、1系列の高圧／低圧注入系が自動作動。
※4：設計基準事故時には、「原子炉格納容器圧力異常高」の原子炉格納容器スプレイ作動信号により自動作動するが、ソフトウェアCCF発生時には作動信号が発信されないため自動作動
しない。
（事象発生を検知後、運転手順に基づく所定の操作所要時間（30分）で手動起動させる。ただし、解析期間内には作動しないため仮定しない。
）

40- 添付3-44 -41- 添付3-45 「原子炉冷却材喪失」の事象過程

外部電源なし図 4.5.1-1

添付書類十解析（設計基準事故）

CCF 対策有効性評価

外部電源あり4.5.1.5 代表３ループプラント(1) 大破断 LOCA
a. 主要解析条件
本解析の主要解析条件を以下に示す。なお、添付書類十解析（以下、「基本ケース」と称す。）からの変更点に下線を引いて示す。

炉心熱出力：2,652×1.02 MWt

熱流束熱水路係数（FQ）（制限値）

：2.32

炉心崩壊熱

：日本原子力学会推奨の崩壊熱曲線(10)１次冷却材圧力：15.41＋0.21 MPa[gage]

蒸気発生器伝熱管施栓率：10％

１次冷却材低温側温度：283.6＋2.2 ℃

１次冷却材高温側温度：321.7＋2.2 ℃

原子炉容器頂部温度：321.7＋2.2 ℃

破断箇所及び破断体様：低温側配管の両端破断

ＥＣＣＳ
ＥＣＣＳ作動信号：「原子炉圧力異常低」信号（多様化設備）

高圧注入ポンプの作動台数：1 台

余熱除去ポンプの作動台数：1 台

高圧/余熱除去ポンプの作動遅れ：20 秒※

蓄圧タンクの作動基数：2 基

原子炉格納容器スプレイ設備
格納容器スプレイポンプの作動台数：0 台

その他の解析条件については、添付 1-1（代表３ループプラント）に示す。

※

基本ケースの作動遅れ：32 秒
42- 添付3-46 -b. 主要解析結果
主要な解析結果を基本ケースと比較して表 4.5.1-4 に、主要なパラメータの過渡変化を図 4.5.1-2～図 4.5.1-7 に示す。また、事故経過の概要を以下に述べる。

低温側配管の両端破断が生じ、１次冷却材が破断口から流出すると、炉心部の圧力は急速に低下する。ボイドの発生により炉心の核分裂反応は停止するため、燃料の核分裂による発熱はなくなるが、その後も燃料ペレットの蓄積エネルギの放出及び崩壊熱の発生は続く。
一方、それまで原子炉内を流れていた１次冷却材は、その大部分がブローダウン期
間中に破断口から原子炉格納容器内に放出されるが、その間に炉心を通る１次冷却材により炉心の冷却が維持される。
破断発生直後は、炉心の１次冷却材の流れが一時停滞するため、燃料被覆管温度はいったん上昇するが、破断口からの放出が進み炉心部の流れが回復すると、燃料被覆
管温度は低下していく。
しかし、さらに１次冷却材の放出が進行すると、しだいに炉心部を通る１次冷却材も少なくなるので、燃料被覆管温度は再び上昇する。
ブローダウンが終了すると、蓄圧タンクからの注入水が下部プレナムにたまり始める。破断発生の約 4 秒後に多様化設備の「原子炉圧力異常低」信号の非常用炉心冷却設備作動限界値に達し、約 24 秒後から高圧注入系及び低圧注入系からの注入も開始され、破断発生の約 39 秒後に原子炉水位が燃料の下端に達する。ブローダウン終了からこの時までのリフィル期間は、炉心は燃料棒相互間の熱ふく射のみしか考慮していないため、燃料被覆管温度は燃料ペレット温度近くまで上昇する。再冠水開始
後は炉心で発生する蒸気及び蒸気に巻き込まれた水滴の混合流により炉心の冷却が行われる。ECCS からの注水により炉心水位が上昇し、冷却も順調に行われるので、燃料被覆管温度は破断発生の約 105 秒後にはピークに達し、その後低下する。
このようにして、表 4.5.1-4 に示すように PCT は約 903℃にとどまり、ジルコニウ
ム－水反応量も最大となる部分で約 0.9％となり、想定事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも基本ケースの結果及び判断基準を十分下回ることから、安全上の問題とはならないことを確認した。

43- 添付3-47 -表 4.5.1-4 「ECCS 性能評価」CCF 対策有効性評価結果（大破断）（低温側配管両端破断 流出係数:0.4／蒸気発生器伝熱管施栓率 10％）
項

目

基本ケース

CCF 対策有効性評価

約 1,039

約 903（ ≦ 1,200 ）

同左

（m）

約 2.13

約 2.13

燃料被覆管最高温度発生時刻

（秒）

約 105

約 105

局所的最大ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ－水反応量

（％）

約 4.0

約 0.9

（ ≦ 15 ）同左（m）

約 1.83

約 2.59高温燃料棒のバースト時刻

（秒）

約 37

バーストせず高温燃料棒のバースト位置（m）

約 1.83

バーストせず

蓄圧注入開始時刻

（秒）

約 16

約 16

ブローダウン終了時刻

（秒）

約 31

約 29

安全注入開始時刻

（秒）

約 33

約 24

再冠水開始時刻

（秒）

約 41

約 39

蓄圧注入終了時刻

（秒）

約 48

約 47

燃料被覆管最高温度（℃）（判断基準）
燃料被覆管最高温度位置（炉心下端から）（判断基準）
局所的最大ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ－水反応発生位置（炉心下端から）44- 添付3-48 -

16

12

炉
心
圧
力

8

(MPa[gage])

4

0

0

10

20

時

30

40

間 (秒)

図4.5.1-2 炉心圧力（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

炉心頂部
炉心底部
5
4
3
2
1

炉
心
流
量

0

(t/s)

-1
-2
-3
-4
-5
0

10

20

時

30

間 (秒)

図4.5.1-3 炉心流量（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

45- 添付3-49 -

40

0.20

0.15

原
子
炉
格
納
容
器
圧
力

0.10

(MPa[gage])
0.05

0.00

0

50

100

150

時

200

250

300

間 (秒)

図4.5.1-4 原子炉格納容器圧力（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

7

6

5

ダ
ウ
ン
カ
マ
水
位

4

3

(ｍ)
2

1

0
0

50

100

150

時

200

250

間 (秒)

図4.5.1-5 ダウンカマ水位（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

46- 添付3-50 -

300

7

6

5

炉
心
再
冠
水
速
度
積
分
値

4

3

(ｍ)

2

1

0
0

50

100

150

時

200

250

300

間 (秒)

図4.5.1-6 炉心再冠水速度積分値（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

1200

1000

800

燃
料
被
覆
管
温
度

600

(℃)

400

200

0
0

50

100

150

時

200

250

間 (秒)

図4.5.1-7 燃料被覆管温度（低温側配管両端破断 CD＝0.4）

47- 添付3-51 -300

(2) 小破断 LOCA
a. 主要解析条件
本解析の主要解析条件を以下に示す。なお、添付書類十解析（以下、「基本ケース」と称す。）からの変更点に下線を引いて示す。

炉心熱出力：2,652×1.02 MWt

熱流束熱水路係数（FQ）（制限値）

：2.32

炉心崩壊熱

：日本原子力学会推奨の崩壊熱曲線(10)１次冷却材圧力：15.41＋0.21 MPa[gage]

蒸気発生器伝熱管施栓率：10％

１次冷却材低温側温度：283.6＋2.2 ℃

１次冷却材高温側温度：321.7＋2.2 ℃

原子炉容器頂部温度：321.7＋2.2 ℃

破断箇所及び破断体様：低温側配管のスプリット破断

ＥＣＣＳ
ＥＣＣＳ作動信号：「原子炉圧力異常低」信号（多様化設備）

高圧注入ポンプの作動台数：1 台

余熱除去ポンプの作動台数：1 台

高圧/余熱除去ポンプの作動遅れ：20 秒※

蓄圧タンクの作動基数：2 基

その他の解析条件については、添付 1-1（代表３ループプラント）に示す。

※

基本ケースの作動遅れ：25 秒
48- 添付3-52 -b. 主要解析結果
主要な解析結果を基本ケースと比較して表 4.5.1-5 に、主要なパラメータの過渡変化を図 4.5.1-8～図 4.5.1-13 に示す。また、事故経過の概要を以下に述べる。

事故発生後、１次冷却材の流出に伴い炉心部の圧力は急激に低下し、約 5 秒後に多様化設備の「原子炉圧力低」信号の原子炉トリップ限界値に達し、約 17 秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより、原子炉は自動停止する。また、約 7 秒後に多様化設備の「原子炉圧力異常低」信号の非常用炉心冷却設備作動限界値に達し、約27 秒後に高圧注入系からの注入が始まる。
炉心は約 509 秒後に露出し始め、燃料被覆管温度は上昇するが、その後、高圧注入
系及び低圧注入系からの注入により炉心水位が再び上昇することにより、燃料被覆
管温度は破断発生の約 645 秒後にはピークに達し、その後低下する。
このようにして、表 4.5.1-5 に示すように PCT は約 567℃にとどまり、ジルコニウ
ム－水反応量も最大となる部分で約 0.1％となり、想定事象にデジタル安全保護回路のソフトウェア CCF が重畳した場合でも基本ケースの結果及び判断基準を十分下回ることから、安全上の問題とはならないことを確認した。

49- 添付3-53 -表 4.5.1-5 「ECCS 性能評価」CCF 対策有効性評価結果（小破断）（低温側配管スプリット破断 破断口径約 25.4cm／蒸気発生器伝熱管施栓率 10％）
項

目

基本ケース

CCF 対策有効性評価

約 701

約 567

（ ≦ 1,200 ）

同左

（m）

約 3.66

約 3.66

燃料被覆管最高温度発生時刻

（秒）

約 175

約 645

局所的最大ジルコニウム－水反応量

（％）

約 0.1

約 0.1

（ ≦ 15 ）同左

燃料被覆管最高温度（℃）（判断基準）
燃料被覆管最高温度位置（炉心下端から）（判断基準）
原子炉圧力低トリップ限界値到達時刻

（秒）

約 4.6

約 5.0

制御棒クラスタ落下開始時刻

（秒）

約 6.6

約 17

１次冷却材ポンプコーストダウン開始

（秒）

約 4.6

約 1209

安全注入開始時刻

（秒）

約 32

約 27

炉心上部露出開始時刻

（秒）

約 49

約 509

蓄圧注入開始時刻

（秒）

約 87

約 112

炉心上部再冠水時刻

（秒）

約 176

約 646

50

- 添付3-54 -

16

12

炉
心
圧
力

8

(MPa[gage])

4

0

0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-8 炉心圧力（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

2

10

原
子
炉
出
力

1

10

(％)

0

10

0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-9 原子炉出力（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

51- 添付3-55 -

2000

1000

炉
心
出
口
流
量

0

(kg/s)
-1000

-2000
0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-10 炉心出口流量（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

高圧注入系及び低圧注入系注入流量
蓄圧注入流量
破断流量
1000

800

600
流
量
(kg/s) 400

200

0
0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-11 ECCS注入流量および破断流量（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

52- 添付3-56 -

8

7

6

5
気
泡
炉
心
水
位

4

(ｍ)

3

2

1

0
0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-12 気泡炉心水位（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

1200

1000

800

燃
料
被
覆
管
温
度

600

(℃)

400

200

0
0

500

1000

時

1500

2000

間 (秒)

図4.5.1-13 燃料被覆管温度（低温側配管破断 破断口径約25.4cm）

53- 添付3-57 -