資料９－１ー１

デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因
故障対策の自律的対応について

今後のATENAによる対応
2023年10月26日
原子力エネルギー協議会

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目 次

1

１．はじめに

２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（1）TRAC系コードの適用性に関する確認（2）ドライウェル圧力指示計の設計変更内容の確認
３．ATENAによる今後の対応について（1）課題抽出と妥当性確認（2）第3者機関の活用（工事・検査完了確認業務委託）（3）工事開始に関する事業者の担保について（4）PDCA
４．PWRプラントの対応状況
５．ABWRプラントの対応状況
６．BWR５プラントの対応状況（添付１）柏崎刈羽７号機 要件整合報告書（詳細設計）（添付２）柏崎刈羽７号機 要件整合確認書（詳細設計）

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１．はじめに2(1) 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（以下、「デジタルCCF対策」という。）の自律的対応について、第８回（2023年7月25日）公開会合（発電用原子炉施設におけるデジタル安全保護系の共通要因故障対策等に関する検討チーム）において、最早プラントの川内１号機で行った対応とその振り返り、及び川内２号機と柏崎刈羽７号機の対応状況について説明を行った。
(2) 今回、第８回公開会合において論点となった、柏崎刈羽７号機の下記対応について説明を行う。
◆ 許認可実績のないTRAC系コードのソフトウェアCCF事象への適用性について(含むボ
イド反応度の取り扱い）◆ 追設したドライウエル圧力指示計とHPCF系統流量計のアイソレータ設置位置の設計の違いについて(3) また、今後の対応として、以下の説明を行う。
◆ 許認可実績のない解析コード等の扱い、技術基準規則・民間規格への適合性の確認など、 ATENAによる今後の対応について◆ PWR、ABWR、BWR5各プラントの対応状況について
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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（1/8） 3（1）TRAC系コードの適用性に関する確認【当初の確認内容】〇ATENAは、事業者から提出された要件整合報告書（詳細設計）に対して、有効性評
価書に記載された解析条件、解析結果、判断基準等が技術要件書に整合することを確認した。
〇その中で、TRAC系コードの妥当性については、有効性評価書で引用された参考文献 ※に、モデル詳細説明やその検証結果が記載されており、技術要件書で要求した「適用範囲について妥当性確認及び検証が行われてたものであること」に整合していることを確認した。
※：有効性評価書 参考文献（メーカ資料）①東芝エネルギーシステムズ株式会社、「炉心三次元動特性解析に係る最適評価コード（TRACT）の概要」、TLR-101②株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン、「TRACG モデル解説書」、GLR-010③株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン、「TRACG 適格性確認報告書」、GLR-011〇確認結果を、要件整合確認書（詳細設計）として公開した。 (2023年6月23日)

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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（2/8） 4【追加の確認内容】○第8回公開会合において、TRAC系コードの適用性に関して下記が論点となった。
・制御棒落下事象におけるボイド反応度の取り扱い
・許認可実績の無いコードの適用性〇ATENAは、事業者がTRAC系コードの適用性に関する課題認識を踏まえ抽出した論点に関して、事業者に対し追加資料を作成し要件整合報告書（詳細設計）に添付して改訂版を提出するよう要求した。

○事業者は、 TRAC 系コードを適用するために必要な妥当性確認及び検証の適切性について確認又は判断したことを説明する追加資料 「TRAC系コードの適格性評価」を添付し、要件整合報告書（詳細設計）の改訂版をATENAへ提出した。
（2023年9月27日）○ATENAは、要件整合報告書（詳細設計）の改訂版に添付された追加資料の確認を行い、有効性評価にTRAC系コードを適用することは妥当であると判断し、結果を公開した。
（2023年10月6日）
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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（3/8） 5【事業者の課題認識】〇 事業者は、ABWRのソフトウェアCCF事象の有効性評価に、国内で許認可実績のないTRAC系
コードを適用した。 事業者は、 TRAC系コードの適用に当たり、下記の状況を考慮し、①～③の論点を抽出した。
・ 米国においては、ABWRはTRAC系コードの認証実績がなく、また、制御棒誤引き事象についてはTRAC系コードの適用実績がない状況である。
・ 有効性評価においてはCCFの重畳（スクラム制御棒が挿入されない場合又はARI制御棒の挿入が 遅くなる）を考慮するため、従来の過渡事象や設計基準事故事象と異なる厳しい事
象進展となる。
① 米国のTRAC系コードの認証実績に含まれないABWRへの適用性② 米国でTRAC系コードが適用されない制御棒系過渡への適用性③ ソフトウェアCCF重畳事象に固有な事象進展に関わる現象のモデル化及びその妥当性

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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（4/8） 6【ATENAによる追加確認】
ATENAは、事業者が抽出した論点に対して、ATENA-WGの専門家を招集し、追加資料に以下の内容が記載されていることを確認したことから、有効性評価にTRAC系コードを適用することは妥当であると判断した。
① 米国のTRAC系コードの認証実績に含まれないABWRへの適用性• ABWRへの適用性についてはABWＲ固有の設備（インターナルポンプ等）がTRAC系コード
にて適切にモデル化され、実機試験データにて妥当性が確認されている。
② 米国でTRAC系コードが適用されない制御棒系過渡への適用性• 制御棒系過渡への適用性については、評価に必要とされるモデルが実機試験データ等により妥当性確認されている。
• 起動時の制御棒誤引き抜きや制御棒落下におけるボイド反応度フィードバック効果について、合理的な設定がなされていることが確認されている。（参考１）③ ソフトウェアCCF重畳事象に固有な事象進展に関わる現象のモデル化及びその妥当性• ソフトウェアCCF重畳事象に固有な事象進展に関わる現象が同定され、それらの計算モデルに対して、適切な検証及び妥当性確認がなされている。例えば、制御棒の誤引き抜きを除く過渡事象又は原子炉冷却材流量の喪失事象とソフトウェアCCFが重畳させた事象では、燃料棒被覆管表面温度が上昇し、その後リウェットするが、それらの現象を模擬するために適用されているモデルが根拠を持って選定され、その裏付けが示されている。
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（参考1）ボイド反応度フィードバック効果の影響について

7〇ボイド反応度フィードバックに係る不確かさの大きな低温RIA時のボイド挙動については、
RIA時のボイド挙動を取り扱った電力共同研究RIA模擬ボイド試験及びJAEAのRIA
模擬ボイド試験の2種類の試験データベースで出力急昇時におけるボイド発生条件、ボ
イド率の時間変化などの重要な特性が押さえられている。

〇しかし、これらの熱水力試験だけではスペーサの影響などの不確かな現象が一部に残る
ために、低温RIA時のボイド発生のほとんどを担うサブクール沸騰領域のボイド発生を見込まない設定をRIA模擬ボイドモデルに適用している。具体的には、サブクール沸騰領域での除熱をそのままにした上で界面熱伝達係数を大幅に増加させることで飽和ボイドだけを残す設定としている。このような設定とすることでボイド挙動について確実な特性だけを反映している。
〇なお、サブクール沸騰領域のボイド発生を見込まないことでボイド反応度フィードバックの絶対値が減少し、燃料温度が更に上昇する。このとき、ドップラ反応度フィードバックが高まるが、燃料エンタルピが燃料温度に比例して更に上昇することから、飽和ボイドだけを残す取扱いは非保守的な結果につながるものではない。

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（補足１）ATENAによる有効性評価の確認内容（当初確認）
メーカー

事業者

メーカー

要件整合報告書(有効性評価）

有効性評価書ATENA技術要件書の各要求事項に対して、有効性評価書の当該箇所の記載内
容から整合性を説明

4.評価方針4.1 評価対象の整理
4.2 判断基準
4.3 解析に当たって考慮する事項
4.4 解析に使用する計算プログラム
TRACコードに関する参考文献を引用
4.5 解析条件
解析項目ごとに解析条件が記載
5. 運転時の異常な過渡変化＋CCF解析
解析項目ごとに解析結果が記載
6. 設計基準事故＋CCF解析
解析項目ごとに解析結果が記載

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
4.4.1 解析に当たって考慮する範囲
4.4.2 解析で想定する現実的な条件他
4.4.3 安全系機能に対する仮定
4.4.4 常用系機能に対する仮定
4.4.5 多様化設備に関する条件
4.4.6 解析に使用する計算プログラム及びモデル
適用範囲について妥当性確認及び検証が行われたものであること

8

TRACコードに関する参考文献(1)モデル詳細説明(2)モデルの検証

ATENAによる確認①技術要件書の要求内容が漏れなく抽出されていること②要件整合報告書の内容が有効性評価書に記載されていること。

①各モデルの説明が記載されていること。
②各モデルの妥当性確認と検証が試験等のデータに基づき実施されていること。
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（補足２）ATENAによる有効性評価の確認内容（追加確認）
メーカー

事業者

メーカー

要件整合報告書(有効性評価）

有効性評価書ATENA技術要件書の各要求事項に対して、有効性評価書の当該箇所の記載内
容から整合性を説明

4.評価方針4.1 評価対象の整理
4.2 判断基準
4.3 解析に当たって考慮する事項
4.4 解析に使用する計算プログラム
TRACコードに関する参考文献を引用
4.5 解析条件
解析項目ごとに解析条件が記載
5. 運転時の異常な過渡変化＋CCF解析
解析項目ごとに解析結果が記載
6. 設計基準事故＋CCF解析
解析項目ごとに解析結果が記載

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
4.4.1 解析に当たって考慮する範囲
4.4.2 解析で想定する現実的な条件他
4.4.3 安全系機能に対する仮定
4.4.4 常用系機能に対する仮定
4.4.5 多様化設備に関する条件
4.4.6 解析に使用する計算プログラム及びモデル
適用範囲について妥当性確認及び検証が行われたものであること

9

TRACコードに関する参考文献(1)モデル詳細説明(2)モデルの検証

事業者・メーカー
TRAC系コードの適格性評価(1)事象ごとに必要なモデル(2)モデルの検証

ATENAによる追加確認
CCF事象特有の現象を評価できるモデルが整備され検証されていること
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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（5/8） 10（2）ドライウェル圧力指示計の設計変更内容の確認○2023年7月25日の公開会合にて、ドライウェル圧力計とHPCF系統流量計のアイソ
レータ設置位置の設計の違いに関して質問があり、事業者は、安全保護系と計測制御系が機能的に分離されていれば中操側（多様化設備側）でも現場側（安全保護系側）でも問題がないことを回答した。
○事業者は、公開会合後、アイソレータが安全保護系に属していないことの適切性について再検討し、技術評価されているJEAC4620-2020の記載を踏まえ、アイソレータを安全保護系に属するように設計変更を行うこととし、要件整合報告書（詳細設計）を改訂してATENAに提出した。
（2023年9月27日）○ATENAは、要件整合報告書（詳細設計）の改訂版の確認を行い、当該設計変更の内容がATENA技術要件書に整合しており、かつ 設備設計変更の理由である
JEAC4620-2020に適合していることを確認した。
（2023年10月６日）○ATENAによる要件整合確認（詳細設計）の完了を受けて、事業者は、柏崎刈羽7号機のドライウェル圧力指示計の改造工事に着手した。
（2023年10月10日）○ATENAは、事業者自主検査の現場同席確認において、ドライウエル圧力計のアイソレータが安全保護系に設置されていることを確認した。
(2023年10月20日)
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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（6/8） 11【ATENA技術要件書への整合性】
ATENA技術要件書

3.5.8安全
保護回路へ
の波及的影
響防止

要求内容

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ない設計とする。

事業者確認内容ATENA確認

アイソレータによる電気的分離により、安全保護系の安全機能が喪失しない設計となっていることを確認した。

ATENA技術要件書に整合していることを確認した。

事業者確認内容ATENA確認【技術基準規則・JEAC4620-2020への適合性】
記載内容

技術基準
規則

計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には、その安全保護機能を失わないよう、計測制
御系から機能的に分離されたものであること。

JEAC本文

計測制御系で故障が生じてもディジタル安全保護系に影響のないよう、ディジタル安全保護系と計測制御系を電気的に分離する設計とすること。

JEAC解説

安全保護系と計測制御系との信号取り合いは、光/電気変換などのアイソレーションデバイスを用いる。

アイソレータを現場 技術基準規則及び盤へ移設し安全保護 解釈（JEAC本文及系に設置することで、 び解説）に適合し技術基準規則及び解 ていることを確認
釈 （ JEAC 本 文 及 び した。
解説）に適合していることを確認した。

この場合アイソレーションデバイスは安全保護系に属する。
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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（7/8） 12【回路構成比較】（設計変更前）（設計変更後）中操盤

中操盤

H11-P650

H11-P650

指示計

指示計
4-20mA

ｱｲｿ
ﾚｰﾀ

電源

多様化設備
（計測制御系）

1-5V

安全保護系
（区分Ⅰ）

金属筐体

250Ω

多様化設備
（区分Ⅰ）

4-20mA

4-20mA
現場盤

現場盤

H23-P001A-1

H23-P001A-1

ｱｲｿ
ﾚｰﾀ

安全保護系
（区分Ⅰ）

電源

250Ω
250Ω

1-5V

RMU
250Ω

【凡例】

RMU

電源

DB盤

SA盤

1-5V

電源
4-20mA
4-20mA

安全保護系回路（区分Ⅰ）
多様化設備回路
多様化設備回路（区分Ⅰ）

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２．柏崎刈羽7号機の要件整合確認（詳細設計）の追加確認結果（8/8） 13
柏崎刈羽７号機の対応状況
事業者の完了時期

ATENAの確認

要件整合報告（詳細設計）

2023年1月提出
2023年6月改訂版提出
2023年9月改訂版提出※1

2023年5月改訂指示
2023年6月確認・公開
2023年10月確認・公開

要件整合報告（手順書）

2023年7月提出

2023年7月確認・公開

工事・検査完了報告

2022年7月工事開始※2
2023年10月ドライウエル圧力指示計の改造工事開始・完了
2023年10月提出予定

2023年11月確認・公開予定※１：TRACコードの適格性評価の追加及びドライウエル圧力指示計の設計変更に伴う改訂※２：ATENAによる要件整合報告書（詳細設計）の確認完了前に工事を開始していたため、工事完了及び検査開始はATENAによる確認完了の通知受領後とした。

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３．ATENAによる今後の対応について（1/3)

14（1）課題抽出と妥当性確認
第8回公開会合を踏まえ、下記対応を行うこととした。
〇事業者及びメーカーは、許認可実績のない手法、工法や設備を使用する等、新たな課題を幅広に抽出し、それぞれ各プラントに対し、その技術的論点を明確にした上で要件整合報告書（詳細設計）提出の前までに、ATENAに文書で連絡する。
【課題の例】 ・許認可実績のない解析手法・コードを適用する場合
・技術基準規則・民間規格への適合性に課題がある場合
・技術基準規則・民間規格の解説に記載された例と相違する場合・エンドースが予定されている民間規格に相違する場合
・許認可実績のない設備設計や判断基準を適用する場合○抽出された課題（ATENAが抽出したものも含む）に対し、ATENAは必要に応じてATENA-WGの専門家に意見照会を行い、対応方針を取り纏め事業者に連絡する。
〇事業者は、ATENAが取り纏めた『課題に対する対応方針』を受領後、対応方針に沿って必要に応じて妥当性を示す資料を添付し、要件整合報告書（詳細設計）をATENAに提出する。
〇ATENAは、事業者の妥当性を示す添付資料に対して、必要に応じてATENA-WGの専門家を招集し、妥当性の確認を行う。
〇ATENAは、適宜、NRAとコミュニケーションを図る。
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３．ATENAによる今後の対応について（2/3）15（2）第3者機関の活用（工事・検査完了確認業務委託）〇 現在、ATENA在籍の要員が行っている工事・検査完了確認で、今までの経験も踏まえ定型化されている部分については、第3者機関（発電技検）を活用し、原子力発電所における工事・検査完了確認の透明性向上を図る。
〇 発電技検にATENAがOJTなどで力量を確認・付与した委託員2名が担当者として現場同席確認等を行う。なお、委託員はATENAの責任者のもとで確認等を行う。
〇 委託は、大飯4号機の工事・検査完了確認から開始した。（10月13日）(3) 工事開始に関する事業者の担保について
事業者は、今後、ATENAの要件整合確認(詳細設計)の完了通知を受けてから工事を開始することを、オーソライズ文書等に定める方針であり、ATENAはその確認を行う。

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３．ATENAによる今後の対応について（3/3）16（4）PDCA〇 ATENA確認要領の改定(1)～(3)に示した対応について、ATENA確認要領書に反映するとともに、同要領書を公開した。

〇 技術要件書の改定
将来、多様化設備にソフトウェア技術(例FPGA※)を適用する場合を考慮し、安全保護回路(マイクロプロセッサー)と多様性が確保できる要件を明確化し、技術要件書へ反映する予定である。
※：内部の論理回路の構造を再構築できる半導体チップの一種で、現場で書き換え可能な論理回路（ Field Programmable Gate Array ）Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

３．ATENAによる今後の対応について（3/3）

17○対応スケジュール
追加対応項目

2023年度

2024年度▽川内1,2号機(1)課題抽出

泊3号機
敦賀2号機
志賀2号機
島根3号機
大間
東海第二
東通1号機
浜岡3,4号機▽柏崎刈羽7号機▽大飯3,4号機▽高浜3,4号機
10月20日から開始

未定▽美浜3号機
▽玄海3,4号機▽高浜1,2号機▽伊方3号機
▽柏崎刈羽6号機▽島根2号機
▽女川2号機(2)第3者機関の活用（工事・検査完了
確認業務委託）▽大飯4号機

▽玄海4号機▽高浜3号機10月13日から開始▽伊方3号機

▽美浜3号機▽高浜1号機

▽玄海3号機▽高浜2号機▽高浜4号機▽大飯3号機Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

４．PWRプラントの対応状況（1/2）

18○PWRプラントは、主な対策は川内１号機と同じであり、事業者及びATENAは、川内1号機と同様の対応を行っている。
【2023年10月25日時点】
要件整合報告（詳細設計）

要件整合確認（詳細設計）

工事開始

川内１号機 2023年1月提出済
2023年3月改訂版
提出済

2023年3月確認済

2023年2月※

2023年3月
2023年4月工事・検査完了

2023年1月提出済
2023年3月改訂版
提出済

2023年3月確認済

2023年5月

2023年6月
2023年7月工事・検査完了

2023年8月確認済

2023年9月

2023年9月
2023年10月工事・検査完了

2023年9月確認済

2023年9月

2023年11月

プラント

川内2号機

大飯４号機 2023年1月提出済
2023年4月改訂版
提出済
2023年8月改訂版
提出済
高浜３号機 2023年4月提出済
2023年8月改訂版
提出済

検査開始

※：ATENAによる要件整合報告書（詳細設計）の確認完了前に工事を開始しているが、確認完了後に工事を完了し、検査を開始した。
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４．PWRプラントの対応状況（2/2）

19【2023年10月25日時点】
プラント

要件整合報告（詳細設計）

要件整合確認（詳細設計）

工事開始

検査開始

美浜３号機

2023年8月提出済

2023年10月確認済

2023年11月

2023年12月

玄海３号機

2023年10月提出予定

2023年10月確認予定

2023年11月

2023年12月

高浜４号機

2023年4月提出済
2023年8月改訂版提出済

2023年9月確認済

2023年12月

2024年3月

大飯３号機

2023年1月提出済
2023年4月改訂版提出済
2023年8月改訂版提出済

2023年8月確認済

2024年2月

2024年3月

玄海４号機

2023年10月提出予定

2023年10月確認予定

2024年3月

2024年5月

伊方３号機

2024年4月提出予定

2024年度

2024年度

2024年度

高浜１号機

2024年2月提出予定

2024年度

2024年度

2024年度

高浜２号機

2024年2月提出予定

2024年度

2024年度

2024年度

泊３号機

設置変更許可後に実施計 未定
画を策定し報告

未定

未定

敦賀2号機

設置変更許可後に実施計 未定
画を策定し報告未定

未定

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５．ABWRプラントの対応状況（1/2）

20○ABWRプラントにおける主な対策は、以下に示す手動操作（MSIV閉回路）に関する手順書を除き、柏崎刈羽７号機と同じであり、事業者及びATENAは、柏崎刈羽７号機と同様の対応を行う。
（主な対策）
設備対策、手順の整備と教育及び訓練

設計から検査実施までの品質保証体制、事業者自主検査、運用開始後の管理体制○柏崎刈羽７号機では、手動操作（MSIV閉回路）の出力回路の一部にFPGAが使用されているため、保守的に当該FPGAをソフトウェアCCF対象とし、MSIV閉操作として、当該FPGA回路を使用しているMSIV手動隔離スイッチ操作ではなく、MSIVのMCCB（電源遮断器）操作を採用し、手順書に記載している。なお、柏崎刈羽７号機では、他の多様化設備の回路にFPGAは使用されていない。
志賀２号機と島根３号機では、手動操作（MSIV閉回路） の出力回路の一部に
FPGAを使用しているため、柏崎刈羽７号機と同様の手順書での対応となる。
柏崎刈羽６号機では、手動操作（MSIV閉回路）及び他の多様化設備の回路にFPGAを使用していない。
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（補足３）FPGAの取扱いについて21○柏崎刈羽7号機は、MSIV閉回路の出力回路の一部にFPGAが使用されているため、以下の対応を行っている。
•

FPGAはマイクロプロセッサーに対して多様性を有しており、CCFの想定を除外できるものであると考えられるが、柏崎刈羽7号機では保守的に当該FPGAをソフトウェアCCF対象とした。

•

柏崎刈羽7号機では、MSIV閉操作として、出力回路の一部にFPGA回路を使用しているMSIV手動隔離スイッチ操作ではなく、MSIVのMCCB （電源遮断器）操作を採用し、手順書に記載している。
【MSIV閉回路】

MCCB（電源遮断器）中央制御室 主盤

手動
隔離
設定値比較
論理回路
（マイクロプロセッサ）

出力回路
一部にFPGA
回路を使用

ロード
ドライバ

急速閉用ソレノイド
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５．ABWRプラントの対応状況（2/2）

22【2023年10月25日時点】
プラント

要件整合報告（詳細設計）

柏崎刈羽7号機 2023年1月提出済
2023年6月改訂版提出済
2023年9月改訂版提出済※2
柏崎刈羽6号機 2024年3月提出予定

要件整合確認（詳細設計）

工事開始

2023年6月確認済
2022年7月※１
2023年10月確認済※2 2023年10月※3

検査開始
2023年7月
2023年10月※3

未定

未定

未定

志賀2号機

設置変更許可後に実施計画を策定し報告

未定

未定

未定

島根3号機

設置変更許可後に実施計画を策定し報告

未定

未定

未定

大間

設置変更許可後に実施計画を策定し報告未定

未定

未定※1：ATENAによる要件整合報告書（詳細設計）の確認完了前に工事を開始しているが、確認完了後に工事を完了し、検査を開始した。
※2：TRACコードの適格性評価の追加及びドライウエル圧力指示計の設計変更に伴う改訂※3：ドライウエル圧力指示計の改造工事、自主検査
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６．BWR5プラントの対応状況（1/4）

23○BWR5プラントでは、安全保護回路の一部にデジタル化された範囲（放射線モニタ、中性子計装、温度計装）があるため、この範囲にソフトウェアCCFの発生を想定する。他の範囲はアナログ機器で構成されているため、ソフトウェアCCFの発生は想定しない。

○ ATENA技術要件書では、運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生した
場合において、安全保護回路のデジタル化された範囲が機能しない場合を想定しても、他のアナログ機器で構成された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できることが有効性評価により確認できる場合には、多様化設備は設けなくてもよいとしている。
○事業者は、今後、ソフトウェアCCFの影響を受ける事象（参考２）に対して、有効性評
価の結果により多様化設備の設置が不要であることを、要件整合報告書（詳細設計）に取りまとめ、ATENAに提出する。ATENAは、 受領した報告書の確認完了後に確認結果を公開するとともにNRAへ報告を行う。
○なお、事業者は、有効性評価書のABWRの解析結果から、BWR5において多様化設備が不要であることを示すとしている。
（参考3）○また、多様化設備の設置が不要であっても、手順書の整備、教育・訓練の実施が必要となる場合、事業者は、運用に係る事業者自主検査を実施する。
（参考4）
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６．BWR5プラントの対応状況（2/4）

24○ABWRプラントとの比較（ABWRの例）【デジタル化の範囲とソフトウェアCCFの影響を受ける事象】
運転時の異常な過渡変化
原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
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部分喪失
外部電源喪失給水加熱喪失原子炉冷却材流量制御系の誤動作
負荷の喪失
主蒸気隔離弁の誤閉止
給水制御系の故障
原子炉圧力制御系の故障
給水流量の全喪失
警報

原子炉水位
原子炉圧力

指示計

ARI作動
原子炉水位L-2
原子炉圧力高デジタル安全保護系

設計基準事故多様化設備（DB設備）

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材流量の喪失
制御棒落下
放射線気体廃棄物処理施設の破損（被ばく）
制御棒落下（被ばく）
主蒸気管破断（被ばく）
燃料集合体の落下（被ばく）

多様化設備（SA設備）

多様化設備（自主設備）
新規設置
新規設置（既設設備に追加）
アイソレータ

手動
操作

警報

指示計

指示計

手動
操作

手動
操作

ドライウェル圧力デジタル
安全保護回路・設定値比較機能
・論理演算機能

自動機能（ATWS）

切替回路

代替制御棒挿入機能 等

原子炉スクラム 等

高圧炉心注入ポンプ 等
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６．BWR5プラントの対応状況（3/4）

25○ABWRプラントとの比較（BWR5の例）【デジタル化の範囲とソフトウェアCCFの影響を受ける事象】
運転時の異常な過渡変化
原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
給水加熱喪失原子炉冷却材流量制御系の誤動作

指示計

原子炉水位
原子炉圧力

ATWS
（アナログ）

デジタル安全保護系

制御棒落下
制御棒落下（被ばく）
燃料集合体の落下（被ばく）

手動
操作

警報

原子炉水位
原子炉圧力
ドライウェル圧力 等

設計基準事故警報指示計

アナログ安全保護系
ATWS（SA設備）

手動
操作

警報

放射線モニタ
中性子計装
温度計装

デジタル
安全保護回路・設定値比較機能

原子炉水位
原子炉圧力
ドライウェル圧力 等
アナログ
安全保護回路・設定値比較機能

代替制御棒挿入機能 等

原子炉スクラム 等

非常用ガス処理系 等

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６．BWR5プラントの対応状況（4/4）

26【2023年10月25日時点】
要件整合報告（詳細設計）

要件整合確認（詳細設計）

工事開始

検査開始

女川2号機

2024年2月提出予定

2024年2月確認予定

ー

2024年2月

島根2号機

2024年4月提出予定

2024年5月確認予定

ー

未定

東海第二

新規制基準適合性に係る工事完了までに
実施

未定

ー

未定

東通1号機

設置変更許可後に実施計画を策定し報告

未定

ー

未定

浜岡3号機

設置変更許可後に実施計画を策定し報告

未定

ー

未定

浜岡4号機

設置変更許可後に実施計画を策定し報告

未定

ー

未定

プラント

新規制基準適合性審査が未申請のプラント（女川３号、柏崎刈羽１～５号、浜岡５号、志賀１号）は、設置変更許可申請後に実施計画を策定し報告することとしている。
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（参考２）BWR5の有効性評価の対象事象（ABWRプラントとの比較）（1/2）

27〇BWR5はABWRと比較して、安全保護回路のデジタル化範囲が一部に限定され、ソフトウェアCCFの影響を受ける設計基準事象の範囲は、ABWRより限定的となる。
〇下表にBWR5の有効性評価の対象事象（全７事象）を示す。
設計基準事象解析で考慮する緩和系の作動信号とソフトウェアCCFの影響

ABWR
原子炉停止系

BWR5

工学的
安全施設

作動信号へ
のCCF影響

原子炉停止系

工学的
安全施設

作動信号へ
のCCF影響原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き

原子炉周期短ー

有原子炉周期短ー

有

出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

RBM信号による引
き抜き阻止

ー

有

RBM信号による引き
抜き阻止

ー

有

原子炉冷却材流量の部分
喪失

ー

ー

無

ー

ー

無

ー

ー

無

原子炉冷却材の停止ルー
プの誤起動(BWR5)
外部電源喪失蒸気加減弁急速閉

ー

有

主蒸気止め弁閉ー

無給水加熱喪失中性子束高（熱流
束相当）

ー

有

中性子束高（熱流束
相当）

ー

有

原子炉冷却材流量制御系
の誤動作

中性子束高

ー

有

中性子束高

ー

有

負荷の喪失

蒸気加減弁急速閉ー

有蒸気加減弁急速閉

ー

無主蒸気隔離弁の誤閉止

主蒸気隔離弁閉ー

有

主蒸気隔離弁閉ー

無Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

（参考２）BWR5の有効性評価の対象事象（ABWRプラントとの比較）（2/2）
設計基準事象28

解析で考慮する緩和系の作動信号とデジタル化範囲

ABWR

BWR5

原子炉停止系

工学的
安全施設

作動信号へ
のCCF影響

原子炉停止系

工学的
安全施設

作動信号へ
のCCF影響給水制御系の故障

主蒸気止め弁閉ー

有

主蒸気止め弁閉ー

無原子炉圧力制御系の故障

主蒸気隔離弁閉ー

有

主蒸気隔離弁閉ー

無給水流量の全喪失

原子炉水位レベル３

原子炉水位レベル２

有原子炉水位レベル３

原子炉水位レベル２

無原子炉冷却材喪失

炉心流量急減原子炉水位レベル
１.５もしくは1

有原子炉水位レベル３

原子炉水位レベル２もしくは1

無原子炉冷却材流量の喪失

炉心流量急減ー

有

主蒸気止め弁閉ー

無

主蒸気止め弁閉

ー

無

ー

有

原子炉冷却材ポンプの軸固着(BWR5)
ー

有

中性子束高

ー

気体廃棄物処理設
備エリア放射能高※

無ー

気体廃棄物処理設備エリア放射能高※

無制御棒落下（被ばく）

中性子束高

主蒸気管放射能高

有

中性子束高

主蒸気管放射能高有

主蒸気管破断（被ばく）

主蒸気隔離弁閉

主蒸気管流量大有

主蒸気隔離弁閉

主蒸気管流量大

無燃料集合体の落下（被ばく）

ー

原子炉区域放射能高有ー

原子炉区域放射
能高

有

制御棒落下

中性子束高

放射線気体廃棄物処理施
設の破損（被ばく）※放射能高の警報の発生信号であり、工学的安全施設の自動起動信号ではない。

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（参考３）BWR5プラントの有効性評価結果（暫定）（1/3）

デジタル安全保護回路のソフトウェア共通要因
BWR５プラントの有効性評価結果（暫定）2023年10月26日
東北電力株式会社
中国電力株式会社

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29

（参考３）BWR5プラントの有効性評価結果（暫定）（2/3）

30○有効性評価結果
BWR5プラントではソフトウェアCCFの影響を受ける以下の事象（①～⑦）について、有効性評価図書の代表ABWRプラント解析結果から、多様化設備に期待しない場合においても、設計基準事故で使用される判断基準を満足することを確認した。
運転時
の異常
な過渡
変化

評価事象
①原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き②出力運転中の制御棒の異常な引き抜き③給水加熱喪失

理由
制御棒引抜速度よりも制御棒落下速度の方が速いため、⑤制御棒落下の解析結果に包絡される。
局所出力が上昇する事象であり、炉型に依存しないため、代表ABWRプ
ラントの解析結果（有効性評価書5.1.2）を参照する。代表ABWRプラン
トでは同時引抜本数が多いため、原子炉出力はBWR５プラントと比較して高くなるが、代表ABWRプラントの解析結果でも燃料被覆管温度は1200℃以下で整定する。
一方、BWR５プラントでは同時引抜本数が1本であり、誤引抜制御棒周
辺の燃料集合体出力の上昇は同程度となるため、代表ABWRプラントと同様に判断基準を満足する。
なお、通常の運転管理として定格出力近傍での制御棒引抜操作は１ノッ
チずつに限定されることから、連続誤引抜は発生しない。
炉心入口サブクーリング増加により中性子束が上昇するが，MSIV 閉条件に至らず、ARI及びRPTが作動せずに整定する事象である。本事象のスクラム遅れの影響は、スクラム失敗時の圧力上昇によるボイド反応度
フィードバックが最も厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。有効性評価書「5.3.2主蒸気隔離弁の誤閉止」に示すように代表ABWRプラン
トは十分余裕をもって判断基準を満足する。同様の事象進展となる
BWR5プラントにおいても同様に判断基準を満足する。
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（参考３）BWR5プラントの有効性評価結果（暫定）（3/3）

31○有効性評価結果（つづき）
評価事象

運転時
の異常
な過渡
変化

④原子炉冷却材流量
制御系の誤動作設計基
準事故⑤制御棒落下⑥制御棒落下（被ばく評価）⑦燃料集合体の落下（被ばく評価）理由
誤動作による炉心流量増加により中性子束が上昇するが、MSIV 閉条件に至らず、ARI及びRPTが作動せずに整定する事象である。本事象のス
クラム遅れの影響は、スクラム失敗時の圧力上昇によるボイド反応度
フィードバックが最も厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止に包絡される。③と同様にBWR5プラントにおいても代表ABWRプラントと同様に判断基準を満足する。
有効性評価書「6.2反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化」に示すように、代表ABWRプラント解析においてBWR５プラントを包絡する条件としてBWR５プラントの制御棒落下速度を設定している。代表ABWRプラントでは、反応度フィードバックによる固有の安全性により燃料エンタルピの増加が緩和され、判断基準を満足する結果となっており、BWR５プラントにおいても同様に判断基準を満足する。
有効性評価書の添付2 「代表プラント以外への適用性」に示すように、
有効性評価書 「6.3 環境への放射性物質の異常な放出」の評価に代表されるため、BWR５プラントにおいても代表ABWRプラントと同様に判断基準を満足する。

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（参考４）デジタルCCF対策に係る安全対策の基本フロー（PWR、ABWR）

方針

NRA

ATENA

意見交換

技術要件書発行

事業者

技術要件書公開

計画

提出要求

実施計画書

実施計画確認提出

実施計画公開実施

評価手法

・ ATENA か ら の 定期的な報告で進捗状況の確認が可能
・問合せたい事項は
随 時 ATENA に 問合せが可能
進捗状況を把握するための公開会合を開催し，その会合で報告を求める

報告
問合せ

有効性評価書進捗状況確認報告

設備要求

進捗状況公開報告

回答

原子力事業者にて公開

設備設計（基本設計，
詳細設計）
NRAへ届出安全性向上評価届出書

要件整合確認(詳細設計)

提出

提出要求

要件整合報告書（詳細設計）
確認完了

工事開始

確認結果公開手順整備要求・原子力事業者への原子力規制検査でも実施状況および実施内容の確認が
可能

完了

提出要求

要件整合確認
(手順書)

提出
確認完了

手順書整備
要件整合報告書（手順書）

確認結果公開提出要求

工事・検査完了確認

提出

工事・検査完了
工事・検査完了報告書

確認完了

確認結果公開使用開始

NRAへ届出安全性向上評価届出書
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32

（参考４）デジタルCCF対策に係る安全対策の基本フロー（BWR5）

方針

NRA

ATENA

意見交換

技術要件書発行33

事業者

技術要件書公開計画

BWR５プラントは有効性評価結果から設備対応が不要な場合、設備設計（基本設計、詳細設計）及び工事開始のプロセスは対象外となる。

提出要求

実施計画書

実施計画確認提出

実施計画公開実施

評価手法

・ ATENA か ら の 定期的な報告で進捗状況の確認が可能
・問合せたい事項は
随 時 ATENA に 問合せが可能
進捗状況を把握するための公開会合を開催し，その会合で報告を求める

報告
問合せ

有効性評価書進捗状況確認報告

原子力事業者にて公開

設備要求

進捗状況公開報告

回答

要件整合確認(詳細設計)

提出

提出要求

要件整合報告書（詳細設計）
確認完了

確認結果公開手順整備要求・原子力事業者への原子力規制検査でも実施状況および実施内容の確認が
可能

完了

提出要求

要件整合確認
(手順書)

提出
確認完了

確認結果公開提出要求

工事・検査完了確認

提出

手順書整備※1

要件整合報告書※1（手順書）
検査完了※1
検査完了報告書※1

確認完了

確認結果公開※1：手順書の整備、教育・訓練の実施が必要となる場合、手順書整
備、要件整合報告（手順書）、運用に係る検査、検査完了報
告のプロセスが必要となる。

運用開始※2※2：手順書の運用開始
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（添付１）柏崎刈羽７号機

要件整合報告書（詳細設計）

柏崎刈羽原子力発電所７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）

別冊資料参照Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

34

（添付２）柏崎刈羽７号機

要件整合確認書（詳細設計）

柏崎刈羽原子力発電所７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確認書（詳細設計）（改訂１）
別冊資料参照Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

35