資料No.１

新規制基準及び
高浜発電所３・４号機の設置変更に関する審査書の概要

１．新規制基準の概要

1

福島第一原発における教訓
福島原発事故では地震や津波などの共通要因により安全機能が一斉に喪失。
さらに、その後のシビアアクシデントの進展を食い止めることができなかった。

①地震により外部電源喪失
使用済
燃料プール

②津波により所内電源喪失・破損

+15m
配電盤

蓄電池

非常用
発電機

津波高さ

防波堤
海水ポンプ

⑦水素爆発

地震・津波という共通原因による安全機能の一斉喪失安全機能喪失によるシビアアクシデントの
進展

③冷却停止
↓
④炉心損傷
↓
⑤水素発生
↓
⑥水素漏えい（格納容器破損）22

新規制基準の基本的な考え方と主な要求事項
共通原因による機能喪失及びシビアアクシデントの進展を防止するための基準を策定
地震・津波の想定手法を見直し
共通原因による
安全機能の一斉喪失を防止（シビアアクシデ
ントの防止）

大規模な自然災害への対応強化

津波浸水対策の導入

火災・内部溢水・停電などへの耐久力向上

火災対策の強化・徹底（従来の対策は不十分）

火山・竜巻・森林火災も想定

内部溢水対策の導入
外部電源の信頼性向上
所内電源・電源盤の多重化・分散配置
モニタリング・通信システム等の強化
原子炉の停止対策の強化

炉心損傷の防止
万一シビアアクシ
デントが発生しても対処できる設備・
手順の整備（これまで要求せず）（対策に共通性）

テロや航空機
衝突への対応（これまで要求せず）

原子炉の減圧対策の強化

格納容器の閉じ込め機能等の維持

原子炉への注水・除熱対策の強化

放射性物質の拡散抑制

格納容器の破損防止対策の強化

指揮所等の支援機
能の確保

放射性物質の拡散抑制対策の導入

原子炉建屋外設備が破損した場合等への対応

使用済燃料プールへの注水対策の強化

建屋等の水素爆発防止対策の導入

緊急時対策所
原子炉から１００ｍ離れた場所に電源車等を保管。更なる信頼性向上対策として常設化（特定重大事故等
対処施設）

3

新規制基準の基本的な考え方
新規制基準では、｢深層防護｣を基本とし、共通要因による安全機能の一斉喪失を防止する観点から、自然現象の想定と対策を大幅に引き上げ。
また、自然現象以外でも、共通要因による安全機能の一斉喪失を引き起こす可能性のある事象（火災など）について対策を強化。
① 「深層防護」の徹底
目的達成に有効な複数の(多層の)対策を用意し、かつ、それぞれの層の対策を考えるとき、他の層での対策に期待しない。
② 共通要因故障をもたらす自然現象等に係る想定の大幅な引き上げとそれに対する防護対策を強化地震・津波の評価の厳格化、津波浸水対策の導入、多様性・独立性を十分に配慮 、火山・竜巻・森林火災の評価も厳格化③ 自然現象以外の共通要因故障を引き起こす事象への対策を強化
火災防護対策の強化・徹底、内部溢水対策の導入、停電対策の強化（電源強化）④ 基準では必要な｢性能｣を規定（性能要求）基準を満たすための具体策は事業者が施設の特性に応じて選択4

シビアアクシデント対策、テロ対策における基本方針
新基準では、万一シビアアクシデントが発生した場合に備え、シビアアクシデントの進展を食い止める対策を要求。
また、法目的にテロの発生を想定する旨が追加されたことも踏まえ、テロとしての航空機
衝突への対策も要求。
①「炉心損傷防止」、「格納機能維持」、「ベントによる管理放出」、「放射性物質の拡散抑制」という多段階にわたる防護措置②

可搬設備での対応（米国式）を基本とし、恒設設備との組み合わせにより信頼性をさらに向上③

使用済み燃料プールにおける防護対策を強化④

緊急時対策所の耐性強化、通信の信頼性・耐久力の向上、使用済み燃料プールを含めた計測系の信頼性、耐久力の向上 (指揮通信、計測系の強化）⑤

ハード（設備）とソフト（現場作業）が一体として機能を発揮することが重要であり、手順書の整備や人員の確保、訓練の実施等も要求。

⑥

意図的な航空機衝突等への対策として、可搬設備の分散保管・接続を要求。信頼性向上のためのバックアップ対策として特定重大事故等対処施設を導入
5

従来の基準と新基準との比較
従来と比較すると、シビアアクシデントを防止するための基準を強化するとともに、万一
シビアアクシデントやテロが発生した場合に対処するための基準を新設

意図的な航空機衝突への対応

格納容器破損防止対策
炉心損傷防止対策（複数の機器の故障を想定）

内部溢水に対する考慮（新設）
自然現象に対する考慮（火山・竜巻・森林火災を新設）

自然現象に対する考慮
火災に対する考慮
電源の信頼性
耐震・耐津波性能

電源の信頼性その他の設備の性能
耐震・耐津波性能強化

その他の設備の性能

火災に対する考慮

強化又は新設シビアアクシデントを防止するための基準（いわゆる設計基準）（単一の機器の故障を想定しても炉心損傷に至らないことを確認）

新設

放射性物質の拡散抑制対策

シビアアクシデント対策）（
テロ対策）（＜新規制基準＞新設＜従来の規制基準＞

6

（参考）IAEAの深層防護の考え方と新規制基準の考え方
ＩＡＥＡにおいては、原子力施設の安全性確保の基本的考え方として深層防護を取り入れている。
新規制基準においては、第1層～第3層の対策を強化するとともに、これまで要求されていなかった
第4層の対策を新設。
層

考え方

そもそも異常を生じさせないた
第１層
めの対策。
プラント運転中に起こりうる異第２層 常がおきても事故に発展させな
い対策。
第３層

設計上想定すべき事故が起きても炉心損傷等に至らせない対策。

設計上の想定を超える事故（シビアアクシデント）が起きても第４層
炉心損傷や格納容器破損を防止する対策。

放射性物質の放出による外部へ
第５層 の影響を緩和するための対策。
住民の避難など。
ＩＡＥＡ安全基準から作成

従来の基準を強化
共通原因による安全機能の一斉喪失を防止○大規模な自然災害への対応強化○火災・内部溢水・停電などへの耐久力向上

新規制基準で新設
万一シビアアクシデントやテロが発生しても対処できる設備・手順の整備○炉心損傷の防止○格納容器の閉じ込め機能等の維持○放射性物質の拡散抑制○指揮所等の支援機能の確保○原子炉建屋外設備が破損した場合等へ対応

原子力防災で対応

7

（参考）福島第一原発事故の技術的知見*と新規制基準における対応
技術的知見

新規制基準での主な要求事項

１．外部電源対策 （対策1～4）○外部電源系統の信頼性向上○開閉所設備の耐震性向上
等

外部電源系統は独立した２回線以上
開閉所は十分な支持地盤に設置

２．所内電気設備対策 （対策5～11）○浸水対策の強化○非常用交流電源の多重性と多様性の強化○非常用直流電源の強化
等

防潮堤や浸水防止設備の設置
多様性強化の観点からの空冷式発電機等の設置
非常用直流電源の容量の強化（24時間）

３．冷却・注水設備対策 （対策12～17）○事故後の最終ヒートシンクの強化○隔離弁・SRV の動作確実性の向上○代替注水機能の強化
等

可搬型設備による代替最終ヒートシンクシステムの設置等
電源喪失時も操作可能とするため減圧弁用可搬型代替直流電源設備等の配備
ポンプの新設と十分な水源の確保（貯水槽等、海水）４．格納容器破損・水素爆発対策 （対策18～24）○ベントの確実性・操作性の向上○ベント配管の独立性確保○水素爆発の防止等

人力操作可能なベント隔離弁の設置
ベント配管は他号機との共用は原則不可
炉心損傷時における水素濃度制御設備等の設置

５．管理・計装設備対策 （対策25～30）○事故時の指揮所の確保・整備○事故時モニタリング機能の強化○非常事態への対応体制の構築・訓練の実施
等

緊急時対策所に重大事故等の発生時に適切な措置を行う
設備を設置
モニタリングポストへは非常用所内電源もしくは無停電電源を接続
重大事故等への手順書、体制の整備及び訓練の実施*：東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について(平成24年3月 原子力安全・保安院）

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２．高浜発電所３・４号機設置変更に関する審査書の概要

9高浜発電所の審査の経緯
2013年7月8日 新規制基準施行
同 日 関西電力 が設置変更許可申請書を提出
2013年7月16日～
公開の審査会合での審査（原子力規制委員、規制庁審査官）※６７回の審査会合と３回の現地調査を実施※約４００回のヒアリング実施
2014年12月17日
原子力規制委員会で設置変更許可に係る審査結果のとりまとめ、
意見募集（パブリックコメント）の実施了承、原子力委員会・経済産業大臣への意見聴取の決定（12月18日～1月16日まで意見募集）
2015年2月12日
原子力規制委員会で意見募集及び関係機関（原子力委員会、経済産業大臣）への意見聴取の結果を踏まえ、設置変更許可を決定。
10

高浜発電所の審査書の概要＜本日の説明の順序＞（１）重大事故の発生を防止するための対策○地震・津波などの自然現象及び人為事象への対策の強化○火災対策や電源対策等（２）重大事故の発生を想定した対策○「止める」ための対策（原子炉停止対策）○「冷やす」ための対策（炉心損傷防止対策）○「閉じ込める」ための対策（格納容器破損防止対策）○訓練などのソフト面での対策（３）更なる対策○「抑える」ための対策（放射性物質拡散抑制対策）○大規模な損壊が発生した場合の対応
11

（１）重大事故の発生を防止するための対策

12基準地震動周辺断層について、申請当初のＦＯ－A～ＦＯ－B断層の２連動ではなく、熊川断層の連動も考慮
した３連動として評価。
高浜の地下構造の調査等に基づき、断層上端深さを申請当初の４ｋｍより浅い３ｋｍで評価。
震源を特定せず策定する地震動として、鳥取県西部地震での地震動観測記録に基づく地震動を追加。

→７種類の基準地震動を設定。申請当初の最大加速度５５０ガルから７００ガルに引き上げ。

Ss-1:応答スペクトル法に基づき設定
水平Ss-2～4：FO-A～FO-B～熊川断層
Ss-5:上林川断層
Ss-6:2000年鳥取県西部地震
Ss-7:2004年北海道留萌支庁南部地震（Ss-2～6では実線がNS成分、破線がEW成分）

上下（出典：関西電力説明資料に一部加筆）

13

津波対策
津波の波源としてＦＯ－Ａ～ＦＯ－Ｂ～熊川断層の３連動を考慮するとともに、福井県の津波想定を参照し、若狭海丘列付近断層を波源として追加。
上記海底断層による津波と、陸上や海底での地すべりによる津波との組み合わせを考慮。
発電所敷地の高さ３．５ｍに対して入力津波高さが最高６．７ｍ（放水路奥）となり、津波が浸水防護重点化範囲（重要な安全機能を有する設備を内包する建屋及び区画）に到達の可能性。
津波による敷地への浸水防止対策として、放水口側防潮堤（高さ８．０ｍ）や取水路防潮ゲート（高さ８．５ｍ）等を設置。取水路防潮ゲートは、確実に閉止できるようゲート落下機構を多重化。

物揚岸壁

取水路防潮ゲート（出典：高浜原子力規制事務所保安検査官撮影の写真に一部加筆）

放水口側防潮堤

取水路防潮ゲート概念図
放水口側防潮堤（出典：関西電力説明資料に一部加筆）（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

14

自然現象及び人為事象への対策＜自然現象＞➣想定される自然現象（竜巻、森林火災、火山の影響、地滑り等）及びこれらの組合せを想定しても、安全施設の安全機能が損なわれない設計方針であることを確認。
（竜巻対策）
風速１００m/sの竜巻に対して、車両の固縛、飛来物に対する防護対策等を確認。
（森林火災対策）
森林火災を想定し、必要な防火帯幅や散水設備等を確保する方針を確認。
（火山の影響対策）
白山等の火山から敷地までは十分な距離があることから、火砕流等が発電所に及ぶ可能性は十分に小さいと評価。火山灰は最大層厚１０ｃｍと評価。
降下火災物の直接的影響（機械的影響、化学的影響等）及び間接的影響（外部電源喪失及び交通の途絶）によって、安全機能が損なわれない方針を確認。

対策実施前

対策実施後
海水ポンプ室の竜巻飛来物防護対策設備の設置状況（出典：関西電力提供写真に一部加筆）＜人為事象＞➣ 想定される人為事象（近隣工場等からの火災、有毒ガス等）を想定しても、安全施設の安全機能が損なわれない設計方針であることを確認。
（外部火災対策）15
近隣に石油コンビナート等に相当する施設はないことを確認。

内部火災➣ 安全機能を有する構造物、系統及び機器を火災から防護することを目的として火災区域又は火災区画を設定し、火災発生防止、早期の火災感知・消火、影響軽減のそれぞれの方策により対策を講じる設計方針であることを確認。
・火災発生防止のため、不燃性材料又は難燃性材料、難燃ケーブルを使用する方針を確認。
・早期の火災感知のため、異なる種類の火災感知器を組み合わせて設置する方針を確認。また、消火設備として、主にスプリンクラーを使用する方針を確認。
・影響軽減のため、原子炉停止、冷却等に必要な安全機能の系統分離方針（３時間以上の耐火能力を有する隔壁等）を確認。
➣ 火災防護対策実施のために必要な手順等を定めた火災防護計画を策定する方針を確認。

原子炉制御室の火災影響軽減対策➣ 火災の早期発見のための高感度感知器設置➣ 常駐運転員の訓練等

原子炉格納容器の火災影響軽減対策➣ 火災源の影響の限定化➣ 消火活動の手順の確保・訓練等
マグネットで固定し、パッキンで止水➣ 没水、被水、蒸気の影響により、防護対象設備の安全機能が損なわれない設計であることを確認。
・溢水源として、機器の破損、消火水の放水（スプリンク
ラー等の考慮）、地震等による機器の破損等を想定していることを確認。
・溢水によって発生する外乱に対する評価方針を確認。
➣ 放射性物質を含む液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針を確認。

被水防護対策による保護カバー（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

16電源の確保（全交流動力電源喪失（SBO）対策）
アニュラス空気浄化ファン
制御室空調ファン
通信設備・照明設備等

燃料取替用水タンク

外部電源
交流電源
交流電源
（500kV）（77kV）（独立２系統）

非常用電源（ＤＧ）２台
７日以上の稼働
注）タービン動補助給水ポンプの不作動を仮定電源車（可搬）5台

格納容器
スプレイポンプ

主蒸気
逃がし弁

電動機
加圧器逃がし弁

復水タンク

タンクへ

制御棒
加
圧
器

余熱除去ポンプ

計装用電源装置等

緊急時対策所

蒸気
発
生器

電動補助給水ポンプ
電動機

恒設代替低圧
注水ポンプ
消防ポンプ

原子炉容器

電源車
（緊急時対策所用）４台
・可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）
・蓄電池（常設）

空冷式非常用発電装置（常設）海水（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

17

（２）重大事故の発生を想定した対策18

原子炉を停止させる対策（止める）
原子炉停止失敗時（ＡＴＷＳ）の原子炉停止機能の確保

原子炉を止める
制御棒

一次冷却材の温度上昇（負の反応度投入）
主蒸気
隔離弁

主蒸気隔離
補助給水
ポンプ起動

補助給水
ポンプ

原子炉へのほう酸注入（中性子吸収材）

ほう酸ポンプ

ほう酸タンク19

原子炉を冷やすための対策（冷やす）
地震や津波等の共通原因によって、機能喪失が発生しても、炉心損傷に至らせないために炉心を冷却。 （ハード対策だけではなく、手順・体制等も踏まえ実現可能性を確認）
復水タンク 燃料取替用水タンク
復水タンク

原子炉の減圧
格納容器

格納容器
スプレイポンプ

消防ポンプ

炉心へ
炉心へ
の注水
の注水

電動機

加圧器逃がし弁

主蒸気
逃がし弁

タンクへ
電動機

制御棒
加
圧
器

充てん/高圧
注入ポンプ

蒸
気
発
生
器

タービン停止

余熱除去
ポンプ

海水
屋 屋
外 内

２次系による
原子炉冷却

タービン動補助給水ポンプ

恒設代替低圧
注水ポンプ

燃料
原子炉容器

電動機

大容量ポンプ

可搬式代替低圧注水ポンプ

海水系統

原子炉補機冷却水設備

電動補助給水ポンプ

各補機へ冷却水を供給海へ（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

最終的な熱の逃がし場（海水冷却）
20

炉心溶融後に格納容器破損を防ぐ対策（閉じ込める）
炉心損傷が起きても格納容器を破損させないための対策
格納容器の過圧、過温防止
放射性ヨウ素等の凝縮除去
静的触媒式
水素再結合装置

水素爆発
対策

格納容器
スプレイ

空気、
水蒸気
触媒
ﾌﾟﾚｰﾄ

格納容器
再循環ユニット

水素、空気、水蒸気

格納容器再循環ユニットへの
海水供給

格納容器
水素燃焼
装置
水素､空気

水蒸気

電気ヒータ

原子炉補機冷却水設備

溶融炉心の冷却溶融炉心・コンクリート
相互作用対策

大容量ポンプ（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

21

ソフト対策
緊急時の訓練（重大事故体制）
・発電所内または近傍に、招集要員４８名を含む計１１８名を確保
・複数号機の同時発災への対応
・指揮命令系統の明確化
・外部との連絡設備等の整備、外部からの支援体制※緊急時対策の拠点として緊急時対策所を１・２号機原子炉
補助建屋に設置（１・２号機の原子炉には燃料を装荷しない前提）。

給水訓練関係

アクセスルート確保
・可搬型重大事故等対処機器や設備の運搬、設置ルートの確保
・アクセスルートの多重性確保、障害物除去機器の確保（出典：関西電力提供写真に一部加筆）

22

（３）更なる対策

23放射性物質の拡散を出来るだけ「抑える」ための対策

放射性物質の放出を想定

放射性物質を格納容器内に、「閉じ込める」対策
核燃料が溶けることを防ぐ、「冷やす」対策
原子炉を確実に「止める」対策

重大事故の発生を想定

事故の発生を防止※このほか、意図的な大型航空機衝突等のテロによる
24
施設の大規模な損壊への対策も要求抑えるための対策
新規制基準では、
・「重大事故の発生を防止するための対策」を求め、・それでも万一の重大事故の発生を想定し、原子炉を「止める」、「冷やす」、放射性物質を「閉じ込める」ための「重大事故の発生を想定した対策」を幾重にも要求・これらの対策により、福島第一原発事故のような放射性物質の大量放出に至るような事故の発生は極めて低いと考えられる・しかし、これで満足するのではなく、それでもなお、放射性物質の放出に至る場合も想定して、更なる対策として放射性物質の拡散をできるだけ抑制する対策を要求
審査では、・大容量ポンプで海水をくみ上げた上で、放水砲によって水を霧状に放射することにより、放出された放射性物質の拡散をできるだけ抑制する対策が備えられていることを確認

原子炉施設への大規模な損壊への対応
手順の整備 ：大規模な自然災害や故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが発生した場合における対応手順を整備体制、資機材の整備 ：上記の手順に従って活動を行うため、体制（対応要員の分散待機等）及び資機材（可搬型設備の分散保管等）を整備
25

補足資料
重大事故等対策の有効性評価（概要）

炉心損傷防止対策
格納容器破損防止対策

26

炉心損傷防止対策

想定する事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス
事故シーケンスグループ

重要事故シーケンス

2次冷却系からの除熱機能喪失

主給水流量喪失＋補助給水失敗

全交流動力電源喪失

外部電源喪失＋非常用所内交流動力電源喪失＋原子炉補機冷却機能喪失＋RCPシールLOCA

原子炉補機冷却機能喪失

外部電源喪失＋非常用所内交流動力電源喪失＋原子炉補機冷却機能喪失＋RCPシールLOCA

原子炉格納容器の除熱機能喪失

中破断LOCA＋格納容器スプレイ注入失敗

原子炉停止機能喪失

原子炉トリップが必要な起因事象＋原子炉トリップ
失敗

ECCS注水機能喪失

中破断LOCA＋高圧注入失敗

ECCS再循環機能喪失

大破断LOCA＋低圧再循環失敗

格納容器バイパス

インターフェイスシステムLOCA及び蒸気発生器伝熱管破損＋破損側蒸気発生器の隔離失敗
RCP：1次冷却材ポンプ

LOCA：1次冷却材喪失事故

27

炉心損傷防止対策（０分）

全交流動力電源喪失＋RCPシールLOCAに対する対応手順概要

全交流動力電源喪失＊１（同時に原子炉補機冷却機能喪失及びＲＣＰシールＬＯＣＡも仮定）

１号炉及び2号炉運転員
並びに緊急安全対策要員を召集(蒸気発生器２次側による冷却)原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ･ﾀｰﾋﾞﾝﾄﾘｯﾌﾟの確認＊１：非常用直流系
統は使用可能ﾀｰﾋﾞﾝ動補助給水ﾎﾟﾝﾌﾟの起動
補助給水流量確立の確認
所内電源及び外部電源喪失を判断
ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機又は外部電源による電源回復操作を実施
早期の電源回復が不能と判断＊２＊２：中央制御室
における外部
電源受電操作および非常用ディーゼル発電機起動操作が実施できない場合（３０分）

主蒸気逃がし弁開放による２次系強制冷却・減圧（約３８分）

蓄圧注入系動作（約５２分）

1次冷却材圧力１．７ＭＰａ〔ｇａｇｅ〕（温度２０８℃）到達

１０分
を仮定

主蒸気逃がし弁開度調整による
1次冷却材圧力１．７ＭＰａ〔ｇａｇｅ〕（温度２０８℃）状態保持（７０分）

大容量ポンプによる格納容器内自然対流冷却・代替補機冷却の準備

恒設代替低圧
注水ポンプの準備

大容量ポンプによる格納容器内自然対流冷却・代替補機冷却の準備が完了

恒設代替低圧
注水ポンプの準備が完了

空冷式非常用発電装置の準備

１０分
を仮定

（８０分）
空冷式非常用発電装置による
電源回復を確認：操作・確認：プラント状態（解析）

蓄圧タンク出口弁閉止(冷却再開)

主蒸気逃がし弁開放による２次系強制冷却・減圧
1次冷却材圧力約０．７ＭＰａ〔ｇａｇｅ〕（温度１７０℃）到達
主蒸気逃がし弁開度調整による
1次冷却材圧力約０．７ＭＰａ〔ｇａｇｅ〕（温度１７０℃）状態保持

凡例（出典：関西電力提供
資料に一部加筆）

補助給水系による蒸気発生器保有水確保および水位調整（２．２時間）＊３：実際の操作では、準備が完了し炉心に注水が可能となれば、その段階で実施する。また、加圧器水位が監視可能な範囲までは、30m3/hを上回る流量で注水し、その後は加圧器水位に応じて注水量を調整する。

恒設代替低圧注水ﾎﾟﾝﾌﾟによる
炉心注水＊３○炉心冷却が継続的に行われていることを確認○その後の長期冷却は、低圧代替再循環運転又は高圧代替再循環運転による炉心注水及び格納容器内自然対流冷却に移行28

炉心損傷防止対策

全交流動力電源喪失＋RCPシールLOCA時における対策概要

設計基準事故対処設備から追加した箇所

原子炉格納容器

(＊1)へ

窒素ボンベ
燃料取替用水
タンク

M

格納容器
再循環
ユニット

海水
大容量ポンプM

アニュラス空気
再循環ファン

恒設代替
低圧注水
ポンプ

ダクト開放機構

M

主蒸気
隔離弁

海水

主蒸気
逃がし弁

蒸気
発生器

加圧器

主蒸気
安全弁

A-格納容器スプレイ A-格納容器
冷却器 スプレイ
ポンプ

蓄圧タンク

消防ポンプ

(＊2)へ

(＊2)より原子炉容器

B-格納容器スプレイポンプ

M
M

復水タンク

B-格納容器
スプレイ冷却器

A-電動補助給水ポンプ
A-余熱除去冷却器
B-電動補助
給水ポンプ
ディーゼル
発電機
G

タービン動
補助給水
ポンプ

（出典：関西電力提供資料から抜粋）

(＊1)
より

空冷式非常用
発電装置

加圧器逃がしタンク

格納容器
再循環サンプC-充てん／高圧
注入ポンプ

M

B-余熱除去冷却器

A-余熱除去ポンプ
B-余熱除去ポンプ

重大事故対策概要図（短期対策）

29

炉心損傷防止対策

全交流動力電源喪失＋RCPシールLOCA時におけるパラメータ推移

16

初期値：
約15.9MPa[gage]

ＲＣＰシール部からの漏えいによる
１次冷却材圧力の低下＊

燃料被覆管最高温度：1,200℃

1200

1000

12
燃料被覆管温度

１次系圧力

１次冷却材圧力

主蒸気逃がし弁開放による２次系強制冷却開始（30分）

8
約1.7MPa[gage]到達（約52分）
恒設代替低圧注水ポンプによる炉心への注水開始（0.7MPa[gage]、約2.2時間）（MPa[gage]）
4

（℃）

800
初期値：約380℃

600
主蒸気逃がし弁開放による２次系強制冷却開始（30分）
２次系強制冷却の再開（80分）

400

恒設代替低圧注水ポンプによる炉心への注水開始（約2.2時間）

200

圧力・温度の保持

0
0

4

8

12

16

時 間 （時）

１次冷却材圧力の推移

2024＊：炉心圧力を表示

0
0

4

8

12

16

20

24

時 間 （時）

燃料被覆管温度の推移（出典：関西電力提供資料から抜粋）

30

格納容器破損防止対策

想定する格納容器破損モード及び評価事故シーケンス
格納容器破損モード

評価事故シーケンス

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧）

大破断LOCA＋高圧注入失敗＋低圧注入失
敗＋格納容器スプレイ注入失敗

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温）

外部電源喪失＋非常用所内交流動力電源
喪失＋補助給水失敗

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接
加熱

外部電源喪失＋非常用所内交流動力電源
喪失＋補助給水失敗

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材
相互作用

大破断LOCA＋高圧注入失敗＋低圧注入失
敗＋格納容器スプレイ再循環失敗

水素燃焼

大破断LOCA＋高圧注入失敗＋低圧注入失敗

溶融炉心・コンクリート相互作用

大破断LOCA＋高圧注入失敗＋低圧注入失
敗＋格納容器スプレイ注入失敗

31

格納容器破損防止対策 大LOCA+ECCS注入失敗+格納容器スプレイ失敗時に対する対応手順概要
冷却材喪失（大破断）＋全交流動力電源喪失
（０分）

＊１

（同時に海水取水設備機能の喪失も仮定）
原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ・ﾀｰﾋﾞﾝﾄﾘｯﾌﾟの確認＊１：非常用直流系統は使用可能ﾀｰﾋﾞﾝ動補助給水ﾎﾟﾝﾌﾟの起動
補助給水流量確立の確認
所内電源及び外部電源喪失を判断
ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ発電機又は外部電源による電源回復操作を実施
早期の電源回復が不能と判断＊２

大容量ポンプによる格納容器内自然対流
冷却の準備

１号炉及び2号炉運転員
並びに緊急安全対策要員を召集＊２：中央制御室における外部電源
受電操作および非常用ディーゼ
ル発電機起動操作が実施できない場合

空冷式非常用発電装置の準備

恒設代替低圧注水
ポンプの準備・完了

空冷式非常用発電装置による
電源回復操作

可搬式代替低圧注水
ﾎﾟﾝﾌﾟの準備・完了：操作・確認：プラント状態（解析）

炉心損傷

３０
分
を
仮
定

炉心損傷確認
炉心出口温度：350℃及び格納容器内高ﾚﾝｼﾞｴﾘｱﾓﾆﾀ：1×105mSv/h（約４９分）

恒設代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレイ開始＊３
恒設代替低圧注水ポンプから可搬式代替低圧注水ポンプへの切り替え（水源切り替えのため）（２４時間） ・大容量ポンプから格納容器再循環
ユニットへの冷却水通水による格納容器内自然対流冷却開始＊４・可搬式代替低圧注水ポンプによる代替格納容器スプレイ停止
原子炉格納容器圧力・温度が低下傾向であることを確認＊３：準備が完了し炉心に注入が可能となれば、その段階で実施する。
また、注水流量は、140m3/hを下回らない流量とする。

大容量ポンプによる格納容器内自然対流冷却の準備が完了凡例（約１９分）（出典：関西電力提供資料に一部加筆）＊４：準備が完了すれば、その段階で実施する。

原子炉格納容器の長期冷却は、
大容量ポンプによる格納容器内自然対流
冷却により達成32

格納容器破損防止対策

大LOCA+ECCS注入失敗+格納容器スプレイ失敗時における対策概要

設計基準事故対処設備から追加した箇所
原子炉格納容器

可搬式代替
低圧注水
ポンプ

スプレイリング

消防ポンプ
海水

仮設組立式水槽
燃料取替用水
タンク

M

海水

格納容器
再循環
ユニット

大容量ポンプM

ダクト開放機構
格納容器
再循環
ファン

蒸気
発生器

空冷式非常用発電装置

M

A-格納容器スプレイ冷却器
A-格納容器スプレイポンプ

蓄圧タンク

G

加圧器

ディーゼル
発電機

恒設代替
低圧注水
ポンプ

B-格納容器スプレイ冷却器
B-格納容器スプレイポンプ
A-充てん／高圧注入ポンプ
原子炉容器

B-充てん／高圧注入ポンプ
C-充てん／高圧注入ポンプ
A-余熱除去冷却器
A-余熱除去ポンプ
B-余熱除去冷却器

窒素ボンベ

アニュラス空気浄化ファン（出典：関西電力提供資料から抜粋）

格納容器
再循環サンプ

重大事故等対策の概略系統図（短期対策）

B-余熱除去ポンプ

33

格納容器破損防止対策

大LOCA+ECCS注入失敗+格納容器スプレイ失敗時のパラメータの推移(1/2)

原子炉格納容器圧力の推移（～4時間）

原子炉格納容器雰囲気温度の推移（～4時間）（出典：関西電力提供資料から抜粋）

34

格納容器破損防止対策

大LOCA+ECCS注入失敗+格納容器スプレイ失敗時のパラメータの推移(2/2)

原子炉格納容器圧力の推移

原子炉格納容器雰囲気温度の推移

大破断ＬＯＣＡにより１次冷却材が格納容器に放出されることで原子炉格納容器圧力及び温度は上昇
するが、代替低圧注水ポンプによるスプレイ注入及び格納容器内自然対流冷却により原子炉格納容器圧力及び温度の上昇は抑制され低下傾向となる。
（出典：関西電力提供資料から抜粋）

35

参考資料

新規制基準に係る審査・検査の進め方
これまでの審査では、設置変更許可、工事計画認可、保安規定変更認可に係る審査を段階的に実施。
今回の審査では、設備の設計や運転管理体制等、ハード・ソフト両面の実効性を一体的に審査することとし、設置変更許可、工事計画認可、保安規定変更認可について、事業者から同時期に申請を受け付け、審査を
実施。

申

起動

設置変更許可工事計画認可検査

検査（基本設計・方針等の審査）（詳細設計の審査）

起動前

起動後

請

審査・検査
の終了

【通常の進め方】

保安規定変更認可（運転管理体制等の審査）

高浜原発の設置変更許可に関する審査書案のパブコメを実施し、2/12に設置変更許可処分を決定【今回の進め方】
起動設置変更許可※申工事計画認可請

保安規定変更認可

審
査
終
了

検査

検査

起動前

起動後

検
査
の
終
了

○ 一体的審査の導入による審査の効率化。
○ 事業者の準備・対応の状
況も審査の進捗に影響。
1

工事計画認可及び使用前検査について
工事計画認可・原子炉の設置変更許可を受けた後、当該工事に着手する前に原子力発電所の詳細な設計の内容について認可を受けること。
・①設置変更許可との整合性、②技術基準への適合性、③設計及び工事に係る品質管理の方法等についての適合性を確認。

使用前検査
・原子炉施設の工事計画の認可（または届出）があったものについて、工事の工程毎に国〈主に本庁の施設検査官〉が工事計画との整合性、技術基準への適合性を確認するもの。事業者は、使用前検査に合格した後でなければ、その設備を使用してはならない。
・構造・強度に係る検査、機能・性能に係る検査、工事に係る品質管理に関する検査がある。
工事計画認可及び使用前検査の対象となる主な施設
原子炉本体、核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設、原子炉冷却系統施設、計測制御系統施設、放射線管理施設、原子炉格納施設
その他附属施設 （非常用/常用電源設備、補助ボイラー、火災防護設備、浸水防護施設、補機駆動用燃料設備、非常用取水設備、緊急時対策所）
2

工事計画認可及び使用前検査の進め方（１）工事計画認可に係る審査について〇工事計画に係る申請に関し、基準への適合を実現すること、また、その内容を適切に記載した申請書を提出することは事業者の責任。
〇大量の計算を含む申請（例えば、耐震・強度評価計算）において、使用されたコードの検証、計算過程や結果に係る品質保証は事業者が適切に実施するべきもの。審査においては品質管理基準関係の要求に基づき、事業者において適切に品質管理がなされたことを確認することとし、規制庁において事業者の申請内容について品質管理を目的とした再計算等は実施しない。
〇技術基準に係る審査においては、事業者の実施した評価が、既に認可された工事計画で用いられたものと同じ手法及び条件の場合には、入力と結果を確認することとし、新たな手法等である場合には、それに先立ち、その手法等の妥当性と適用可能性を確認する。また、機器・設備等の機能の確認にあたっては、仕様毎に分類し技術基準への適合性を確認する等の手法を用いる。
〇なお、これらの確認において問題が見られた場合には、当該工事計画の不認可処分を含め、厳格な対応を行う。また、認可後に認可要件に違反することが判明した場合には、それが２号要件に該当する場合は、違反の内容・程度及び施設の状況等を踏まえつつ、法第４３条の３の２３第１項に基づく施設使用停止等命令の発出を行うこと等により対応する。違反がもっぱ
ら３号要件に該当する場合には、工事計画変更認可手続の実施を求める等の対応を行う。使用前検査後に記載内容の誤り等が発覚した場合の対応については、（２）の通り。
3

工事計画認可及び使用前検査の進め方（続き）（２）使用前検査について〇 対象設備について、認可された工事計画に従って工事を行い、工事計画に従っていること
及び技術基準に適合していることを示すことは事業者の役割。使用前検査にあたっては、安
全機能を有する主要な設備に対してより多くの規制資源を投入することが合理的である。
〇 したがって、安全機能を有する主要な設備については、これまでの実績を踏まえた適切な手法で検査を実施する一方、それ以外の設備については、使用前検査において、事業者において認可された工事計画に従って工事が行われたことを記録により包括的に確認するとともに、抜き取りにより現物を確認する等の手法を用いる。
〇 なお、抜き取り確認により技術基準への不適合が認められる場合には、同様の工事計画の下に工事が行われた箇所全体を不合格とする等の対応を行う。また、検査合格後に、技術基準に適合しないことが判明した場合には、その内容・程度及び施設の状況等を踏まえつつ、
法第４３条の３の２３第１項に基づく施設使用停止等命令の発出を行うこと等により対処する。
また、その工事が、認可を受けた工事計画の定める品質管理方法等によらずに行われたことが判明した場合には、品質管理体制の改善を求める等の対応を行う。

4

参考：実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準

5

審査の体制について
原子力規制庁に「新基準適合性審査チーム」を設置し、原子力規制庁技術基盤グループからの支援を得つ
つ約１００人の体制で審査を実施。審査体制については中途採用等を行う等体制の増強を図っているところ。
チーム長・代理：部長・審議官級３名
チーム長補佐：課長級３名

サブチームＡ
＜担

当＞

○四国電力
伊方３号機
○九州電力
玄海３、４号機

サブチームＢ
＜担

当＞

○電源開発
大間
○東北電力
東通１号機
○日本原子力発電
東海第二
○北陸電力
志賀２号機
○関西電力
大飯３、４号機○九州電力
川内１、２号機

サブチームＣ＜担当＞○北海道電力
泊１、２号機
泊３号機

サブチームＤ
＜担

当＞

○東北電力
女川２号機
○東京電力

○関西電力
高浜３、４号機

耐震・耐津波サブチーム

技術基盤
グループ

総計：約１００名程度

柏崎刈羽6,7号機

・技術的な支援体
制を整備※

例えば、敷地内の地質・地質
構造や津波の波源設定等について、その妥当性
を確認

○中部電力
浜岡４号機
○中国電力
島根２号機

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