第１５回、第２５回、第２６回，第２８回ＷＴ資料改訂版（論点No.98,100,101,109,112,114,115,118,122,128,129,130,136,149,150,152,153,154,158,195,196,197,198反映）

東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）

2024年7月23日
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，

手順・有効性-1

は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

目次

１．重大事故等対策の手順の概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 4
２．重大事故等対策の有効性評価 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7
３．体系的・網羅的な事故シーケンスの抽出 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 8
４．事故シーケンスの選定 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9
５．有効性評価の具体例 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 14
６．水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響評価 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 58
７．まとめ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 60
補足説明資料 重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について

手順・有効性-2

本資料の内容
１．重大事故等対策の手順の概要
２．重大事故等対策の有効性評価
３．体系的・網羅的な事故シーケンスの抽出
４．事故シーケンスの選定
５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失(3) 使用済燃料プール水の漏えい(4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱(6) 大気中へのCs-137放出量評価
６．水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響評価＊設計変更，設計進捗等に伴う，設備設計，評価内容の見直しを今後適宜反映する。

手順・有効性-3１．重大事故等対策の手順の概要（１／３）
重大事故等対処設備を運転するために必要な判断基準，操作手順を整備する。
発電長及び運転員並びに災害対策要員（重大事故等対応要員）は，定められた手順に基づき，事故収束に係る対応を行う。
【操作の一例】低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水（全交流動力電源が喪失している場合）操作を実施する体制と役割【当 直】・操作の指揮発電長(当直発電長)

操作盤

操作の
指示

【中央制御室操作】

運転員(当直運転員)
操作の
報告

操作の
指示

当直の操作
を支援

・中央制御室での操作の実行
・中央制御室での監視【現場操作】

運転員(当直運転員)【現場操作】

運転員(災害対策本部 運転班員)

・現場での操作の実行
・現場での監視・当直の操作の助勢
・現場での操作の実行
・現場での監視(災害対策本部 保修班員)

応援を要請

・可搬型設備を用いた
現場での操作の実行
・現場での監視＜現場（原子炉建屋）＞
注入弁(遠隔操作使用不可)

原子炉へ

系統より 当直運転員(3名)
手動弁運転班員(3名)

当直を支援

操作の
報告

重大事故等対応要員

当直発電長＜緊急時対策所＞（災害対策本部）

災害対策本部長代理

・当直の操作を支援(東海第二の統括)
操作の操作の【現場操作】
指示
報告

操作の 当直運転員
（2名）
報告

操作の
指示

【緊急時対策所 操作指揮】

操作の
指示

操作の報告

応援を
要請

＜中央制御室＞

操作の指示【中央制御室 操作指揮】
操作の
報告

要員の配置

災害対策本部長代理【災害対策本部】＜現場（屋外）＞接続口

保修班員(8名)

水源

可搬型代替
注水中型ポンプ

手順の操作にあたっては，教育・訓練等を通じて実効性が備わっていることが確認された
力量を有する要員にて体制を構築する。
各操作場所に必要な要員を配置して操作を実施する。
手順・有効性-4体制の構築に係る要員配置補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置 ）を参照
要員の非常召集の詳細については補足説明資料（ ４．災害対策要員の非常招集 ）を参照

１．重大事故等対策の手順の概要（２／３）
【操作の一例】低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水（全交流動力電源が喪失している場合）
操作の流れ（タイムチャート）
要員

人数

発電長

1

運転員(中操)2

運転員(現場)

3

運転員等

3

重大事故等
対応要員

①発電長⇒災害対策本部長代理：依頼（応援の要請）（判断基準に基づき）『低圧代替注水系の接続口への低圧代替
注水系（可搬型）の接続』

経過時間
操作の着手を判断

運転操作指揮，中央制御室監視
運転操作，中央制御室監視準備，系統構成

6

8

指揮命令，対応手順

準備
ホース積込み，移動，ホース荷卸し
水槽蓋開放，ポンプ設置，
ホース敷設
ホース敷設
ホース接続
送水準備，注水開始操作

災害対策本
部長代理

1

重大事故等対応要員に操作を指示

操作は，発電長の指揮のもとに実施する。なお，重大事故等対応要員が行う可搬型設備に係る操作等は，災害対策本部長代理の指揮のもとに実施する。
作業環境を考慮し，アクセス性，操作性，連絡手段を確保することで，操作の成立性を確保する。
手順・有効性-5（※ 別途，災害対策本部長代理の指示の下，重大事故等対応要員による可搬型代替注水中型ポンプの接続作業の手順が進行 ）②発電長⇒運転員等：指示『低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水準備開始』③運転員等⇒発電長：報告『原子炉への注水の監視に必要な計器の電源の確保を確認』の後，『監視可能であること』④発電長⇒運転員等：指示『原子炉圧力が下がっ ていることを確認』の後，『低圧代替注水系（可搬型）による注水の系統構成』⑤運転員等⇒発電長：報告
原子炉建屋にて『原子炉への注水に必要な系統構成を実施』した後，『系統構成が完了し たこと』⑥発電長⇒災害対策本部長代理：報告（連絡）『原子炉へ注水するための系統構成（原子炉建屋内）が完了し たこと』⑦災害対策本部長代理⇒発電長：報告（支援活動）『可搬型代替注水中型ポンプによる送水を開始すること』
災害対策本部長代理⇒重大事故等対応要員：指示『可搬型代替注水中型ポンプの起動』⑧重大事故等対応要員⇒災害対策本部長代理：報告『可搬型代替注水中型ポンプを起動及び弁の開放を実施』し た後，『送水を開始し たこと』⑨発電長⇒運転員等：指示『原子炉への注水の確認』⑩運転員等⇒発電長：報告
中央制御室にて『注水開始及び原子炉水位上昇を確認』した後，『原子炉への注水が開始さ れたこと』⑪発電長⇒災害対策本部長代理：報告（連絡）（支援活動）『原子炉への注水が開始さ れたこと』

１．重大事故等対策の手順の概要（３／３）
整備した手順は有効性評価において考慮
炉心損傷や格納容器破損等の防止に対して有効なものであることを確認。
【有効性評価と手順等の関係】

●

●

●

●

●

●

※５

１９

通信連絡に関する手順等●

１８

緊急時対策所
居住性等に関する手順等●

１７

監視測定等に関する手順等●

１６

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

１５

事故時の計装に関する手順等●

電源の確保に関する手順等

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

●

１４

※５

※５

※５

●
●

●

●

●
●

●

１３

※５

ＳＦＰ燃料損傷防止※３
停止中の燃料損傷防止※４

１２

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等●

１１

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等●

１０

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等●

９

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等●

８

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等●

７

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等●

６

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

５

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

格納容器破損防止※２●

４

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

炉心損傷防止※１

３

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

評価事項

２

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

１

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

手順等

●

●

●

※１ 炉心損傷防止（事故シーケンス：１１ケース）：運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生後，注水機能・減圧機能が喪失する事故及び全交流電源が喪失する事故等※２ 格納容器破損防止（事故シーケンス：６ケース）：原子炉冷却材の喪失が発生した際の高圧・低圧の注水機能が喪失した事故及び原子炉出力運転中の過渡事象の発生と注水機能が全喪失する事故等※３ SFP燃料損傷防止（事故シーケンス：２ケース）：プールの冷却機能又は注水機能が喪失による水温の上昇，蒸発により水位の低下する事故及びプール内の水の小規模な漏えいにより水位の低下する事故※４ 停止中の燃料損傷防止（事故シーケンス：４ケース） ：運転停止中の残留熱除去系の故障及び全交流電源の喪失による崩壊熱除去機能が喪失する事故等※５ これらの手順等は，各事故シーケンスグループの有効性評価とは直接関わらない手順等である。事故状況に応じ，整備した手順を用いて対応していく。

手順・有効性-6

事故シーケンスグループと手順との関連については補足説明資料（ １．手順の構成）を参照

２．重大事故等対策の有効性評価【有効性評価の目的】
新たな安全対策として整備する設備・手順・体制が重大事故等の対策として有効であり，炉心損傷や格納容器破損等を防止することで周辺環境・公衆への影響を抑制できることを，計算シミュレーション等により確認【有効性評価の方法】
発電所で起こり得るシビアアクシデントに至る恐れのある事象を網羅的に想定し，評価の代表となる事象を選定選定した事象に対して，整備する設備・手順・体制を考慮した計算シミュレーション等を行い，以下の評価ポイントを確認
評価ポイント計算結果が，炉心・格納容器・燃料体等が健全であると判断される基準を満足していること
例）炉心損傷防止：燃料被覆管の最高温度≦1200℃，
格納容器破損防止 ：格納容器圧力＜0.62MPa[gage]， 等※
設備容量・手順が，事象緩和に対して有効なものであること

重大事故等対策の有効性や実現
可能性を，総合
的に評価

水源・燃料油・電源の容量が，事象緩和に必要な量確保されていること
要員・体制が，事象緩和対策を行う上で有効に構成されていること※判断基準の詳細については，補足説明資料（５．有効性評価における判断基準）を参照

手順・有効性-7３．体系的・網羅的な事故シーケンスの抽出【事故シーケンス選定の考え方】●確率論的リスク評価（ＰＲＡ）の手法を用いて，炉心損傷に至る事故シーケンスの分析やグループ化を
体系的・網羅的に実施し，重要な事故シーケンスを抽出• 起因事象※とそれに対する安全系統の成否の組み合わせにより，炉心損傷に至るパターン（事故シーケンス）は多数存在※起因事象：重大事故等に至る可能性のある，事故の発端となる事象（過渡事象，外部電源喪失，ＬＯＣＡ，等）• 異常事象の特徴，喪失する安全系統等に着目し，同様の事象進展となる事故シーケンスをグループ化（事故シーケンスグループ）• 各グループに含まれる事故シーケンスは，基本的に同様の安全機能が喪失していることから，その喪失機能を代替する対策を講じることで，同じグループ内の複数の事故シーケンスに対して網羅的な事故対策を講じることが可能【ＰＲＡ手法の活用】
ＰＲＡでは，下記の方法により重大事故等の発生頻度や発電所全体のリスクを推定• 起因事象の発生頻度を統計データから推定• 安全系統の成否とその組み合わせによる事故進展結果（炉心損傷防止の成否等）を樹形図で整理（イベントツリー法）• 発電所を構成する系統を機器レベルまで分解
し，統計データ（故障確率等）に基づき系統の信頼性を評価（安全系統の信頼性解析）• 重大事故等に至る故障の組み合せを考慮し，その発生頻度を定量的に評価

イベントツリー法による網羅的な事故シーケンスの分析（次頁参照）

レベル１ＰＲＡ
炉心損傷の発生を仮定しても格納容器破損を防止できるよう，レベル１．５までを考慮

レベル１．５ＰＲＡ
手順・有効性-8

起因事象の検討
炉心損傷に至る事故
シーケンスの分析

安全系統の
信頼性解析

炉心損傷頻度の算出
事故進展解析

格納容器破損に至る
破損モードの分析
格納容器破損頻度の算出

物理化学現象による格納容器破損
確率の評価

ＰＲＡ手法の流れ

４．事故シーケンスの選定（１／５）
有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定ステップは次のとおり【ＰＲＡ※１の手法を用いた事故シーケンスの分析，事故シーケンスグループの抽出】• 起因事象ごとにイベントツリー※２を展開し，炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出• 抽出される事故シーケンスを，各緩和機能の成否等，事故の特徴に着目した事故シーケンスグループに分類【炉心損傷イベントツリー（起因事象が過渡事象の場合の例）】
起因事象
過渡事象

炉心損傷を防止するために必要な緩和機能
原子炉停止

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却抽出さ れる事故シーケンスのグループ化
崩壊熱除去
成功

成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

事故シーケンス

炉心損傷なし過渡事象＋崩壊熱除去失敗
炉心損傷なし過渡事象＋崩壊熱除去失敗

事故シーケンスグループ
炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失
炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
高圧・低圧注水機能喪失
心冷却失敗
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉
高圧注水・減圧機能喪失
減圧失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗

失敗

炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
崩壊熱除去失敗
炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
崩壊熱除去失敗

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失
炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧・低圧注水機能喪失
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
過渡事象＋原子炉停止失敗

原子炉停止機能喪失※１ プラント内部で起きる機器故障や人的ミスなどを起因とする内部事象及び地震，津波を起因とする外部事象のＰＲＡ手法を考慮※２ イベントツリー法は，炉心損傷を防止するために必要な緩和機能の成否を分岐として設定し，炉心損傷に至る事故シーケンスを網羅的に展開するための手法

手順・有効性-9

４．事故シーケンスの選定（２／５）
【格納容器破損イベントツリー】• 事故シーケンスグループを炉心損傷の時期，原子炉の圧力状態等をもとにプラント損傷状態として分類• 分類したプラント損傷状態ごとに格納容器イベントツリーを展開し，格納容器破損に至る破損モードを抽出• 原子炉圧力容器破損前及び破損後，並びに事故後期に生じ得る物理現象等をもとにイベントツリーを作成＜原子炉圧力容器破損前及び破損後のイベントツリー＞
プラント
損傷状態

格納容器
隔離

原子炉圧力容器
破損前
原子炉
減圧

原子炉
圧力容器
注水

＜事故後期（原子炉圧力容器破損）のイベントツリー＞
事故後期

原子炉圧力容器
破損直後
格納容器破損モード

原子炉
圧力容器
破損

ＦＣＩ

ＤＣＨ

後続事象
原子炉圧力
容器破損

（

格納容器注水ＦＣＩ） ペデスタル ドライウェル

デブリ冷却

ＦＣＩ

ペデスタル

デブリ冷却

成功

無

（格納容器内で事故収束）

無

後続事象（ 原子炉圧力容器健全）へ

成功
無

成功

成功

無

成功

失敗

失敗

後続事象（ 原子炉圧力容器破損）へ

有

有
有

成功

無

格納容器過圧・過温破損

後続事象（ 原子炉圧力容器破損）へ

失敗

無

有

成功

ＦＣＩ

失敗
有

失敗

失敗

後続事象（ 原子炉圧力容器破損）へ

有

ＦＣＩ
無

格納容器隔離失敗

成功

失敗
有
成功
無

失敗

失敗

事故後期
有

格納容器破損モード

後続事象（原子炉圧力容器健全）（格納容器内で事故収束）
ＭＣＣＩ
ＦＣＩ

失敗

＜事故後期（原子炉圧力容器健全）のイベントツリー＞

ＭＣＣＩ
ＦＣＩ

有

ＤＣＨ

成功
失敗

格納容器過圧・過温破損

無
失敗

無

ＭＣＣＩ

ＦＣＩ

成功

成功

（格納容器内で事故収束）

ＦＣＩ

有

ＦＣＩ

格納容器破損モード

サプレッション・プール

格納容器過圧・過温破損
ＭＣＣＩ
ＦＣＩ

格納容器注水成功（原子炉圧力容器内で事故収束）

ＦＣＩ：原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

ＤＣＨ ：高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
失敗

格納容器過圧・過温破損

ＭＣＣＩ ：溶融炉心・コンクリート相互作用

手順・有効性-10

４．事故シーケンスの選定（３／５）
【炉心損傷に至る事故シーケンスグループの整理】
高圧・低圧注水機能喪失

全交流動力
電源喪失
3.6％
津波浸水による最終ヒ ート
シンク喪失
5.3％

高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
崩壊熱除去機能喪失
原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去
機能喪失
87.6％

LOCA時注水機能喪失
格納容器バイパス(インターフェイスシステムLOCA）
津波特有の対策が必要であり，有意な頻度を持つという観点で，「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」を新たに追加する事故シー
ケンスグループ（事故想定）として抽出

全炉心損傷頻度に対する事故シーケンス
グループ毎の寄与割合
格納容器
過温破損
0.1％

ＦＣＩ
ＤＣＨ
＜0.1％ ＜0.1％

格納容器
ＭＣＣＩ
隔離失敗等
＜0.1％
＜0.1％

【格納容器破損モードの整理】
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）
水素燃焼
溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）

格納容器
過圧破損
99.8％

全格納容器破損頻度に対する格納容器
破損モード毎の寄与割合

手順・有効性-11

４．事故シーケンスの選定（４／５）
【代表的な事故シーケンスの選定（炉心損傷防止対策）】• 各事故シーケンスグループの中から，以下の着眼点に基づき有効性評価を実施する事故シーケンスを選定（着眼点）
ａ．共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）
ｂ．炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）
ｃ．炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい
ｄ．グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）

新しく整備する設備・手順の有効性を厳しく（包絡的に）評価する観点からは，ｂ．やｃ．の着眼点が重要となる。
• ｂ．：事象発生後早期に対応する必要があり，対応操作が輻輳し必要な要員数が多くなる• ｃ．：炉心損傷の防止に対して，より性能の高い設備対策が求められる⇒ｂ．とｃ．の着眼点を特に重視し，各事故シーケンスグル―プについて包絡性の観点等から代表となる事故
シーケンスを選定して評価することで，同一グループ内の他の事故シーケンスについても網羅的に有効性を確認することができる。
有効性評価を実施する事故
シーケンス

・
・
・

手順・有効性-12

４．事故シーケンスの選定（５／５）
【代表的な事故シーケンスの選定（格納容器破損防止対策）】• 各格納容器破損モードに至る事故シーケンスの中から，炉心損傷防止対策と同様に，以下の観点
で最も厳しい（包絡的な）事象となる事故シーケンスを選定
対策の実施に対する時間余裕の短かさ（＝事象進展の早さ）
・・・事象発生後早期に対応する必要があり，対応操作が輻輳し必要な要員数が多くなる
格納容器破損防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）の大きさ
・・・格納容器破損の防止に対して，より性能の高い設備対策が求められる• 選定された事故シーケンスについて格納容器破損防止対策の有効性を評価することで，同一格納容器破損モード内の他の事故シーケンスについても網羅的に有効性を確認することができる。
【代表的な事故シーケンスの選定（使用済燃料プール・運転停止中原子炉の燃料損傷防止対策）】• 使用済燃料プールや運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策についても同様に，有効性評
価の対象とする代表的な事故シーケンスを選定
各事故シーケンスグループや格納容器破損モードにおける事故シーケンスの選定結果については補足説明資料（ ６．事故シーケンスの選定結果）を参照
有効性評価結果については補足説明資料（７．有効性評価の概要）を参照

手順・有効性-13５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（１／６）
【事故シーケンスグループの特徴】●全交流動力電源喪失の発生後，逃がし安全弁の開固着により原子炉圧力が低下し，駆動蒸気圧が確保できず
原子炉隔離時冷却系が停止する。
●全ての原子炉注水手段が喪失することで，原子炉水位が低下し炉心損傷に至る。
(1)

(2)

全交流動力電源喪失

対策前

１弁が開固着し，原子炉圧力の低下が継続
逃がし安全弁（自動減圧機能）

外部電源

タービンへ
原子炉圧力容器

耐圧強化
ベント系

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等

ドライウェル→サプレッション・
チェンバ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）※3※3

原子炉注水手段の喪失により，水位が低下し炉心損傷に至る

サプレッション
・プール→(5)，(6)

※1

→
→
※2

→

→
残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1 海へ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

海←
残留熱除去系ポンプ(Ａ)←
低圧炉心スプレイ系ポンプ→
残留熱除去系ポンプ(Ｃ)→←(3)，(4)

海へ ※2

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

自動起動するが，原子炉圧力の低下により停止

復水貯蔵タンク

手順・有効性-14※ ( )内の数字は事象進展の流れを示す（次頁参照）

５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（２／６）
【有効性評価の実施】●事象発生後24時間は，代替電源を含めた交流電源には期待しない厳しい想定。
●可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水や格納容器スプレイ等により，炉心損傷を防止できることを確認。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展(1)

全交流動力電源喪失の発生①

全交流動力電源喪失の発生(2)

逃がし安全弁の開固着②

逃がし安全弁の開固着(3) 原子炉隔離時冷却系の自動起動③

原子炉隔離時冷却系の自動起動(4) 原子炉圧力低下に伴う原子炉隔離時
冷却系の停止（事象発生後約1.3時間）④ 原子炉圧力低下に伴う原子炉隔離時
冷却系の停止（事象発生後約1.3時間）(5)

原子炉水位の低下

(6)

炉心損傷

⑤ 逃がし安全弁による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水（事象発生後約3時間）

備考●高圧代替注水系による原子炉注水も可能●可搬型代替注水中型ポンプは必要容量×２セットあり，故障時は他方のポンプを使用可能●状況によっては可搬型代替注水大型ポン
プによる注水も可能⑥ 可搬型代替注水中型ポンプによる格納
容器スプレイ（事象発生後約14時間）⑦

常設代替高圧電源装置からの給電（事象発生後24時間は期待しない想定）⑧残留熱除去系海水系及び残留熱除去系
による格納容器除熱
安定状態

手順・有効性-15●実力的には約20分で給電可能だが，事象発生後24時間は期待しない想定●常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉
注水や格納容器スプレイも可能●代替循環冷却系，格納容器ベント（フィルタベント設備，耐圧強化ベント）による格納容器除熱も可能５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（３／６）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は24名，2時間以降に必要な参集要員は6名●発電所に常駐する初動要員39名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員③ 原子炉水位の調整（原子炉隔離時冷却系）

原子炉減圧

11人
c～m

【1人】
B
【2人】
C，D

参集2人

⑥ 可搬型代替注水中型ポン

【1人】
E

【3人】
k，l，m

⑥ 格納容器スプレイの調整

【1人】
E

参集2人

【1人】
E

【1人】
k

プによる格納容器スプレイ⑦ 常設代替高圧電源装置による受電

残留熱除去系海水系及び⑧ 残留熱除去系による格納
容器除熱

【1人】
B

20

24

170分

適宜流量調整
175分

手順４

手順６
適宜流量調整125分

手順６
17分 手順１４手順１４

6分 手順５，６
2人（a，b）
＋参集2人

2人

28

手順４

【1人】
B

その他（電源回復，燃料給油，等）必要要員合計16

1分 手順３⑤ 原子炉水位の調整（可搬型代替注水中型ポンプ）

12

約1.3時間で停止 手順２
3人
C，D，E

可搬型代替注水中型ポン

8

10分

【1人】
A

⑤ プによる原子炉注水⑤ 逃がし安全弁による

4

当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

2人
A，B

状況判断

経過時間（時間）

3人

適宜実施

13人＋
参集6人

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（４．災害対策要員の非常招集）を参照※可搬型代替注水中型ポンプの移動・接続や電源接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認
手順・有効性-16５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（４／６）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照

屋内外作業における要員等の動線図
手順・有効性-17５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（５／６）
【対策実施後の概略系統図】②

7日間の消費燃料：約12.0kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL

1弁が開固着

7日間の消費燃料：約352.8kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL

⑤
⑦
⑤⑥
⑥
⑤

7日間の使用量：2,160m3
保有水量：4,300m3⑧
新規配備

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等→

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

③

→

※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ）→※2→

原子炉圧力の低下に伴い停止①

残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

全交流動力電源喪失④
海手順・有効性-18

⑧
※1

→
→

※2
緊急用海水
ポンプ（Ｂ）

５．有効性評価の具体例(1) 全交流動力電源喪失（逃がし安全弁開固着）（６／６）
【有効性評価の結果】
原子炉隔離時冷却系の自動起動により原子炉水位が回復（③）
1200

20

燃料被覆管最高温度（約 746℃，約 3.5 時間）

1000

15

原子炉減圧時の二相水位の上昇に伴う一時的な温度の低下

レベル 8
レベル 3

炉心が露出する領域

レベル 2

シュラウド内

10

レベル 1
燃料有効
長頂部

シュラウド外

燃料有効
長底部

5

(m)

原子炉減圧時の減圧沸騰により二相水位が一時上昇
炉心下部プレナム

800

燃料被覆管温度

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉隔離時冷却系が停止し，原子炉水位が低下（④）

原子炉水位が低下，炉心が露出し，燃料被覆管温度が上昇

600

400

炉心再冠水により飽和温度まで低下(℃)
200

可搬型代替注水中型ポンプによる注水開始後徐々に水位が回復

0

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間(h)（h）
事故後の時間（ｈ）

1

2

3

4

事故後の時間（h）
事故後の時間（ｈ）

可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水により原子炉水位は回復（⑤）
シュラウド内0

可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水により原子炉水位が回復し，温度が低下

シュラウド外評価結果
炉心下部プレナム●燃料被覆管温度は約746℃以下となり，炉心損傷に至らない●交流動力電源復旧後は，残留熱除去系海水系及び残留熱除去系による格納容器除熱を実施し，安定状態へ移行

手順・有効性-195５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（１／９）
【事故シーケンスグループの特徴】●敷地に遡上する津波により最終ヒートシンク（非常用海水ポンプの機能）が喪失し，全交流動力電源喪失となる。
●建屋内に津波が浸水することで，原子炉隔離時冷却系※も機能喪失となる。
●全ての原子炉注水手段が喪失することで，原子炉水位が低下し炉心損傷に至る。
※原子炉隔離時冷却系：原子炉の主蒸気により駆動し，原子炉高圧時に注水可能。運転には直流電源が必要。

対策前※

外部電源

原子炉建屋

※：重大事故等対策の実施前
防潮堤（T.P.+20m）
原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常用
海水ポンプ
津波

海水ポンプ室（T.P.+3m）

電気室

敷地高さ
（T.P.+8m）

津波浸水により機能喪失

建屋内への津波浸水により，複数機器の安全機能喪失が発生

手順・有効性-20５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（２／９）
【事故シーケンスグループの特徴】●敷地に遡上する津波により最終ヒートシンク（非常用海水ポンプの機能）が喪失し，全交流動力電源喪失となる。
●建屋内に津波が浸水することで，原子炉隔離時冷却系も機能喪失となる。
●全ての原子炉注水手段が喪失することで，原子炉水位が低下し炉心損傷に至る。

対策前

建屋
全交流動力電源喪失(3)

逃がし安全弁（自動減圧機能）

外部電源

タービンへ

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

津波浸水により
機能喪失

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等

ドライウェル→サプレッション・
チェンバ(1)，(2)耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

冷却機能喪失により使用不可残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）※3※3

サプレッション
・プール→

原子炉注水手段の喪失により，水位が低下し炉心損傷に至る

※1

→
→
※2

→
残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）→
残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)←
低圧炉心スプレイ系ポンプ(1)→

津波浸水により被水又は蓄電池が故障し機能喪失

手順・有効性-21(4)，(5)，(6)海へ ※2

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)←原子炉隔離時冷却系ポンプ海※ ( )内の数字は事象進展の流れを示す（次頁参照）

※1 海へ

←
残留熱除去系ポンプ(Ａ)→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

復水貯蔵タンクへ

復水貯蔵タンク

５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（３／９）
【有効性評価の実施】●事象発生後24時間は，代替電源を含めた交流電源には期待しない厳しい想定。
●可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水や格納容器スプレイ等により炉心損傷を防止できることを確認。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展(1) 津波の発生（地震等により外電喪失）① 津波の発生（地震等により外電喪失）(2)

非常用海水ポンプの機能喪失②

非常用海水ポンプの機能喪失(3)

全交流動力電源喪失③

全交流動力電源喪失(4)

津波浸水による
注水機能の喪失④

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水（事象発生後約8時間まで）(5)

原子炉水位の低下

(6)

炉心損傷

⑤ 逃がし安全弁による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水（事象発生後約8時間）

備考●建屋の水密化や蓄電池の増強により，原
子炉隔離時冷却系の機能を確保●高圧代替注水系による原子炉注水も可能●可搬型代替注水中型ポンプは必要容量×２セットあり，故障時は他方のポンプを使用可能●状況によっては可搬型代替注水大型ポン
プによる注水も可能⑥ 可搬型代替注水中型ポンプによる格納
容器スプレイ（事象発生後約13時間）⑦

常設代替高圧電源装置からの給電（事象発生後24時間は期待しない想定）⑧ 緊急用海水系及び残留熱除去系による格納容器除熱安定状態

手順・有効性-22●実力的には約20分で給電可能だが，事象発生後24時間は期待しない想定●常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉
注水や格納容器スプレイも可能●代替循環冷却系，格納容器ベント（フィルタベント設備，耐圧強化ベント）による格納容器除熱も可能５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（４／９）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は24名，2時間以降に必要な参集要員は6名●発電所に常駐する初動要員39名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

状況判断
原子炉水位の調整（原子炉④ 隔離時冷却系）

実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員
当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

2人
A，B
【1人】
A

⑥ 可搬型代替注水中型ポン
プによる格納容器スプレイ⑥ 格納容器スプレイの調整⑦ 常設代替高圧電源装置に【1人】
B

緊急用海水系及び残留熱

【1人】
B

よる受電

⑧ 除去系による格納容器除熱

約8時間まで

2人

8

12

16

20

24

28

170分

原子炉隔離時冷却系で注水している
8時間以内に準備。約3時間で準備可能であり，十分な時間余裕がある。

手順２

手順４
1分 手順３

【2人】
C，D
【1人】
E
【1人】
E
【1人】
E

参集2人

適宜流量調整

【3人】
k，l，m

175分

手順６
適宜流量調整

参集2人
【1人】
k

125分

手順４

手順６
17分 手順１４

手順１４
手順５，６

その他（電源回復，燃料給油，等）必要要員合計

11人
c～m

【1人】
B

⑤ 原子炉水位の調整（可搬型
代替注水中型ポンプ）

4

10分

3人
C，D，E

可搬型代替注水中型ポン⑤ プによる原子炉注水⑤ 逃がし安全弁による原子炉
減圧

経過時間（時間）

3人

2人（a，b）
＋参集2人
13人＋
参集6人

22分

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（４．災害対策要員の非常招集）を参照※可搬型代替注水中型ポンプの移動・接続や電源接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認
手順・有効性-23５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（５／９）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照

屋内外作業における要員等の動線図
手順・有効性-24５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（６／９）
【敷地に遡上する津波に対する防護】●建屋等の水密化や高台への配備により，敷地に遡上する津波が生じた場合でも重大事故等対処設備を防護。

原子炉建屋：浸水防護重点化範囲（水密化等）
防潮堤（T.P.+20m）

電気室

海水ポンプ室（T.P.+3m）

津波浸水により
機能喪失

緊急時
対策所

原子炉隔離時冷却系ポンプ

非常用
海水ポンプ
津波

可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側，南側）

敷地高さ（T.P.+11m）
敷地高さ（T.P.+8m）

常設低圧代替
注水系格納槽

格納容器圧力緊急用海水逃がし装置格納槽 ポンプピット

常設代替高圧電源
装置用カルバート

敷地に遡上する津波による敷地の浸水と建屋断面図
手順・有効性-25

常設代替高圧電源
装置置場，
西側淡水貯水設備，等

５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（７／９）

津波高さT.P.＋22m以上で年超過確率は10－６程度，T.P.＋24m津波では約3×10－７まで低下する。

平均津波ハザード曲線
基準津波を超え敷地に遡上する津波の高さとしては，
年超過確率が十分小さくなるT.P.＋24m（防潮堤前面）までの津波高さを想定し，津波遡上解析を実施した。

防潮堤前面の津波高さ(T.P.ｍ)

30

Ａ点
↓

Ｂ点
↓

Ｃ点
↓

Ｄ点
↓

23.45

25
20
15
10
5
0
0

200

400

600

800
距離(ｍ)

1000

1200

1400

防潮堤前面における敷地遡上津波の高さ

敷地に遡上する津波による敷地の最大浸水深分布
手順・有効性-26※津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤前面の最高水位（駆け上がり高さ）を示す

５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（８／９）
【対策実施後の概略系統図】

7日間の消費燃料：約12.0kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL

建屋（水密化）7日間の消費燃料：約352.8kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL

⑤

⑦
⑤⑥
⑥

⑤

7日間の使用量：2,130m3
保有水量：4,300m3

⑧
高台に配備
新規配備

④

①，②

建屋（水密化）

津波浸水により機能喪失

復水貯蔵タンクへ⑧

建屋の水密化により機能維持③

全交流動力電源喪失

手順・有効性-27５．有効性評価の具体例(2) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失（９／９）
【有効性評価の結果】
全交流動力電源喪失の発生後，原子炉隔離時冷却系
により原子炉へ注水し，原子炉水位を維持（④）

炉心露出時間はごく短い

原子炉減圧時に原子炉水位は一時的に低下するが，可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水により原子炉水位は回復（⑤）

評価結果●燃料被覆管温度は初期値（約309℃)以下となり，炉心損傷に至らない●交流動力電源復旧後は，緊急用海水系及び残留熱除去系による格納容器除熱を実施し，安定状態へ移行

手順・有効性-28

５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（１／６）
【想定事故の特徴】●配管破断に伴うサイフォン現象等により，使用済燃料プール水の漏えいが発生する。
●さらに，注水機能及び冷却機能の喪失を想定すると，プール水位の低下が継続し，燃料が露出して損傷に至る。
スキマ
サージタンク(1)

対策前

真空破壊弁の閉固着
真空破壊弁

通常水位

真空破壊弁

漏えい継続による水位の低下(2)，(3)
復水移送ポンプ(A)，(B)

使用済燃料●真空破壊弁：サイフォン現象発生時，真空破壊弁が開となり，サイフォン現象が停止（評価上は閉固着を想定）

使用済燃料プール
Hx
代替燃料プール
冷却系ポンプ

燃料が露出し，燃料損傷に至る

代替燃料プール
冷却系熱交換器

(4)

Hx
復水貯蔵
タンク

Hx
残留熱除去系
ポンプ (A)，(B)

残留熱除去系
熱交換器 (A)，(B)

破断想定箇所Hx※ ( )内の数字は事象進展の流れを示す（次頁参照）

Hx
燃料プール冷却浄化 燃料プール冷却浄化
系ポンプ (A)，(B)系熱交換器 (A)，(B)

手順・有効性-29５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（２／６）
【有効性評価の実施】●配管破断に伴う漏えいに加え，注水機能及び冷却機能の喪失も想定。
●サイフォンブレーク用配管による漏えい停止，可搬型代替注水中型ポンプによる注水により燃料損傷を防止できることを確認。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展

サイフォン現象による漏えい発生（注水機能・冷却機能の喪失を想定）

サイフォン現象による漏えい発生（注水機能・冷却機能の喪失を想定）(1)

真空破壊弁閉固着を想定①(2)

プール水の漏えい継続② サイフォンブレーク用配管による漏えい停止(3) 使用済燃料プール水位の低下
(4)

燃料損傷

備考

真空破壊弁閉固着を想定③

プール水の沸騰④

使用済燃料プール水位の低下⑤ 常設代替高圧電源装置からの給電による注水ラインの系統構成⑥ 可搬型代替注水中型ポンプによる使用済燃料プールへの注水（事象発生後約8時間）
使用済燃料プール水位の回復
破断個所の隔離
安定状態

手順・有効性-30●外部電源喪失時のみ必要な操作（使用済燃料プールへの注水で使用する弁に給電が必要なため）●可搬型代替注水中型ポンプは必要容量×２セットあり，故障時は他方のポンプを使用可能●常設低圧代替注水系ポンプによる注水も可能●可搬型代替注水大型ポンプによる注水も可能

５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（３／６）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は17名，2時間以降に必要な参集要員は2名●発電所に常駐する初動要員37名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

状況判断
常設代替高圧電源装置に⑤ よる受電可搬型代替注水中型ポン⑥ プによる使用済燃料プー
ルへの注水

実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員
当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

1人
A
【1人】
A

2

4

6

8

10分

【1人】
A

8人
a～h

10

170分

1人

2人
B，C

参集2人

2人

8人＋
参集2人

14

手順１１

【2人】
a，b

その他（注水機能回復，
燃料給油，等）12

評価上は8時間で注水開始の想定としているが，約3時間で準備可能であり，十分な時間余裕がある。

4分 手順１４⑥ 注水流量の調整（可搬型
代替注水中型ポンプ）

必要要員合計

経過時間（時間）

適宜流量調整手順１１

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（４．災害対策要員の非常招集）を参照※可搬型代替注水中型ポンプの移動・接続や電源接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認

手順・有効性-31５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（４／６）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照

屋外作業における要員等の動線図
手順・有効性-32５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（５／６）
【対策実施後の概略系統図】
常設スプレイヘッダ
スキマ
サージタンク

注水
ライン

真空破壊弁

① 真空破壊弁（閉固着）

可搬型スプレイノズル ⑥②サイフォン

通常水位

ブレーク用配管③④●真空破壊弁：サイフォン現象発生時，真空破壊弁が開となり，サイフォン現象が停止（評価上は閉固着を想定）●サイフォンブレーク用配管：プール水位の低下によりサイフォンブレーク用配管下端が気中に露出すると，配管内に空気が流入し，サ
イフォン現象が停止

プール水の沸騰
水位の低下

復水移送
ポンプ
(A)，(B)

サイフォン
ブレーク用配管

使用済燃料

可搬型代替注水
大型ポンプ

使用済燃料プール
Hx
代替燃料プール
冷却系ポンプ

7日間の消費燃料：約755.5kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL

Hx
復水貯蔵
タンク

Hx
残留熱除去系
ポンプ (A)，(B)

残留熱除去系
熱交換器 (A)，(B)

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系
ポンプ (A)，(B)代替燃料プール
冷却系熱交換器

破断想定箇所⑥ 可搬型代替注水⑤ 常設代替高圧電源装置 非常用

中型ポンプ

ディーゼル
発電機

Ｇ

Hx
Hx
燃料プール冷却浄化 燃料プール冷却浄化
系ポンプ (A)，(B)系熱交換器 (A)，(B)

新規配備

手順・有効性-33

7日間の消費燃料：約12.0kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL

7日間の使用量：2,120m3
保有水量：4,300m3

５．有効性評価の具体例(3) 使用済燃料プール水の漏えい（６／６）
【有効性評価の結果】

サイフォンブレーク用配管による漏えい停止（②）
通常水位

燃料有効長頂部からの水位

事象発生から約9.3時間後に水位回復
水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から約5.0時間後
プール水温が100℃に到達し，沸騰によりプール水位が低下

事象発生から8時間後に可搬型代替注水
中型ポンプによりプールへの注水を開始，
プール水位は回復し燃料の冠水を維持（⑥）（m）

事故後の時間（h）

評価結果●8時間後に注水開始することで，燃料の冠水を維持し，水位は回復する●蒸発分の注水を継続することで水位が維持される（安定状態）

手順・有効性-34５．有効性評価の具体例(4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷【格納容器破損モードの特徴】●大破断ＬＯＣＡ時にＥＣＣＳ等の安全機能が喪失し，炉心損傷に至る。
●格納容器内を冷却・除熱する安全機能が喪失し，格納容器内が過圧・過温状態となり破損する。
ＬＯＣＡ：原子炉冷却材喪失事故
ＥＣＣＳ：非常用炉心冷却系
(4)

(3)

フランジ部，配管貫通部，ハッチ部等の圧力・温度に弱い部分が破損

対策前

(2)

格納容器内の冷却・除熱手段の喪失
により，内部は過圧・過温状態となる

原子炉注水手段の喪失により，水位が低下し炉心損傷に至る

逃がし安全弁（自動減圧機能）

タービンへ

原子炉圧力容器

耐圧強化
ベント系

(1)
大破断ＬＯＣＡが発生し，高温・高圧の蒸気が流出→
ドライウェル

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等

ハッチ類

ぺデ
スタル

原子炉再循環
系ポンプ

※3

→

※3
サプレッション・
チェンバ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

サプレッション・
プール

→
※1

→
→
※2

→
残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

海

※1 海へ

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

海へ ※2

→
残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

→

←

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

復水貯蔵タンク

手順・有効性-35※ ( )内の数字は事象進展の流れを示す（次頁参照）

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（１／７）
【有効性評価の実施】●必要な要員・資源等を厳しく評価するために，全交流動力電源喪失の重畳についても考慮。
●常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水や格納容器スプレイ，代替循環冷却系による格納容器除熱等により格納容器破損を防止できることを確認。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展(1)大破断LOCA，ECCS等喪失の発生①

大破断LOCA，ECCS等喪失の発生(2) 原子炉水位の低下，炉心損傷②

原子炉水位の低下，炉心損傷(3)

格納容器圧力・温度の上昇③(4)

格納容器破損

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ（事象発生後25分）

備考●全交流動力電源喪失についても考慮●原子炉注水により原子炉圧力容器の破損を回避可能●LOCA破断口からの蒸気流出に伴う格納容器圧力・温度の上昇を抑制④緊急用海水系及び代替循環冷却系による格納容器除熱（事象発生後90分）⑤ 可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入（事象発生後約84時間）⑥フィルタベント設備による格納容器ベント（事象発生後約40日※）安定状態※ 水の放射線分解速度の不確かさ（水素及び酸素の発生量が多い場合）を考慮すると，格納容器ベントは事象発生から約5日後

手順・有効性-36●格納容器内の酸素濃度の上昇を抑制し，水素燃焼の発生を防止●可搬型窒素供給装置は必要容量×２セッ
トあり，故障時は他方の装置を使用可能●長期的には，格納容器内の水素及び酸素の排出のために格納容器ベントを実施

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（２／７）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は20名，2時間以降に必要な参集要員は2名●発電所に常駐する初動要員39名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

状況判断
常設代替高圧電源装置による受電（緊急用母線）
常設低圧代替注水系ポン③ プによる原子炉注水及び格納容器スプレイ
緊急用海水系及び代替循
④ 環冷却系による格納容器
除熱
常設代替高圧電源装置による受電（非常用母線）
可搬型窒素供給装置によ⑤ る格納容器への窒素注入実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員
当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

2人
A，B
【1人】
B

9分

【1人】
A

2人

1

1.5

2

60

80

100

6分 手順１４

【2人】
A，B

【1人】
B

0.5

10分

手順４，６
65分

2人
C，D

その他（電源回復，燃料給油，等）必要要員合計

経過時間（時間）

2人

88分
6人
a～f
4人（g～j）
＋参集2人
10人＋
参集2人

手順７
手順１４
手順９

180分

窒素注入の
開始・継続

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（４．災害対策要員の非常招集）を参照※制御盤操作や可搬型窒素供給装置の運搬・接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認

手順・有効性-37５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（３／７）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は 屋内外作業における要員等の動線図
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照
手順・有効性-38５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（４／７）
【対策実施後の概略系統図】②

安全機能の喪失により炉心損傷に至るとともに格納容器内の圧力・温度が上昇

7日間の消費燃料：約352.8kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL①
大破断ＬＯＣＡの発生

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

⑥

⑤

7日間の消費燃料：約18.5kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL④③

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→
※1

→
※2

→
残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

7日間の使用量：400m3
保有水量：4,300m3

手順・有効性-39

海

④
緊急用海水
ポンプ（Ａ）

→

→

※1

→

※2
緊急用海水
ポンプ（Ｂ）

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（５／７）●格納容器破損の防止のため，下記いずれかの基準に達した場合にフィルタベントの実施を判断する
炉心状態
炉心損傷前

炉心損傷後

実施の判断基準目的

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達後，格納容器圧力が1Pd到達時※１，※２

格納容器の過圧破損防止

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時※１，※３

格納容器の過圧破損防止

格納容器内酸素濃度が4.3vol％（ドライ条件）に到達時※４

格納容器内での水素燃焼防止

1Pd＝最高使用圧力0.31MPa[gage] ， 2Pd＝限界圧力0.62MPa[gage]※１：格納容器ベントラインが水没することを防止するため，外部水源によるスプレイはサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時に停止（右図参照）※２：炉心損傷前の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を0.7Pd～0.9Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，1Pd到達時点でベント実施を判断。
※３：炉心損傷後の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を1.3Pd～1.5Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，速やかにベント実施を判断。
※４：水素燃焼が生じる酸素濃度の可燃限界（5vol％以上）に対し，格納容器内酸素濃度計の測定誤差と余裕を考慮し設定。

ドライ ウェル
ベントライン
通常水位＋8.14m（底部から＋15.17m）
外部水源制限水位
通常水位＋6.5m（底部から＋13.53m）

サプレッション ・プール

サプレッション・プール
通常水位（底部から＋7.03m）

上記の他，重大事故等対処設備や格納容器の機能喪失が疑われる下記のような場合にも，フィルタベントの実施を判断する。
・全ての格納容器スプレイ機能が喪失した場合
・格納容器内温度が200℃を超えて上昇を続ける場合
・原子炉建屋内水素濃度が2vol％を超えた場合 ・モニタリング・ポストや原子炉建屋内放射線モニタの指示値が急上昇した場合

手順・有効性-40５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（６／７）
【有効性評価の結果】

0.6

大破断LOCA発生時，格納容器雰囲気温度
300
は最大約202℃となるが，事象を通しての格納容器壁面温度の最大値は約139℃

ドライウェル

格納容器圧力

格納容器雰囲気温度

格納容器内への窒素注入（⑤）により格納容器
0.8
圧力が上昇するが，0.31MPa[gage]到達後に窒素注入を停止することで，圧力上昇は停止

サプレッション・チェンバ

0.62MPa[gage]
可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入停止（約164時間）

代替循環冷却系による格納容器除熱に伴う格納容器圧力の上昇抑制

0.4

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入開始（約84時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

200

200℃

格納容器内への窒素注入開始
による格納容器圧力変動に伴う雰囲気温度の変動（約84時間）

100

0.2

(℃)

(MPa[gage])
0.0
0

24

48

72
事故後の時間(h)

96

0

120
144
168
常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水・格納
024
48
容器スプレイや代替循環冷却系による格納容器除熱により，圧力及び温度上昇を抑制（③）

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)代替循環冷却系による格納容器除熱を継続（④）

ドライウェル気相濃度

評価結果

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入停止（約164時間）

事象発生から約40日後にフィルタベント設備
による格納容器ベント（可燃性ガスの排出）を実施し，水素・酸素濃度は低下（⑥）(vol％)

手順・有効性-41●格納容器圧力の最高値は約0.31MPa[gage]であり，限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回るため，格納容器破損に至らない●格納容器壁面温度の最高値は約139℃であり，限界温度（200℃）を下回るため，格納容器破損に至らない●大気中へのCs-137の放出量は約7.5TBq（7日間）であり，判断基準である100TBqを下回る●代替循環冷却系による格納容器除熱等を継続し，安定状態へ移行

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）（７／７）●水の放射線分解により，格納容器内の酸素濃度は徐々に上昇●代替循環冷却系を使用できる場合でも，長期的には可燃性ガスの排出のための格納容器ベントが必要⇒酸素濃度を監視し，可燃限界である5vol％到達前に格納容器
ベントを実施する手順を整備●水の放射線分解による酸素の発生速度には不確かさがあるため，想定される不確かさの範囲内で最も発生速度が速い場合の感度解析を実施【水の放射線分解のイメージ】

H2

O2

放射線

H2O

約5日後に格納容器ベントを行い可燃性ガスを排出することで，酸素濃度を可燃限界未満に維持できる
100

0.8

サプレッション・チェンバ

格納容器圧力0.6

格納容器圧力0.465MPa[gage]
到達により窒素注入を停止

0.62MPa[gage]

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入開始

0.4(MPa[gage])

ドライウェル気相濃度

ドライウェル(vol％)

0.2

格納容器圧力0.31MPa[gage]到達により，窒素注入を一旦停止
その後，酸素濃度上昇により窒素注入を再開
24

48

72

96

80

窒素

70
60

格納容器内への窒素注入により窒素濃度が上昇，水素濃度が低下

50
40
30

水素

20
酸素
10

0.0
0

90

120

144

168

酸素可燃限界(5vol%)00

事故後の時間(h)

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)格納容器内への窒素注入により酸素濃度の上昇を抑制（格納容器圧力は上昇）

フィルタベント設備による格納容器ベント（事象発生から約5日後）により，可燃性ガスを排出手順・有効性-42

格納容器ベント実施の判断基準については，
本文（1-2-40）を参照

168

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（１／６）
【有効性評価の実施】●必要な要員・資源等を厳しく評価するために，全交流動力電源喪失の重畳についても考慮。
●代替循環冷却系を使用できないと仮定※した場合にも，常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水や格納容器
スプレイ，フィルタベント設備による格納容器ベントにより格納容器破損を防止できることを確認。
※：東海第二では代替循環冷却系を自主的に多重化し信頼性向上を図っているが，フィルタベント設備による対策の有効性を評価する観点から，本仮定をおいた評価を実施。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展

備考●全交流動力電源喪失についても考慮(1)大破断LOCA，ECCS等喪失の発生①

大破断LOCA，ECCS等喪失の発生(2) 原子炉水位の低下，炉心損傷②

原子炉水位の低下，炉心損傷(3)

格納容器圧力・温度の上昇③(4)

格納容器破損

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ（事象発生後25分）●原子炉注水により原子炉圧力容器の破損を回避可能●LOCA破断口からの蒸気流出に伴う格納容器圧力・温度の上昇を抑制④フィルタベント設備による格納容器ベント（事象発生後約19時間）●格納容器ベントにより格納容器内を減圧・除熱するとともに，可燃性ガスを排出

安定状態

手順・有効性-43５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（２／６）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は20名，2時間以降に必要な参集要員は5名●発電所に常駐する初動要員39名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

状況判断
常設代替高圧電源装置による受電（緊急用母線）
常設低圧代替注水系ポン③ プによる原子炉注水及び格納容器スプレイ③ 原子炉注水・格納容器ス
プレイの流量調整
常設代替高圧電源装置による受電（非常用母線）④ フィルタベント設備による格納容器ベント

実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員
当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

2人
A，B
【1人】
B

2人

1

1.5

2

16

20

24

6分 手順１４

【2人】
A，B
【1人】
A
【1人】
B
【2人】
A，B

0.5

10分

9分

手順４，６
適宜流量調整2人
C，D【2人】＋1人
C，D，E

その他（電源回復，水源補給，燃料給油，等）
必要要員合計

経過時間（時間）

3人

88分

手順４，６

手順１４

参集3人

約4時間

10人（a～j）
＋参集2人
10人＋
参集5人

手順７

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（４．災害対策要員の非常招集）を参照※制御盤操作や格納容器ベントのための現場移動・弁操作の訓練等
により，時間内に操作可能なことを確認

手順・有効性-44５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（３／６）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照

屋内外作業における要員等の動線図
手順・有効性-45５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（４／６）
【対策実施後の概略系統図】②

安全機能の喪失により炉心損傷に至るとともに格納容器内の圧力・温度が上昇

7日間の消費燃料：約352.8kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL①
大破断ＬＯＣＡの発生

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

④

③

7日間の消費燃料：約6.0kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL
残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→
※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ）→※2→
残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

7日間の使用量：5,490m3
保有水量：8,600m3

手順・有効性-46

海

→

※1

→

※2
緊急用海水
ポンプ（Ｂ）

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（５／６）●格納容器破損の防止のため，下記いずれかの基準に達した場合にフィルタベントの実施を判断する
炉心状態
炉心損傷前

炉心損傷後

実施の判断基準目的

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達後，格納容器圧力が1Pd到達時※１，※２

格納容器の過圧破損防止

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時※１，※３

格納容器の過圧破損防止

格納容器内酸素濃度が4.3vol％（ドライ条件）に到達時※４

格納容器内での水素燃焼防止

1Pd＝最高使用圧力0.31MPa[gage] ， 2Pd＝限界圧力0.62MPa[gage]※１：格納容器ベントラインが水没することを防止するため，外部水源によるスプレイはサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時に停止（右図参照）※２：炉心損傷前の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を0.7Pd～0.9Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，1Pd到達時点でベント実施を判断。
※３：炉心損傷後の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を1.3Pd～1.5Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，速やかにベント実施を判断。
※４：水素燃焼が生じる酸素濃度の可燃限界（5vol％以上）に対し，格納容器内酸素濃度計の測定誤差と余裕を考慮し設定。

ドライ ウェル
ベントライン
通常水位＋8.14m（底部から＋15.17m）
外部水源制限水位
通常水位＋6.5m（底部から＋13.53m）

サプレッション ・プール

サプレッション・プール
通常水位（底部から＋7.03m）

上記の他，重大事故等対処設備や格納容器の機能喪失が疑われる下記のような場合にも，フィルタベントの実施を判断する。
・全ての格納容器スプレイ機能が喪失した場合
・格納容器内温度が200℃を超えて上昇を続ける場合
・原子炉建屋内水素濃度が2vol％を超えた場合 ・モニタリング・ポストや原子炉建屋内放射線モニタの指示値が急上昇した場合

手順・有効性-47５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（６／６）
【有効性評価の結果】

ドライウェルサプレッション・チェンバ0.6

格納容器圧力

0.62MPa[gage]

フィルタベント設備による格納容器
ベント（事象発生から約19時間後）により，格納容器圧力が低下（④）

0.4

格納容器雰囲気温度

常設低圧代替注水系ポンプ
による格納容器スプレイにより，圧力上昇を抑制（③）

0.8

大破断LOCA発生時，格納容器雰囲気温度は最大約202℃となるが，事象を通しての300
格納容器壁面温度の最大値は約139℃

ドライウェルサプレッション・チェンバ

200

200℃

100

0.2

(MPa[gage])

(℃)

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

0
0

24

事故後の時間(h)

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)フィルタベント設備による格納容器除熱を継続（④）

通常水位＋6.5m到達により，常設低圧代替注水系
ポンプによる格納容器スプレイを停止し，フィルタ
ベント設備による格納容器ベントを実施（④）

20

48

サプレッション・
プール水位

評価結果
ベントライン（約15m）

15通常水位＋6.5m（約13.5m）
通常水位＋5.5m（約12.5m）
10

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ
により，プール水位が上昇

5

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)手順・有効性-48●格納容器圧力の最高値は約0.47MPa[gage]であり，限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回るため，格納容器破損に至らない●格納容器壁面温度の最高値は約157℃であり，限界温度（200℃）を下回るため，格納容器破損に至らない●大気中へのCs-137の放出量は約16TBq（7日間）であり，判断基準である100TBqを下回る●フィルタベント設備による格納容器除熱を継続し，安定状態へ移行

５．有効性評価の具体例 (4) 原子炉冷却材喪失時の雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器ベント時間について）• 従来からある残留熱除去系（A系・B系）を使用できない場合，同等の機能を有する代替循環冷却系によって格納容器の除熱を行う（下図・左）。
• 上記に加え，代替循環冷却系を使用できない場合，格納容器ベントによって格納容器の除熱を行う（下図・右）。
※東海第二発電所では，代替循環冷却系を使用できずに事故後短期で格納容器ベントの実施に至ることがないよう，自主的に代替循環冷却系を多重化し信頼性の向上を図っている。
代替循環冷却系を使用する場合

代替循環冷却系を使用できない場合

・代替循環冷却系により格納容器の減圧・除熱が可能なため，格納容器の減圧・除熱のための格納容器ベントは不要
・放射線水分解等により発生する水素及び酸素の蓄積により，いずれは格納容器内での水素爆発の恐れあり
・格納容器の減圧・除熱のために格納容器ベントが必要⇒水素爆発を防止するため，可燃限界（水素濃度4vol％かつ酸素濃度5vol％）到達前に格納容器ベントを実施し，格納容
器内の水素及び酸素を排出

炉心損傷後の条件での実験に基づく放射線水分解速度の場合⇒格納容器ベントの実施は約40日後⇒格納容器ベントの実施は約19時間後

水の放射線分解現象の不確かさを考慮し，この速度が早い想定をした場合⇒格納容器ベントの実施は約5日後
手順・有効性-49５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（１／７）
【格納容器破損モードの特徴】●過渡事象時にECCS等の安全機能が喪失し，炉心損傷及び原子炉圧力容器破損に至る。
●原子炉圧力容器からの溶融炉心の噴出（ＤＣＨ），溶融炉心とペデスタル内冷却水との接触に伴う急激な蒸気発生（ＦＣＩ），溶融炉心によるコンクリートの侵食（ＭＣＣＩ）等により，格納容器の破損に至る。
ＤＣＨ：格納容器雰囲気直接加熱， ＦＣＩ：溶融燃料－冷却材相互作用， ＭＣＣＩ：溶融炉心・コンクリート相互作用

対策前(1) ◆過渡事象（原子炉への給水喪失等）の発生(2)後，すべての原子炉注水手段や格納容器
冷却・除熱手段が喪失した状態を想定

原子炉注水手段の喪失により水位が低下し，炉心損傷・炉心溶融に至る(4)，(5)
原子炉圧力容器が高い圧力の状況で破損すると，溶融炉心が噴出し，格納容器内が急激に加熱（ＤＣＨ）される(3)
溶融炉心が原子炉圧力容器の下部に落下・堆積し貫通することで，原子炉圧力容器破損に至る(4)，(5)
溶融炉心が冷却水と接触すると，急激な蒸気発生に伴う圧力上昇（ＦＣＩ）が生じる(4)，(5)
溶融炉心がコンクリートを侵食（ＭＣＣＩ）し，格納容器の支持構造の機能喪失が生じる※ ( )内の数字は事象進展の流れを示す（次頁参照）

手順・有効性-50５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（２／７）
【有効性評価の実施】●逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧，常設低圧代替注水系ポンプによる格納容器スプレイやペデスタル
注水，代替循環冷却系による格納容器除熱等により格納容器破損を防止できることを確認。
従来の対策における事象進展

新たな対策を考慮した事象進展(1) 過渡事象，ECCS等喪失の発生①

過渡事象，ECCS等喪失の発生(2) 原子炉水位の低下，炉心損傷②

原子炉水位の低下，炉心損傷③

逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧（事象発生後約38分）

備考●全交流動力電源喪失についても考慮●高圧代替注水系による原子炉注水も可能だが，ここでは考慮せず，原子炉圧力容器破損に至ることを想定●原子炉減圧によるＤＣＨ回避●中央制御室からの遠隔操作により実施④ 緊急用海水系及び代替循環冷却系による格納容器除熱（事象発生後90分）(3)

原子炉圧力容器の破損⑤

原子炉圧力容器の破損(4)

溶融炉心の噴出／
格納容器圧力の上昇／
ペデスタルコンクリートの侵食⑥

常設低圧代替注水系ポンプによる格納容器スプレイ及びペデスタル注水（事象発生後約4.6時間）(5)

格納容器破損⑦ 可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入（事象発生後約167時間）⑧ フィルタベント設備による格納容器ベント（事象発生後約53日）
安定状態

手順・有効性-51●原子炉圧力容器破損までは，常設低圧代
替注水系ポンプや代替循環冷却系ポンプ
による原子炉注水を考慮せず，原子炉圧
力容器破損に至ることを想定●ペデスタルでの急激な水蒸気発生にともなう格納容器圧力の上昇を抑制●コリウムシールドの設置と相まって，コンク
リートの侵食を抑制●格納容器内の酸素濃度の上昇を抑制し，水素燃焼の発生を防止●可搬型窒素供給装置は必要容量×２セッ
トあり，故障時は他方の装置を使用可能●長期的には，可燃性ガスの排出のために格納容器ベントを実施

５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（３／７）
【必要な操作時間及び要員数の積み上げ】●事象発生2時間までに必要な初動要員は20名，2時間以降に必要な参集要員は2名●発電所に常駐する初動要員39名及び2時間以内に参集可能な要員72名で対応可能であることを確認
操作項目

状況判断
常設代替高圧電源装置による受電（緊急用母線）
常設低圧代替注水系ポン
プの起動操作
逃がし安全弁の手動開操③ 作による原子炉減圧
緊急用海水系及び代替循

④ 環冷却系による格納容器

除熱
常設代替高圧電源装置による受電（非常用母線）⑤ 原子炉圧力容器破損の判断
常設低圧代替注水系ポン⑥ プによる格納容器スプレ
イ及びペデスタル注水

実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員
当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

2人
A，B
【1人】
B
【2人】
A，B
【1人】
B

1

1.5

5

120

180

4分 手順６，８
1分 手順３
65分
2人
C，D

88分

原子炉圧力容器破損：
事象発生後約4.5時間

手順７
手順１４

5分

【1人】
A

窒素注入の
開始・継続

2分 手順６，８

その他（電源回復，燃料
給油，等）

2人

4.5

6分 手順１４

【1人】
A
【1人】
B
【1人】
A

0.5

10分

⑦ 可搬型窒素供給装置による格納容器への窒素注入

必要要員合計

経過時間（時間）

2人

6人
a～f
4人（g～j）
＋参集2人
10人＋
参集2人

手順９

180分

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要
体制の構築に係る要員配置は補足説明資料（３．初動対応に当たる要員の配置）を参照
要員の非常召集の詳細は補足説明資料（ ４．災害対策要員の非常招集）を参照※制御盤操作や可搬型窒素供給装置の運搬・接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認
手順・有効性-52５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（４／７）

接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段は 屋内外作業における要員等の動線図
補足説明資料（１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段）参照

手順・有効性-53５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（５／７）
【対策実施後の概略系統図】①，② 原子炉への給水喪失等が発生し，③

7日間の消費燃料：約352.8kL
軽油貯蔵タンク ：約800kL

安全機能の喪失により炉心損傷や原子炉圧力容器の破損が発生

非常用ディーゼル発電機

⑤

④

Ｇ

⑧

⑦

コリウム
シールド

7日間の消費燃料：約18.5kL
可搬型設備用軽油タンク：約210kL⑥
残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→
※1

→
※2

→
残留熱除去系
海水ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

7日間の使用量：400m3
保有水量：4,300m3

手順・有効性-54

海

④
緊急用海水
ポンプ（Ａ）

→

→

※1

→

※2
緊急用海水
ポンプ（Ｂ）

５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（６／７）●格納容器破損の防止のため，下記いずれかの基準に達した場合にフィルタベントの実施を判断する
炉心状態
炉心損傷前

炉心損傷後

実施の判断基準目的

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達後，格納容器圧力が1Pd到達時※１，※２

格納容器の過圧破損防止

サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時※１，※３

格納容器の過圧破損防止

格納容器内酸素濃度が4.3vol％（ドライ条件）に到達時※４

格納容器内での水素燃焼防止

1Pd＝最高使用圧力0.31MPa[gage] ， 2Pd＝限界圧力0.62MPa[gage]※１：格納容器ベントラインが水没することを防止するため，外部水源によるスプレイはサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達時に停止（右図参照）※２：炉心損傷前の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を0.7Pd～0.9Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，1Pd到達時点でベント実施を判断。
※３：炉心損傷後の外部水源によるスプレイは，格納容器圧力を1.3Pd～1.5Pdの範囲内に維持するよう制御。スプレイ停止後は，限界
圧力2Pdまでの余裕を考慮し，速やかにベント実施を判断。
※４：水素燃焼が生じる酸素濃度の可燃限界（5vol％以上）に対し，格納容器内酸素濃度計の測定誤差と余裕を考慮し設定。

ドライ ウェル
ベントライン
通常水位＋8.14m（底部から＋15.17m）
外部水源制限水位
通常水位＋6.5m（底部から＋13.53m）

サプレッション ・プール

サプレッション・プール
通常水位（底部から＋7.03m）

上記の他，重大事故等対処設備や格納容器の機能喪失が疑われる下記のような場合にも，フィルタベントの実施を判断する。
・格納容器内のスプレイ冷却が実施できない場合 ・格納容器内温度が200℃を超えて上昇を続ける場合，・原子炉建屋内水素濃度が2vol％を超えた場合・モニタリング・ポストや原子炉建屋内放射線モニタの指示値が急上昇した場合

手順・有効性-55５．有効性評価の具体例(5) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（７／７）
【有効性評価の結果】
代替循環冷却系による格納容器除熱（④）や0.8
常設低圧代替注水系ポンプによる格納容器
スプレイ（⑥）により，圧力上昇を抑制

逃がし安全弁の手動開操作
により原子炉を減圧（③）

10ドライウェルサプレッション・チェンバ80.6

溶融炉心の下部プレナムへの移行に伴う一時的な圧力上昇

4(MPa[gage])

格納容器圧力原子炉圧力

6

原子炉圧力容器破損（⑤）
時の圧力は約0.3MPa[gage]

1

2

3

4

5

6

7

格納容器内への窒素注入開始（⑦）
0.2(MPa[gage])

0
0

0.4

)

2.0MPa[gage]

2

0.62MPa[gage]

8

0.0
0

24

事故後の時間(hr)

48

72

96

120

144

事故後の時間(hr)

代替循環冷却系による格納容器除熱を継続（④）
ドライウェル気相濃度

評価結果

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入開始（約167時間）

事象発生から約53日後にフィルタベント設備
による格納容器ベント（可燃性ガスの排出）を実施し，水素・酸素濃度は低下（⑧）(vol％)

手順・有効性-56●原子炉圧力容器破時の原子炉圧力は約0.3MPa[gage]であり，2.0MPa[gage]以下となる（DCHは生じない）●格納容器圧力の最高値は約0.47MPa[gage]であり，限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回るため，格納容器破損に至らない●コリウムシールド及びペデスタル注水により，溶融炉
心によるコンクリート侵食は生じない●大気中へのCs-137の放出量は約0.032TBq（7日間）であり，判断基準である100TBqを下回る●代替循環冷却系による格納容器除熱等を継続し，安定状態へ移行168

５．有効性評価の具体例(6) 大気中へのCs-137放出量評価●大気中へのCs-137の放出量は，判断基準（100TBq）を下回ることを確認●代替循環冷却系を使用する場合は，使用できない場合に比べて放出量を半分以下に抑制可能【Csの放出経路のイメージ】【評価結果】
評価事象

Cs-137放出量

ベント開始
時間

【ケース1】静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）約7.5TBq※１（放出ルート：①＋③）

事象発生
約40日後

排気筒からの放出（原子炉建屋ガス処理系起動後）
原子炉建屋からの漏えい（原子炉建屋ガス処理系起動前）

格納容器ベント
による放出

漏えい

原子炉建屋

③

格納容器から
原子炉建屋への漏えい分

漏えい

② D/W

③

ベント

原子炉建屋ガス処理系（起動後）

格納容器
① S/C
ベント

代替循環
冷却系

フィルタ
ベント設備
D/W：ドライ ウェル
S/C：サプレッション ・チェン バ

緊急用海水系による
海水と の熱交換●S/Cベントの場合，サプレッション・プール水中を通過した気体が排出されるため，水中で放射性物質が多く捕集され，D/Wベントに比べて放出量が少なくなる。⇒S/Cベントを優先的に実施

S/Cベント時：約16TBq※１【ケース2】静的負荷（放出ルート：①＋③）（代替循環冷却系をD/Wベント時：約17TBq※１
使用できない場合）（放出ルート：②＋③）

事象発生
約19時間後【ケース3】高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱

約0.039TBq※１（放出ルート：①＋③）

事象発生
約53日後

【参考】
福島第一原子力発電所の事故時※２

約1.5×10４TBq－※１放出量の増加が極めて小さくなるまでの期間として，事象発生時点から100日間の放出量を評価。
放出ルート①・②についてはベント開始時点から，放出ルート③については事象発生時点からの放出量を評価。
※２「原子力安全に関するIAEA閣僚会議に対する日本国政府の報告書-東京電力福島原子力発電所の事故について-」（平成23年6月原子力災害対策本部）【ケース3】では，【ケース1，2】に比べてサプレッション・プールでCsが多く捕集され，放出量が少なくなる。（LOCA事象でないため，逃がし安全弁を介してｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ・ﾌﾟｰﾙへCsが移行）

手順・有効性-57

６．水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響評価（１／２）●溶融炉心の冷却水中への落下に伴い急激な水蒸気発生・圧力上昇等が生じる現象を，溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）と呼び，このうち衝撃波を伴うものを水蒸気爆発（ＳＥ）と呼ぶ。
●実機で想定される条件においてはＳＥの発生する可能性は極めて小さいと考えられるが，ペデスタ
ルでのＳＥ発生を仮定した場合の格納容器への影響を保守的な条件で評価し，格納容器の健全性が維持されることを確認した。
【評価方法】【ペデスタルでのＳＥ発生時のイメージ】①事故進展解析コード（MAAP）
・シビアアクシデント時のプラント応答を評価
溶融炉心が短時間で大量に落下する保守的な条件

ＳＥの発生

原子炉圧力
容器
ペデスタル
（水深：1m）

溶融炉心の放出挙動等②水蒸気爆発解析コード（JASMINE）
・水蒸気爆発発生時の発生エネルギー等を評価
発生エネルギーが最も大きくなるタイミングでの爆発を仮定

圧力伝播，構造物の応力・ひずみ発生

発生エネルギー等③構造応答解析コード（LS-DYNA）
・水蒸気爆発発生時の周辺構造物への影響を評価
JASMINEで評価したエネル
ギー等を上回る条件を入力

格納容器の構造健全性を評価【評価結果】
・ペデスタル構造に生じる変形は増大しない・発生する応力やひずみは判断基準を満足する

格納容器の構造健全性は維持される
手順・有効性-58

６．水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響評価（２／２）
【主な評価条件】【JASMINE評価結果】
発生運動エネルギー：最大約3.3MJ
爆発源の圧力：最大約40MPa

10.0

項目

評価条件・考え方

原子炉圧力容器
破損口径

制御棒駆動機構ハウジング直径を上回る口径（爆発規模が大きくなる設定）

ペデスタル水深

1m （手順上定めている水深）

ＳＥ発生タイミング

発生エネルギーが最も大きくなるタイミング

ＳＥによる発生
エネルギー・圧力

JASMINE解析結果を上回るエネルギー・圧力となる爆発源を設定

LS-DYNA

8.0

運動エネルギ(MJ)

JASMINE

9.0

運動エネルギー （MJ）

解析コード

【評価結果】

7.0
6.0

約3.3MJ

5.0
4.0
3.0
2.0
1.0
0.0
0

0.01

0.02

0.03

0.04

0.05

時間(sec)
時間
（sec）

評価項目

側
壁
部

床
部

判断基準※

解析結果

評価
【LS-DYNA評価部位】

変位

変位が増大せず，構造の変形が進まない

変位は増大しない○

圧縮ひずみ

機能に影響を及ぼす
範囲の圧壊が生じない

圧壊は生じない○

面外せん断

3.09N／mm２

約0.93N／mm２

○

引張ひずみ

5,000μ

約184μ

○

変位

変位が増大せず，構造の変形が進まない

変位は増大しない○

圧縮ひずみ

機能に影響を及ぼす
範囲の圧壊が生じない

圧壊は表面付近の僅かな範囲に留まる

○

面外せん断

4.33N／mm２

約3.7N／mm２

○

引張ひずみ

5,000μ約364μ○※日本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格」等を基に設定

手順・有効性-59

側
壁
部

側
壁
部

床部

：圧縮ひずみ， ：面外せん断
変位は構造全体，引張ひずみは鉄筋
全体を確認

７．まとめ○想定される事故シーケンスに対して炉心損傷や格納容器破損等を防止するため，既存の設備や重大事故等対処設備等を用いて対応操作を行えるよう手順を整備○確率論的リスク評価の手法等を用いて，考慮すべき事故シーケンスを網羅的に抽出し，事象進展の早さや必要な設備容量の大きさ等に着目し，事故
シーケンスグループを代表する事故シーケンスを選定○選定した事故シーケンスに対して，新たな設備・手順等の安全対策の有効性を評価し，炉心損傷や格納容器破損等を防止できることを確認○上記の対策に必要な資源や要員が確保されていること，対応要員による操作が想定する時間内で可能であることを確認○炉心損傷を防止できないことを前提とした場合でも，格納容器内の冷却状態を維持し，大気中へのCs-137の放出量は判断基準（100TBq）を下回ることを確認
新たな安全対策が重大事故等の対策として有効であり，周辺環境・公衆への影響を抑制できることを確認

手順・有効性-60

（補足説明資料 重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について）

手順・有効性-61

補足説明資料

目 次

１．手順の構成 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 65
２．有効性評価における事故シーケンスと手順の関連 ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 80
３．初動対応に当たる要員の配置 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 82
４．災害対策要員の非常招集 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 86
５．有効性評価における判断基準 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 91
６．事故シーケンスの選定結果 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 92
７．有効性評価の概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 96
８．原子炉圧力容器の破損判断 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 105
９．ペデスタルにおける設備対策 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・106
１０．大気中へのCs-137放出量評価の内訳 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・108
１１．有効性評価 LOCA時注水機能喪失 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 109
１２．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 113
１３．同一設備を用いた複数箇所への注水 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 114
手順・有効性-62

補足説明資料目 次

１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段 ・・・・・・・・・・・・・・・ 116
１５．アクセスルートの成立性について ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 117
１６．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動 ・・・・・・・・・・・・・・・・ 129
１７．重大事故等対策における可搬型設備等使用時の動線の確認並びにアクセスルートの頑健性及び冗長性 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 133
１８．使用済燃料プールの重大事故等対策の有効性評価の保守性及び対策の冗長性 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 136
１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 139
２０．重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析等の保守性 ・・・・・・・ 149
２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 152
手順・有効性-63

補足説明資料

目 次

２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方
針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 163
２３．安全対策における深層防護の考慮について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 167
２４．LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に関する知見及び原子炉停止機能への影響等について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 176
２５．原子炉停止系統の信頼性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 178
２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 184
２７．プラント状態を踏まえたリスク評価について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 208

手順・有効性-64

１．手順の構成（１／９）
手順

１ 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

手順の目的・使用する設備○運転時の異常な過渡変化時に，発電用原子炉の運転を
緊急に停止させるための機能喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷を防止するための手順等を整備◆制御棒の緊急挿入◆原子炉出力の抑制◆原子炉出力急上昇防止◆原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健
全性維持・手動スクラム・スイッチ・制御棒及び制御棒駆動機構
・制御棒駆動系水圧制御ユニット
・選択制御棒挿入機構
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環ポンプト
リップ機能）
・ほう酸水注入ポンプ
等○自動での原子炉緊急停止及び手動による原子炉緊急停止ができない場合を想定し，原子炉出力の抑制，未臨界に移行するための手順等を整備◆ほう酸水注入による未臨界への移行

２ 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等○原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷を防止するための手順を整備◆高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水◆原子炉隔離時冷却系の現場操作による注水により冷却○発電用原子炉を冷却するため，原子炉水位を監視及び制御する手順等を整備◆原子炉水位の監視及び制御○重大事故等の進展を抑制するため，ほう酸水注入系による注水の手順等を整備◆ほう酸水注入系による注水

手順・有効性-65

・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ・逃がし安全弁等

１．手順の構成（２／９）
手

順

手順の目的
○原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆手動操作による原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧◆自動減圧による原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

３ 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するための手順等使用する設備・逃がし安全弁（自動減圧機能）・逃がし安全弁機能用アキュムレータ
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ○炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合を想定し，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止するための手順等を整備◆原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧○インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時において，炉心の著しい損傷を防止するための手順等を整備◆原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

４ 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等○原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態において，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆低圧代替注水系による発電用原子炉の冷却○炉心が溶融し，原子炉圧力容器の破損に至った場合で，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存した場合を想定し，原子炉格納容器の破損を防止する手順等を整備◆低圧代替注水系による残存溶融炉心の冷却手順・有効性-66

・残留熱除去系ポンプ
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・常設低圧代替注水系ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・ディーゼル消火ﾎﾟﾝﾌﾟ・復水移送ポンプ・代替淡水貯槽等等

１．手順の構成（３／９）
手順

５ 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

６ 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

手順の目的使用する設備○最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に限る。）を防止するための手順等を整備◆格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧◆耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱◆緊急用海水系による原子炉格納容器内の除熱による最終
ヒートシンクへの熱輸送

・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系隔離弁
・緊急用海水ポンプ
等○原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合を想定し，炉心の著しい損傷を防止するための手順等を整備◆代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下

・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・常設低圧代替注水系ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・ディーゼル消火ﾎﾟﾝﾌﾟ・復水移送ポンプ・代替淡水貯槽等○炉心の著しい損傷が発生した場合を想定し，原子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆代替格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度の低下

手順・有効性-67

１．手順の構成（４／９）
手順

７ 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

８ 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するた
めの手順等

手順の目的

使用する設備○炉心の著しい損傷が発生した場合を想定し，原子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下◆代替循環冷却系による原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下

・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系隔離弁・可搬型窒素供給装置
・不活性ガス系
等○炉心の著しい損傷が発生した場合を想定し，原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却することにより原
子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆格納容器下部注水系による溶融炉心・コンクリート相互作
用（ＭＣＣＩ）を抑制◆溶融炉心の拡がりによる原子炉格納容器バウンダリへの接触の防止

・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・代替循環冷却系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・ほう酸水注入ポンプ
・格納容器下部注水系
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備
等○溶融炉心の原子炉格納容器の下部への落下遅延又は防止するための手順等を整備◆（落下遅延又は防止するための）原子炉圧力容器へ注水

手順・有効性-68

１．手順の構成（５／９）
手順

９ 水素爆発による原子炉格
納容器の破損を防止す
るための手順等

１０ 水素爆発による原子炉
建屋等の損傷を防止す
るための手順等

手順の目的使用する設備○炉心の著しい損傷の発生に伴い，発生した水素及び酸素が，原子炉格納容器内に放出された場合を想定し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等を整備◆必要な原子炉格納容器内の不活性化◆格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出◆原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視・可搬型窒素供給装置
・不活性ガス系
・格納容器圧力逃がし装置
・格納容器内水素濃度（SA）
・格納容器内酸素濃度（SA）○炉心の著しい損傷が発生に伴い，発生した水素が原子炉
建屋原子炉棟に漏えいした場合を想定し，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等を整備◆静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制◆原子炉建屋ガス処理系による水素排出◆原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

・静的触媒式水素再結合器
・原子炉建屋水素濃度・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・原子炉建屋外側ブローアウトパネル 等

手順・有効性-69等

１．手順の構成（６／９）
手順

１１ 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

１２ 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するた
めの手順等

手順の目的
○使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失又はプールの水位が低下した場合を想定し，プール内の燃料体等の冷却，放射線の遮蔽及び臨界を防止するための手順等を整備◆燃料プールの代替注水，◆燃料プールの漏えい抑制◆燃料プールの監視○プールの水位が異常に低下した場合を想定し，プール内の燃料体等の著しい損傷の緩和，臨界を防止し，放射性物質の放出を低減するための手順等を整備◆燃料プールへのスプレイ◆大気への拡散抑制◆プールの監視○炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損等の場合を想定し，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等を整備◆大気への放射性物質の拡散抑制◆海洋への放射性物質の拡散抑制○原子炉建屋周辺で航空機衝突による火災が発生した場合を想定し，火災に対応するための手順等を整備◆泡消火による消火手順・有効性-70

使用する設備・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・代替燃料プール注水系
・常設スプレイヘッダ
・可搬型スプレイノズル
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備
・放水砲等

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・ホース
・ＳＡ用海水ピット
・汚濁防止膜・放射性物質吸着材
・泡消火薬剤容器
・泡混合器
等

１．手順の構成（７／９）
手順

１３ 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順
等

１４ 電源の確保に関する手
順等

手順の目的

使用する設備○設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するための手順等を整備◆代替淡水貯槽を水源とした対応手段◆サプレッション・チェンバを水源とした対応手段◆西側淡水貯水設備を水源とした対応手段◆海を水源とした対応手段◆ほう酸水貯蔵タンクを水源とした対応手段◆代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備等への水の補給・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備 等○電源が喪失した場合を想定し，重大事故等対処設備の運用に必要な電力を確保するための手順等を整備◆常設代替交流電源設備による電力供給◆可搬型代替交流電源設備による電力供給◆所内常設直流電源設備による電力供給◆常設代替直流電源設備による電力供給◆可搬型代替直流電源設備による電力供給◆代替所内電気設備による電力供給

・２C，２Ｄ非常用ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
・常設代替高圧電源装置
・緊急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
・125V系蓄電池
・緊急用125V蓄電池
・燃料給油設備
・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ
等○設備を継続運転させるための燃料補給の手順等を整備◆燃料給油設備による給油

手順・有効性-71

１．手順の構成（８／９）
手順

１５ 事故時の計装に関する手順等

１６ 原子炉制御室の居住性等に関する手順等

手順の目的

使用する設備○計測機器の故障等により必要なパラメータを計測することが困難となった場合を想定し，有効な情報を把握するための手順等の整備◆計器故障時の対応，◆計器の計測範囲を超えた場合への対応，◆計器電源喪失時の対応，◆計測結果の記録

・主要パラメータの他のチャンネルの重要
計器
・重要代替計器
・可搬型計測器
・常用代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・所内常設直流電源設備
・常用代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備 等○重大事故等が発生した場合を想定し，運転員等が中央制
御室にとどまるために必要な設備及び資機材を活用した
居住性の確保のための手順等を整備◆中央制御室の居住性の確保◆汚染の持ち込み防止

・中央制御室・中央制御室待避室
・中央制御室待避室 空気ボンベユニット
・中央制御室換気系
・可搬型照明・データ表示装置
・衛星電話設備 等

手順・有効性-72

１．手順の構成（９／９）
手順

１７ 監視測定等に関する手順等

１８ 緊急時対策所の居住性等に関する手順等

１９ 通信連絡に関する手順
等

手順の目的

使用する設備○発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視及び測定，発電所の気象条件の測定，記録するための手順等の整備◆放射性物質の濃度及び放射線量の測定◆発電所の風向，風速その他の気象条件の測定及び記録・モニタリング・ポスト
・放射能観測車
・気象観測装置 等○緊急時対策所が発電所災害対策本部としての機能を維持するための手順等の整備◆必要な居住性の確保◆必要な指示及び通信連絡の確保◆必要な数の要員の収容◆代替交流電源設備からの給電

・緊急時対策所・緊急時対策所非常用フィルタ装置
・緊急時対策所非常用送風機
・緊急時対策所加圧設備・衛星電話設備（固定型，携帯型）
・緊急時対策所用発電機 等○発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための手順等の整備◆発電所内の通信連絡設備（発電所内），◆発電所外（社内外）との通信連絡設備（発電所外）

手順・有効性-73

・衛星電話設備（固定型，携帯型）
・携行型有線通話装置
・無線連絡設備（携帯型）
・安全パラメータ表示システム（SPDS）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信設備 等

＜別紙１＞ 手順書の体系と概要（１／３）
重大事故等に対応して，運転員が使用する手順書及び災害対策本部（要員）が使用する要領を整備
設計基準を超えた事象への対応に当たっては，各手順書ごとに移行基準を定めており，移行基準をもとに必要な手順書に移行し，対応操作を行っていく手順書体系を構成している。
【手順書機能体系の概要図】
警報事象

事象ベース（AOP）

重大事故等時の手順書については，炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
徴候ベース(EOP)

シビアアクシデント（SOP）

災害対策本部長*の指揮下で災害対策本部の要員が使用する手順書

発電長*の指揮下で運転員等が使用する手順書

警報処置
手順書
発生警報ごとに個別に対応

警報発生事象が進捗した場合

非常時運転手順書Ⅰ（事象ベース）＜原子炉運転中の場合＞観測されるプラントのパラメータが判断基準値に到達した場合

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）アクシデントマネジメント

炉心損傷が確認された場合

非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）

災害対策本部に当直の対応操作の支援を要請
災害対策要領
実施指示

実施指示

当直の
対応操作を支援＜原子炉停止中の場合＞
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）

重大事故等対策要領
対応操作の支援（可搬型設備等によるプラント対応操作を行う。）

アクシデントマネジメントガイド（重大事故等時において恒設の電源設備，注水設備が使用できない場合に，災害対策本部の支援を受けて，当直運転員が行う電源確保，原子炉注水，原子炉
減圧等の操作を定めた手順書。）

対応操作の技術支援
ＡＭ設備別操作手順書（プラント状態を把握し，ガイドに記載された各操作の有効性についてプラントへの影響を含めて判断し，運転員を支援する。）*重大事故等時は災害対策本部長（所長）が本部全体の統括・指揮を行い，発電長は運転班の当直としてその指揮下に入る。（＜参考＞参照）
発電長は「警報事象」～「SOP」の範囲で運転操作の指揮・判断を行う。

手順・有効性-74

＜別紙１＞ 手順書の体系と概要（２／３）
【当直運転員が使用する手順書の概要】
手 順 書

警報発生事象事象ベース（AOP）

徴候ベース(EOP)

シビアアクシデント（SOP）【警報処置手順書】
中央制御室及び現場制御盤に警報が発生した際に，警報発生原因の除去あるいはプラントを安全な状態に維持するために必要な対応操作を定めた手順書。

【非常時運転手順書Ⅰ】
単一の故障等で発生する可能性のあるあらかじめ想定された異常又は事故が発生した際に，事故の進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。

【非常時運転手順書Ⅱ】
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
事故の起因事象を問わず，事象ベース（ＡＯＰ）では対処できない複数の設備の故障等による異常又は事故が発生した際に，重大事故への進展を防止するために必要な対応操作を定めた手順書。
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）
原子炉停止中の場合において，異常事象が発生した際の対応操作に関する事項を定めた手順書。

【非常時運転手順書Ⅲ】
徴候ベース（ＥＯＰ）で対応する状態
から更に事象が進展し炉心損傷に至った際に，事故の拡大を防止し影響を緩和するために必要な対応操作を定めた手順書。

事故時運転手順書の選定の流れ

警報発報

事象発生

警報処置手順書

非常時運転手順書で対応可能かYES
警報処置手順書による対応において事象が進捗した
場合
NO

※１

想定した
シナリオ通りに
事象が推移
しているか

※２

事象整定

非常時運転手順書Ⅲ（炉心損傷後の操作手順 ）・原子炉制御・格納容器制御

YES
非常時運転手順書Ⅰ（事象ベースの操作手順）

YES

警報処置手順書に定める個別の対応を実施

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベースの操作手順）

NONO※１（例：事故の想定）・タービン発電機トリップ事故
・再循環ポンプトリップ事故
・主蒸気隔離弁「閉」による原子炉隔離事故 など

非常時
運転手順書Ⅲ
導入条件が成立（炉心損傷の確認）

YES

注水ストラテジ・損傷した炉心への注水
・長期の原子炉水位の確保 など
除熱ストラテジ・損傷した炉心の冷却後の除熱 など

アクシデントマネジメントガイド

アクシデントマネジメントガイド

事象整定

事象整定
（残留熱除去系による除熱の確立）※２・未臨界性・炉心の冷却機能
・原子炉格納容器の健全性

通常停止手順

AM設備別操作手順書
手 順 書

重大事故等時において恒設の電源設備，注水設備が使用できない場合に，災害対策本部の実施組織による支援を受けて行う事故対応操作のうち，当直運転員が行う対応
操作及び事故時において当直運転員が行う主要な設備の対応操作を定めた手順書。
ＡＭ設備別操作手順書では，電源確保， 反応度制御， 原子炉注水， 原子炉減圧， 原子炉格納容器冷却， 原子炉格納容器減圧， 原子炉格納容器下部注水， 水素対策， 使用済燃料プ－ル注水，
使用済燃料プ－ル冷却， 除熱， 冷却水確保， 中央制御室居住性確保の13項目ごとに手順を定め，その手順を使用するタイミングを対応操作のフローチャートに明示する。

手順・有効性-75

＜別紙１＞ 手順書の体系と概要（３／３）
【災害対策本部が使用する要領の概要】
災害対策支援要領

重大事故等対策要領

アクシデントマネジメントガイド

要 領

重大事故，大規模損壊等が発生した場合又は 自然現象や大規模損壊等により，多数の恒設の電そのおそれがある場合に，緊急事態に関する 源設備，注水設備等が使用できない場合に，当直
災害対策本部の責任と権限及び実施事項を定 （運転員）が行うプラ ント対応に必要な支援を行うた
めた要領。
め，可搬型設備等によるプラント対応操作を 定めた要領で災害対策要員が使用する。

プラントで発生した事故・故障等が拡大した際の，炉心損傷の防止あるいは炉心が損傷に至った場合における影響緩和のために実施すべき措置を判断，選択するための情報を定めたガイドで，技術支援組織が使用する。

【手順書の適用イメージ（例：全交流動力電源喪失が発生しシビアアクシデントまで事象が進展した場合）】警報発生事象時 系 列▽設備の故障警報
状態異常の警報等

事象ベース（AOP）

事象が進展した場合▼外部電源喪失（外部電源喪失( 275kV，154kV )▽原子炉スクラム▽非常用ディーゼル発電機
自動起動

運転員

警報処置手順書○発生警報ごとに個別に対応

徴候ベース(EOP)

非常時運転手順書Ⅰ（事象ベース）○外部電源喪失に伴う原子炉スクラム操作

シビアアクシデント（SOP）
事象が更に進展した場合▼全交流電源喪失（非常用ディーゼル発電機トリップ）▽原子炉隔離時冷却系による原子炉注水，原子炉水位維持▽残留熱除去系の停止に伴う格納容器圧力等の上昇
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）○徴候ベースでの対応操作
・原子炉水位維持
・格納容器圧力制御 等▼原子炉の水位が低下し，原子炉水位が
燃料有効長頂部に到達▽炉心損傷の有無を判定⇒炉心損傷を判定した場合は，
シビアアクシデントに移行
非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）○損傷炉心への注水 等○恒設設備の喪失に伴う，可搬型設備を用いた代替注水，格納容器の除熱，代替電源の確保等の対応の実施

災害対策本部

手 順 書

ＡＭ設備別操作手順書

災害対策要領○所長を本部長とした災害対策本部の構築し，重大事故等への対応を実施する体制
重大事故等対策要領○恒設設備の喪失に伴う，可搬型設備を用いた代替注水，格納容器の除熱，代替電源の確保等の対応の実施
アクシデントマネジメントガイド○災害対策本部の技術支援組織が使用。プラント状態に応じた注水・除熱を選択する

手順・有効性-76

＜別紙２＞ 手順書の作成にあたって考慮する事項
手順書の作成にあたっては運転操作ミス（誤操作）の防止に配慮して整備を行う
手順書の整備にあたっては，従来より運転操作ミス（誤操作）の防止に取り組んでいる。
重大事故等発生時における対処に係る運転操作は，運転操作ミスの防止に係る重要性がさらに高まることから，手順書の作成にあたっては以下の事項を考慮する。
手順書の作成にあたって考慮する事項
設計基準事故を超える事故に対し，的確かつ柔軟に対処できるよう，必要な手順書類を整備する。
適切な判断を行うために必要となる情報の種類，入手方法及び判断基準を整備する。
ヒューマンエラー防止のための対策事象の進展状況に応じて手順書類がいくつかの種類に分けられる場合には，別の手順書に移行する判断基準を明確にし，手順書間の関係を明確にする。
運転員が操作する際には，操作指示者が確認した上で了解し，実施する。また，必要なステップ毎に適切な職位がダブルチェックする。

重大事故等時における手順書に考慮する事項

炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等（ほう酸注入，海水注
入，格納容器ベント）の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
重大事故等時に運転操作する設備，監視する計器及び通信連絡設備等については，
その他の設備等と識別化しておく。

手順・有効性-77

＜参考＞ 東海第二発電所災害対策本部の体制 （1／2）

災害対策本部は，重大事故等対策を実施する実施組織及びその支援組織の役割分担及び責任者を定め，効果的な重大事故等対策を実施し得る体制を整備（次頁参照）
災害対策本部の体制は，所長を災害対策本部長とし，災害対策本部長代理，本部員及び発電用原子炉主任技術者で構成される「本部」と８つの作業班で構成する。これらの作業班は，機能毎に実施組織及び支援組織に区分され，さらに支援組織は技術支援組織と運営支援組織に区分する。
８つの作業班は，役割分担，対策の実施責任を有する班長を定め，指揮命令系統を明確にし，効果的な重大事故対策を実施し得る体制を整備
要

員

役

割

本部長

災害対策本部の統括・指揮

本部長代理

東海第二の統括，広報及びオフサイトセンター対応の統括

原子炉主任技術者

災害対策本部長への助言

情報班

事故に関する情報の収集・整理，社外機関との連絡調整

広報班

広報に関する関係機関との連絡・調整，報道機関対応

庶務班

災害対策本部の運営，要員・資機材等の調達，医療に関する措置，所内警備，待避誘導，社外関係機関への連絡

消防班

消火活動

保修班

不具合設備の応急復旧，給水・電源確保に伴う措置，可搬型設備の準備と操作，アクセスルート確保，放射性物質拡散抑制対応

放射線管理班

発電所内外の放射線・放射能の状況把握，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する対応と技術的助言

技術班

事故状況の把握・評価，プラント状態の進展予測・評価，事故拡大防止対策の検討及び技術的助言

運転班

プラント状況の把握，事故の影響緩和・拡大防止に係る運転上の技術的助言

当直運転操作に関する指揮・命令・判断，事故の影響緩和・拡大防止に関する運転上の措置

オフサイトセンター派遣

関係機関との連絡・調整

手順・有効性-78

＜参考＞ 東海第二発電所災害対策本部の体制 （2／2）

手順・有効性-79２．有効性評価における事故シーケンスと手順の関連（１／２）

手順・有効性-80２．有効性評価における事故シーケンスと手順の関連（２／２）

手順・有効性-81３．初動対応に当たる要員の配置 （１／４）
夜間及び休日（平日の勤務時間以外）においては，初動対応を担う要員が発電所構内に常駐する体制を整備
有効性評価の事故シーケンスグループ等の事象発生初期に必要となる対応操作を行う要員を，災害対策要員（初動）として発電所構内に常駐
災害対策要員（初動）以外の災害対策要員は，非常招集により参集して初動体制に加わることで，災害対策本部の体制は初動体制（３９人）から全体体制（１１１人）に移行
東日本大震災時の対応経験を踏まえ，情報班員を中央制御室に待機させ，事象発生初期から継続的にプラント
状況や中央制御室の状況が随時災害対策本部に報告されるように体制を強化
災害対策本部（全体体制）

災害対策本部（初動体制）
災害対策要員（初動）：３９人

災害対策要員：１１１人
本部長（所長）（原子力防災管理者）：１人

統括待機当番者（副原子力防災管理者）：１人
現場統括待機者：１人

本部長代理（副原子力防災管理者）：１人
情報班：５人※発電用原子炉主任技術者：１人
本部長代理（副原子力防災管理者）：１人
広報班：４人※ 中央制御室に常駐する情報班員を含む

通報連絡要員（情報班）：１人

庶務班：１７人

通報連絡要員（情報班）（中央制御室に常駐）：１人

消防班：２人自衛消防隊員（消防班）：１１人

自衛消防隊員：１１人

重大事故等対応要員（保修班）：１２人

保修班：３７人

重大事故等対応要員（放射線管理班）：２人

放射線管理班：７人

重大事故等対応要員（運転班）：３人

技術班：３人

当直（運転員）：７人

運転班：６人
当直（運転員）：７人

手順・有効性-82

オフサイトセンター派遣：８人

３．初動対応に当たる要員の配置 （２／４）
初動対応に最も多くの要員を必要とする事故シーケンスについても，対応可能な初動体制の要員を確保（初動体制の要員（３９人）を発電所構内に常駐）
事故シーケンスグループ等のうち全交流電源喪失（TBP※１）は，炉心損傷防止のため，事象発生後 ２時間までに必要となる要員数が最も多く（２４人），かつ事象発生３時間後までの早期に可搬型代替注水中型ポンプを用いた対応が必要な代表的な事故シーケンス※１ TBP：全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁１弁開固着
初動体制の要員

要員数※２

役

割

当直要員

７人

運転操作

災害対策要員（指揮者等）（統括待機当番者，
現場統括待機，情報班員）

３人

状況把握，通報連絡，対応指示

災害対策要員（指揮者等）（情報班員）

１人

通報連絡（中央制御室に常駐）

重大事故等対応要員（運転操作対応）

３人

運転操作（原子炉注水系統構成）

重大事故等対応要員（アクセスルート確保）

２人

がれき撤去（アクセスルート確保の対応がある場合に出動）

重大事故等対応要員（給水確保）

８人

可搬型代替注水中型ポンプを用いた送水対応

重大事故等対応要員（電源確保）

２人

電源車を用いた電源復旧対応

重大事故等対応要員（放射線測定）

２人

放射線管理対応（緊急時対策所エリア
モニタ設置，可搬型モニタリングポスト
設置の対応がある場合に出動）

自衛消防隊

１１人

消火活動がある場合に備え待機※２ 有効性評価では，表中の枠囲みの要員を全交流電源喪失(TBP)の直接的な事故対応に必要な要員として評価。その他の要員は事象の状況により各々の役割の活動を行う。

初動体制の要員（３９人）で，がれき撤去や消火活動等が必要となる場合でも対応可能
発電所構外より参集する災害対策要員に期待する操作は，最も早いものでも事象発生３時間後以降（給油対応）
非常招集から２時間以内に災害対策要員が参集するため，給油
対応（早くて事象発生３時間後以降）を行う要員は確保可能
手順・有効性-83３．初動対応に当たる要員の配置 （３／４）
有効性評価（全交流電源喪失（TBP※１））の事故シーケンスで評価した事故収束に係る対応と必要な要員数は以下のとおり。事象発生３時間後までに初動体制の要員（３９人）のみで可搬型ポンプによ※１ TBP：全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁１弁開固着る原子炉注水が開始できることを確認
参集する要員は，非常招集後２時間以内に参集できる体制としている。万が一，参集できない不測の事
態の場合には，対応操作の優先順位を判断し，必要な操作に初動体制の要員を充てて対応を行う。
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ） （事象発生～１８０分までの状況）
時 間（分）
進展状況

７８

１０

０

事象発生
原子炉圧力1.04MPa到達（全交流動力電源喪失＋（原子炉隔離時冷却系停止）
逃がし安全弁１弁開固着）

１２０ １２５ １３０
災害対策本部(全体体制) 確立

災害対策要員の非常招集
要員数（構内の要員数／必要とされる
要員数）

対応操作と要員数

初 動 要 員当 直

３９人 構内の災害対策要員数は「必要とされる要員数」を満足する

原子炉の
運転状態
監視（７人）

可搬型代替注水中型ポンプ設置完了
系統構成完了原子炉減圧操作・原子炉注水開始

１１１人

１８人

１８人

１２人

（必要とされる要員数の最大（２４人）は，発電所構内に常駐している災害対策要員数３９人を超えない）
原子炉の
運転状況
判断（７人）

中央制御室での対応 （４人：［指揮（１人），補佐（１人），操作（２人）］）
原子炉注水の系統構成（３人）
原子炉注水の系統構成（３人）

給水確保

原子炉注水のための可搬型代替注水中型ポンプの設置（８人）

本 部

１８０

１１人

運転班

※２ 電源確保

１７０

原子炉水位 燃料有効長頂部到達

２４人 有効性評価上で必要とされる要員数
７人

１５２

原子炉注水の流量調整（２人）
可搬型代替注水中型ポンプの操作（２人）

電源回復操作（２人）
災害対策本部の初動対応 （４人：［統括（１人），現場指揮（１人），通報連絡（１人），通報連絡（中央制御室）（１人）］）
燃料補給（２人）

参集要員

原子炉注水の流量調整（２人）※２ この他にも初動体制の要員が構内には常駐していることから，状況に応じて，必要な対応操作を行えるよう，あらかじめ要員に力量を付与させ，多能化する。

手順・有効性-84３．初動対応に当たる要員の配置 （４／４）
災害対策要員（初動）の待機場所は，地震等の自然災害及び重大事故等を考慮し，発電所構内に分散して複数設置【災害対策要員の待機場所】
平日の勤務時間中は，事務本館等で執務する災害対策要員が緊急時対策所に参集し災害対策本部が確立
夜間及び休日（平日の勤務時間以外）は，災害対策要員（初動）が免震機能を持つ
建物や耐震を考慮した建物に待機し，招集の連絡を受け，速やかに緊急時対策所に参集し災害対策本部（初動体制）が確立
災害対策要員のうち，運転班の要員は，
原則中央制御室に参集
地震等の自然現象及び重大事故等による影響を考慮し，災害対策要員（初動）が待機する場所を発電所構内に分散して複数設置
待機に当たっては，災害対策要員（初動）の各々の役割分担も考慮し，待機場
所を分散
発電所構内の災害対策要員（初動）の待機場所

手順・有効性-85

４．災害対策要員の非常招集 （１／５）
夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，非常招集後２時間以内に参集し災害対策本部を確立できる体制を整備
災害対策本部を構成する要員は，夜間及び休日においても，一斉通報システムによる非常招集後２時間以内に緊
急時対策所に参集し，災害対策本部を確立
非常招集により発電所構外から参集する要員７２人については，拘束当番として確保
拘束当番者のうち，特に特定の力量を有する参集要員は，あらかじめ発電所近傍に待機させ参集の確実性を向上＊こ れらの対応により，比較的発電所の近傍に要員が偏在する運用と なるが，仮に村内で特に大きな自然災害等が生じ た場合，要員の一部が健康被害等を 受け，参集性に悪影響を与える可能性が考えられる。その場合でも，発電所から 遠隔地の滞在に比べて発電近傍の滞在の方が，距離・経路・時間の観点で総合的に優越すると判断し ている。また，拘束当番，待機者の多くは，地震や竜巻に対する耐性が高い鉄筋コンクリートの建物内に滞在し ，そのリスクを低減し ている。

一斉通報システムの概要
通報連絡要員（当直発電長）音声
入力

一斉通報装置
事故事象，
緊急招集等の
音声情報

各災害対策
要員
携帯
電話

＜一斉通報システムによる災害対策要員の招集＞通報連絡要員（又は当直発電長）は，一斉通報装置に事故故障の内容及び招集
情報を音声入力し，各災害対策要員に発信する。携帯電話の回線の一部は災害時優先通信の指定を受けている。
自然災害，主には地震によりインフラが損傷し，一斉通報システムが使用できな
い場合も想定されるが，震度4以上の地震では事故・トラブル対応者が，震度6弱
以上の地震では招集連絡がなくても災害対策要員は発電所に参集する扱いとしている。

居住地別の発電所員数

居住地

半径5km圏

半径5～10km圏

半径10km圏外

居住割合

５２％

２３％

２５％
（平成28年7月時点）

・発電所外から参集する要員は，参集訓練実績及び各種ハザードを考慮し参集条件を保守的に設定し（徒歩移動速度：4km/h＊） ，事象発生後2時間以内に参集できると評価 * 参集訓練実績での移動速度約5km/hに対して4km/hと想定手順・有効性-86

４．災害対策要員の非常招集 （２／５）
発電所構外より参集する災害対策要員の参集ルートは，地震及び津波の影響を考慮して設定
発電所が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，通行に支障となる地形的な要因の影響は少ないことから，通行可能な道路を状況に応じて選択して参集することが可能
参集ルートは，津波による浸水を受けない高所を通行するルートを主な参集ルートとして設定
大津波警報発生時は，津波の浸水が想定された道路は参集ルートとして使用しない

手順・有効性-87

４．災害対策要員の非常招集 （３／５）
発電所に参集する要員のうち，一部の要員については，発電所の近傍にあらかじめ待機させることにより，参集の確からしさを向上させることから、事故対応を継続して遂行できる。
発電所外から参集する災害対策本部の要員は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）においても，拘束当番として７２名を確保する。
確保する拘束当番者の選定にあたっては，対象者の居住場所を考慮する。
他操作との流動性が少ない特定の力量を有する参集要員（重大事故等対応要員のうち電源確保
及び給水確保の要員，運転操作の要員）については，参集の確実さを向上させるために，あらかじめ発電所近傍（第三滝坂寮など）に待機させ，２時間以内に７２名が参集できる運用とする。
保修班等において作業に必要な有資格者（大型車両及びクレーンなどの免状取得者）を配置する。
発電所員として約４００名※が所属しているが，事故対応が長期に及んだ場合には，社内において交代要員等を確保し，継続的に収束対応に当たれる体制を整備する。
※ 2022年12月時点

災害対策本部（全体体制）[１１１人]
初動対応要員（３９人）（発電所敷地内に常駐）

参集要員（７２人）（ 発電所外から参集する要員は，拘束当番として確保する）

発電所の近傍に待機させる
参集ルート
主要参集ルート①
主要参集ルート②
迂回参集ルート①
迂回参集ルート②
迂回参集ルート③
迂回参集ルート④

２時間以内に参集できる要員とする居住地が発電所から離れていて２時間では参集できない社員（移動速度：
4km/h）

距離（ｍ）
３，１８０ｍ３，６３０ｍ３，１５０ｍ２，９８０ｍ３，２１５ｍ３，２３０ｍ

発電所の構外拠点から発電所敷地までの参集ルート及び迂回参集ルート【特定の力量を有する参集要員】
・保修班（給水確保，電源確保）
・運転員（運転操作）
等

手順・有効性-88

所要時間
４７分２８秒
５４分１１秒
４７分０１秒４４秒２３分
４７分５９秒
４８分１３秒

４．災害対策要員の非常招集 （４／５）
発電所構内への参集ルートは，敷地の特性を踏まえ，複数の参集ルートを設定することで，参集の確からしさを向上

発電所の参集には必ず国道245号線を通過するため，
同国道の交通状態及び道路状態によりアクセス性に影響を受けないよう，通行距離を短くするとともに，各参集ルートの進入場所を離して複数設定
敷地入口近傍にある送電鉄塔の倒壊による障害を想定
し，鉄塔が倒壊しても影響を受けない参集ルートを設定
敷地高さを踏まえ，津波による影響を受けずに緊急時対策所に参集できるルートを設定
上記の考え方に基づき，以下の参集ルートを設定し，各参集ルートの状況を踏まえて安全に通行できるルートを選定する。
参集ルート
正門ルート
代替正門ルート

発電所構内への複数の参集ルート設定

特徴

通常，発電所に参集するルート
敷地入口の送電鉄塔が倒壊した場合の迂回ルート

北側ルート

敷地入口が通行できない場合の代替ルート

南側ルート

敷地入口及び北側ルートが通行できない場合に，隣接する他機関の敷地内を通行する代替ルート

西側ルート

津波の影響により他ルートが通行できない場合に，隣接する他機関の敷地内を通行する代替ルート①

南西側ルート

津波の影響により他ルートが通行できない場合に，隣接する他機関の敷地内を通行する代替ルート②

隣接する他機関とは，通行に係る運用及び参集ルートに影響する障害物の撤去等に係る運用について取り決めの締結を合意
手順・有効性-89

４．災害対策要員の非常招集 （５／５）
発電所構外より参集する災害対策要員の参集ルートは，地震及び津波の影響を考慮して設定
発電所が立地する東海村は比較的平坦な土地であり，通行に支障となる地形的な要因の影響は少ないことから，通行可能な道路を状況に応じて選択して参集することが可能
参集ルートは，津波による浸水を受けない高所を通行するルートを主な参集ルートとして設定
大津波警報発生時は，津波の浸水が想定された道路は参集ルートとして使用しない

敷地に遡上する津波の遡上範囲想定図

主要な参集ルート茨城県(東海村)の津波浸水想定図

手順・有効性-90５．有効性評価における判断基準
項目

判断基準

炉心損傷防止対策

・燃料被覆管の最高温度≦1,200℃
・燃料被覆管の酸化量≦15％・原子炉圧力＜10.34MPa[gage]
・格納容器圧力＜0.62MPa[gage]
・格納容器温度＜200℃
・敷地境界での実効線量≦5mSv

格納容器破損防止対策

・格納容器圧力＜0.62MPa[gage]
・格納容器温度＜200℃
・Cs-137放出量＜100TBq
・原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力≦2.0MPa[gage]・ＦＣＩによる荷重によって格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと
・格納容器内酸素濃度≦5vol％・溶融炉心による侵食によって格納容器支持機能が喪失しないこと

使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策

・燃料有効長頂部が冠水していること
・放射線の遮蔽が維持される水位が確保されていること
・未臨界が維持されていること

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策

・燃料有効長頂部が冠水していること
・放射線の遮蔽が維持される水位が確保されていること
・未臨界を確保すること （ただし，通常の運転操作における臨界や，燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く）

手順・有効性-91

６．事故シーケンスの選定結果（１／４）
炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定結果（1/2）
事故シーケンスグループ

有効性評価の対象とする
事故シーケンス

主な炉心損傷防止対策

高圧・低圧注水機能喪失

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心
冷却失敗

低圧代替注水系（常設）

高圧注水・減圧機能喪失

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減
圧失敗

過渡時自動減圧機能

外部電源喪失＋非常用D/G失敗＋HPCS
失敗（蓄電池枯渇後RCIC停止）

原子炉隔離時冷却系（RCIC）
低圧代替注水系（可搬）外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心
冷却失敗

高圧代替注水系
常設代替直流電源設備

外部電源喪失＋非常用D/G失敗＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗（HPCS失敗）

原子炉隔離時冷却系（RCIC）
低圧代替注水系（可搬）

崩壊熱除去機能喪失

過渡事象＋崩壊熱除去失敗【RHR故障時】
格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系【取水機能喪失時】
緊急用海水系

原子炉停止機能喪失

過渡事象＋原子炉停止失敗

代替再循環ポンプ停止機能
ほう酸水注入系

全交流動力電源喪失

D/G ：ディーゼル発電機
HPCS ：高圧炉心スプレイ系
RCIC ：原子炉隔離時冷却系
RHR ：残留熱除去系

手順・有効性-92

６．事故シーケンスの選定結果（２／４）
炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定結果（2/2）
事故シーケンスグループ

LOCA時注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）

津波浸水による最終ヒートシン
ク喪失

有効性評価の対象とする
事故シーケンス

主な炉心損傷防止対策

中小破断LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗

低圧代替注水系（常設）
フィルタベント設備又は耐圧強化ベント系

インターフェイスシステムLOCA

破損系統を除く原子炉注水機能
破損系統の隔離
手動減圧

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

津波防護対策
原子炉隔離時冷却系（RCIC）
低圧代替注水系（可搬）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬）常設代替交流電源設備
緊急用海水系

手順・有効性-93

６．事故シーケンスの選定結果（３／４）
格納容器破損防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定結果
格納容器破損モード

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

水素燃焼

有効性評価の対象とする
事故シーケンス

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗－

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）
原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用（ＦＣＩ）

主な格納容器破損防止対策
低圧代替注水系（常設）
代替循環冷却系
緊急用海水系
フィルタベント設備
可搬型窒素供給装置
窒素置換による格納容器雰囲気の不活性化
原子炉手動減圧

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）

ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1ｍに維持する手段
格納容器下部注水系（常設）

手順・有効性-94

６．事故シーケンスの選定結果（４／４）
使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定結果
想定事故

事故シーケンス

主な燃料損傷防止対策

想定事故１

使用済燃料プール注水機能及び冷却機能の喪失

低圧代替注水系（常設）
低圧代替注水系（可搬）想定事故２

使用済燃料プールの漏えい（使用済燃料プール注水機能及び冷却機能の喪失を想定）

静的サイフォンブレーク用配管
低圧代替注水系（常設）
低圧代替注水系（可搬）

運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定
結果
有効性評価の対象とする
事故シーケンス

主な燃料損傷防止対策

崩壊熱除去機能喪失

残留熱除去系の故障＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系）等）

全交流動力電源喪失

外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

低圧代替注水系（常設）
常設代替高圧電源装置

原子炉冷却材の流出

原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣ
Ａ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

待機中のＥＣＣＳ（残留熱除去系（低圧注水系）等）

反応度の誤投入

制御棒の誤引抜き

安全保護系（原子炉出力ペリオド短短（10秒）信号による原子炉スクラム

事故シーケンスグループ

手順・有効性-95７．有効性評価の概要 （炉心損傷防止対策 １／５）
事故シーケンスグループ毎に選定した重要事故シーケンスに対して，整備したシビアアクシデント対策設備が有効であることを確認

事故シーケ
ンスグルー
プ
高圧・低圧注水機能喪失（※１）

安全機能の喪失に対する仮定

評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料被覆管温度（≦1,200℃）②格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）③格納容器雰囲気温度（＜200℃）

高圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系（常設）①338℃

原子炉隔離時冷却系逃がし安全弁（手動減圧）②0.31MPa[gage]

低圧炉心スプレイ系

代替格納容器スプレイ冷却系(常設）③143℃

残留熱除去系

フィルタベント設備
耐圧強化ベント系

高圧注水・減
圧機能喪失

高圧炉心スプレイ系

低圧炉心スプレイ系①711℃

原子炉隔離時冷却系

残留熱除去系②0.04MPa[gage]

自動減圧系

過渡時自動減圧機能（自動減圧）

③90℃

（※１）
評価上期待していないが，残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策として整備した代替循環冷却系も有効である。（以下，残留熱除去系が機能喪失する事故シーケンスグループにおいて同様）

手順・有効性-96７．有効性評価の概要 （炉心損傷防止対策 ２／５）
事故シー
ケンスグ
ループ
全交流動力
電源喪失
（長期ＴＢ）

安全機能の喪失に対する仮定
全交流動力電源喪失評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料被覆管温度（＜1,200℃）②格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）③格納容器雰囲気温度（＜200℃）

原子炉隔離時冷却系①初期値（約309℃)以下

低圧代替注水系（可搬型）②0.28MPa[gage]

逃がし安全弁（手動減圧）③141℃

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
残留熱除去系／残留熱除去系海水系
常設代替高圧電源装置
所内常設直流電源設備（増容量）
全交流動力
電源喪失
（ＴＢＤ・ＴＢ
Ｕ）

全交流動力電源喪失

高圧代替注水系①初期値（約309℃)以下

所内常設直流電源設備

低圧代替注水系（可搬型）②0.28MPa[gage]

原子炉隔離時冷却系逃がし安全弁（手動減圧）③141℃

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
残留熱除去系／残留熱除去系海水系
常設代替高圧電源装置
常設代替直流電源設備
手順・有効性-97７．有効性評価の概要 （炉心損傷防止対策 ３／５）
事故シー
ケンスグ
ループ
全交流動力
電源喪失
（ＴＢＰ）

安全機能の喪失に対する仮定

評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料被覆管温度（＜1,200℃）②格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）③格納容器雰囲気温度（＜200℃）

全交流動力電源喪失

原子炉隔離時冷却系①746℃

逃がし安全弁開固着

低圧代替注水系（可搬型）②0.28MPa[gage]

逃がし安全弁（手動減圧）③141℃

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
残留熱除去系／残留熱除去系海水系
常設代替高圧電源装置
所内常設直流電源設備（増容量）
崩壊熱除去
機能喪失
（取水機能
が喪失した
場合）

海水取水機能原子炉隔離時冷却系①初期値（約309℃)以下（ＤＧ取水機能喪失に伴う全交流動力電源喪失）低圧代替注水系（常設）②0.28MPa[gage]

逃がし安全弁（手動減圧）③141℃

残留熱除去系／緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
所内常設直流電源設備（増容量）手順・有効性-98７．有効性評価の概要 （炉心損傷防止対策 ４／５）
事故シーケ
ンスグルー
プ
崩壊熱除去
機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系

評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料被覆管温度（＜1,200℃）②格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）③格納容器雰囲気温度（＜200℃）

原子炉隔離時冷却系①初期値（約309℃)以下

高圧炉心スプレイ系②0.31MPa[gage]

低圧代替注水系（常設）③143℃

逃がし安全弁（手動減圧）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
フィルタベント設備
耐圧強化ベント系
原子炉停止
機能喪失
（※１）

原子炉スクラム

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ機能）
ほう酸水注入系①872℃②0.20MPa[gage]③115℃

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
残留熱除去系／残留熱除去系海水系（※１）
評価上期待していないが，原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策として整備した代替制御棒挿入機能も有効である。
手順・有効性-99７．有効性評価の概要 （炉心損傷防止対策 ５／５）
事故シー
ケンスグ
ループ
ＬＯＣＡ時注
水機能喪失

格納容器バ
イパス（インターフェイス
システムＬＯＣＡ）

安全機能の喪失に対する仮定

評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料被覆管温度（＜1,200℃）②格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）③格納容器雰囲気温度（＜200℃）

高圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系（常設）①616℃

原子炉隔離時冷却系逃がし安全弁（手動減圧）②0.31MPa[gage]

低圧炉心スプレイ系

代替格納容器スプレイ冷却系(常設）③143℃

残留熱除去系

フィルタベント設備

自動減圧系

耐圧強化ベント系

残留熱除去系（Ｂ）

原子炉隔離時冷却系①初期値（約309℃)以下

残留熱除去系（Ｃ）

低圧炉心スプレイ系②設計基準事故の範囲

高圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系（常設）③設計基準事故の範囲

逃がし安全弁（手動減圧）
残留熱除去系／残留熱除去系海水
系
津波浸水に
よる最終
ヒートシンク
喪失

津波浸水（全交流動力電源喪失と同様）

津波対策及び緊急用海水系を除き全交流動力電源喪失と同様

手順・有効性-100

全交流動力電源喪失と同様

７．有効性評価の概要 （格納容器破損防止対策 １／２）
格納容器
破損
モード
雰囲気圧
力・温度に
よる静的負
荷（代替循
環冷却系を
使用する場
合）

評価結果（判断基準）
安全機能の喪失に対する仮定

重大事故等対策①格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）②格納容器温度（＜200℃）③Cs-137放出量（＜100TBq）④格納容器内酸素濃度（＜5vol％）高圧炉心スプレイ系

常設代替高圧電源装置①0.31MPa[gage]

原子炉隔離時冷却系

低圧代替注水系（常設）②139℃（壁面温度）

低圧炉心スプレイ系

代替格納容器スプレイ冷却系(常設）③7.5TBq（7日間）

残留熱除去系

緊急用海水系④4.0vol％

全交流動力電源喪失

代替循環冷却系
可搬型窒素供給装置
フィルタベント設備

雰囲気圧
力・温度に
よる静的負
荷（代替循
環冷却系を
使用できな
い場合）

高圧炉心スプレイ系

常設代替高圧電源装置①0.47MPa[gage]

原子炉隔離時冷却系

低圧代替注水系（常設）②157℃（壁面温度）

低圧炉心スプレイ系

代替格納容器スプレイ冷却系(常設）③16TBq（7日間）

残留熱除去系

フィルタベント設備④2.6vol％

全交流動力電源喪失

手順・有効性-101７．有効性評価の概要 （格納容器破損防止対策 ２／２）
評価結果（判断基準）
格納容器
破損
モード

高圧溶融物
放出／格納
容器雰囲気
直接加熱
・
溶融燃料－
冷却材相互
作用
・
溶融炉心・
コンクリート相互作用

安全機能の喪失に対する仮定

重大事故等対策①格納容器圧力（＜0.62MPa[gage]）②格納容器温度（＜200℃）③Cs-137放出量（＜100TBq）④原子炉圧力容器破損時の原子炉
圧力（＜2.0MPa[gage]）⑤格納容器内酸素濃度（＜5vol％）⑥コンクリート侵食量（格納容器支持機能が喪失しないこと）

高圧炉心スプレイ系

常設代替高圧電源装置①0.47MPa[gage]

原子炉隔離時冷却系

代替格納容器スプレイ冷却系(常設）②151℃（雰囲気温度）

低圧炉心スプレイ系

格納容器下部注水系（常設）③0.032TBq（7日間）

残留熱除去系

コリウムシールド④0.3MPa[gage]

全交流動力電源喪失

緊急用海水系⑤4.0vol％

代替循環冷却系⑥0cm

可搬型窒素供給装置
フィルタベント設備

手順・有効性-102７．有効性評価の概要（使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策）
使用済燃料プールにおける重大事故に至る恐れがある事故に対して，整備したシビアアクシデント対策設備が有効性であることを確認

想定事故

想定事故１

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能
使用済燃料プール注水機能評価結果（判断基準）
重大事故等対策①燃料有効長頂部の冠水②放射線の遮蔽が維持される水位の確保③未臨界の確保

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水①通常水位から約0.38m下（燃料有効長
頂部は通常水位から約7.26m下）②確保可（放射線の遮蔽が維持される水位は通常水位から約0.86m下）
③確保可

想定事故２

使用済燃料プール冷却機能
使用済燃料プール注水機能

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水①通常水位から約0.62m下（燃料有効長
頂部は通常水位から約7.26m下）

サイフォンブレーク用配管③確保可

手順・有効性-103②確保可（放射線の遮蔽が維持される水位は通常水位から約0.86m下）

７．有効性評価の概要（運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策）
事故シーケンスグループ毎に選定した重要事故シーケンスに対して，整備したシビアアクシデント対策設備が有効性であることを確認

評価結果（判断基準）
事故シー
ケンスグ
ループ

安全機能の喪失に
対する仮定

崩壊熱除去
機能喪失

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

重大事故等対策

残留熱除去系（低圧注水系）①燃料有効長頂部の冠水②放射線の遮蔽が維持される水位の確保③未臨界の確保（通常の運転操作における臨界，又は燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く）①燃料有効長頂部から約4.2m上②確保可（放射線の遮蔽が維持される水位は燃料有効長頂部から約1.7m上）
③確保可

全交流動力
電源喪失

全交流動力電源喪失

低圧代替注水系（常設）①通常運転水位を維持

残留熱除去系海水系

常設代替高圧電源装置②確保可（放射線の遮蔽が維持される水位は燃料有効長頂部から約1.7m上）

所内常設直流電源設備

③確保可
原子炉冷却
材の流出

－

残留熱除去系（低圧注水系）①燃料有効長頂部から約15m上②確保可（放射線の遮蔽が維持される水位は燃料有効長頂部から約2.6m上）
③確保可

反応度の誤
投入

－

原子炉緊急停止系①，②通常運転水位を維持③燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界のみ

手順・有効性-104８．原子炉圧力容器の破損判断●下記パラメータを監視することにより，原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の破損前の徴候を把握するとともに，原子炉圧力容器破損時の判断を確実に行い，対応操作を実施する
パラメータ

破損徴候
パラメータ

考え方

原子炉水位の「低下（喪失）」原子炉水位の低下・喪失により炉心の露出を検知し，ＲＰＶ破損前における事象進展を把握

制御棒位置指示の「喪失数増加」溶融デブリがＲＰＶ下部プレナムに落下し，制御棒位置指
示用ケーブルに接触した際の検知

ＲＰＶ下鏡部温度の 溶融デブリがＲＰＶ下鏡部に堆積し，下鏡部温度が上昇「300℃到達」
することで，ＲＰＶ破損の可能性が高いことを検知
破損判断
パラメータ

格納容器下部水温の「上昇」又は「指示値喪失」

溶融デブリがＲＰＶを貫通しペデスタルへ落下した際に，ペデスタル内の水温計の指示値上昇や，溶融デブリの接触により指示値喪失により，ＲＰＶ破損を判断

事象進展
ＲＰＶ内冷却水喪失
原子炉水位の低下（喪失）

リロケーション

物理現象
破損徴候の検知の
タイミング

適宜監視
（事象進展の把握）

制御棒位置の指示値の喪失
ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達

常時監視

ＲＰＶ破損

手順・有効性-105

：水位計
：水温計

９．ペデスタルにおける設備対策（１／２）
【溶融炉心対策のためのペデスタルの形状変更（コリウムシールドの設置等）】① コリウムシールド設置
溶融炉心によるペデスタル床侵食防止のため，耐侵食性に優れたジルコニア（ZrO2）製コリウムシールドを設置② 床スラブ平坦化
溶融炉心の熱負荷を平準化させるため，すべてのサンプをコンクリートで埋め戻して床スラブを平坦化し，その上部に鋼製の床・機器ドレンサンプを設置③ 溶融炉心凝固のための排水流路形状変更
溶融炉心のサプレッショ・プールへの流下防止のため，サンプの排水流路を熱容量の大きい鋼材でスリット形状に変更し，溶融炉心を流路の途中で冷却・凝固させる。

炉 心
床ドレン
サンプ

機器ドレン
サンプ

原子炉
圧力容器

床ドレン
サンプ
機器ドレン
排水口

床ドレン
排水口

溶融炉心の
落下を想定
油ドレン
サンプ

ペデスタル

機器ドレン
サンプ
①コリウム
シールド

③縦スリットサプレッション・プール

鉄筋
コンクリート

通常水位1mに管理
床ドレン
サンプ

③鋼材

③横スリット（長さ約4m）

排水配管

既設排水配管形状変更前（現状）

形状変更後（対策後）
手順・有効性-106

機器ドレン
サンプ
②コンクリート
埋め戻しで
床スラブを
平坦化

９．ペデスタルにおける設備対策（２／２）
【水蒸気爆発影響抑制のためのペデスタル水位管理対策】①スワンネックの設置
溶融炉心落下時の水蒸気爆発の抑制及び溶融炉心冷却性確保のため，ペデスタルからの排水経路に
高さ1mのスワンネックを設置し，通常時のペデスタル水位を1mで管理＊ペデスタル水位がより高いと 水蒸気爆発の影響が増大し ，水位がよ り低いと 溶融炉心の冷却性が低下することから，両者が成立する水位1mに設定②異物防止柵の設置，スワンネックの多重化
スワンネック周囲に異物防止柵を設置するとともに，スワンネックを多重化し，排水機能の信頼性を向上③ペデスタルへの流入制限弁，ペデスタルからの排水弁の設置・事故発生時，早期に流入制限弁を閉止し，意図せぬペデスタル水位上昇を防止
・ペデスタル水位を1mに調整後，排水弁を閉止し，溶融炉心落下時には確実に1mの水位を確保④水位計，温度計を設置
・ペデスタル内に複数の水位計を設置し，ペデスタルの水位監視や水位調整に利用
・ペデスタル内に複数の温度計を設置し，溶融炉心落下後，速やかにペデスタル注水開始を判断②異物防止柵の設置③流入制限弁の閉止①スワンネック設置（多重化）
1m④水位計，温度計の配置
ペデスタル床面からの高さ105cm×2個
95cm×2個
50cm×2個
20cm×5個：水位計
0cm×5個：温度計③排水弁の閉止手順・有効性-107

１０．大気中へのCs-137放出量評価の内訳●大気中へのCs-137の放出量は，格納容器から原子炉建屋へ漏えいした量と，フィルタベント設備により放出される量を合計して評価している。それぞれの放出量の内訳は下表のとおり。
Cs-137放出量
評価事象

原子炉建屋への漏えい（放出ルート③）

合計

≒0TBq

約7.5TBq

約7.5TBq

S/Cベント≒0TBq

約16TBq

約16TBqD/Wベント

約1TBq

約16TBq

約17TBq≒0TBq

約0.039TBq

約0.039TBq【ケース1】静的負荷（代替循環冷却系を使用する場合）【ケース2】静的負荷（代替循環冷却系を使用できない場合）（参考）
ベント開始時間

格納容器ベント（放出ルート①又は②）【ケース3】高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱
D/W：ドライ ウェル，S/C：サプレッション ・チェン バ

事象発生
約40日後
事象発生
約19時間後事象発生
約53日後

排気筒からの放出（原子炉建屋ガス処理系起動後）●放出量の増加が極めて小さくなるまでの期間として，事象発生時点から100日間の放出量を評価。
●放出ルート①・②についてはベント開始時点から，放出ルート③について
は事象発生時点からの放出量を評価。

原子炉建屋からの漏えい（原子炉建屋ガス処理系起動前）
漏えい

原子炉建屋

●S/Cベントの場合，サプレッション・プール水による除染効果が働くため，
フィルタベント設備の除染効果と相まって，放出量は非常に小さくなる。
●原子炉建屋への漏えい分については，格納容器の漏えい孔での除染効
果や，原子炉建屋内での除染効果を保守的に考慮していないため，比較的大きな数値となっている。これらの除染効果を考慮すると放出量はより小さくなる。
●【ケース3】では，【ケース1，2】に比べてサプレッション・プールでCsが多く捕集され，放出量が少なくなる（LOCA事象でないため，逃がし安全弁を介してサプレッション・プールへCsが移行）

手順・有効性-108

格納容器ベントによる放出③

格納容器から
原子炉建屋への漏えい分

漏えい

② D/W

③

ベント

原子炉建屋ガス処理系（起動後）
代替循環
冷却系

格納容器
① S/C
ベント

フィルタ
ベント設備

１１．有効性評価 ＬＯＣＡ時注水機能喪失（１／４）
【事故シーケンスグループの特徴】●中小破断ＬＯＣＡの発生後，ＥＣＣＳ等の機能の喪失を想定していることが特徴であり，常設低圧代替注水系ポンプ
による原子炉注水や格納容器スプレイ並びにフィルタベント設備による格納容器ベントにより炉心損傷を防止できることを確認した。
従来の対策における事象進展
中小破断LOCA，ECCS等喪失の発生
原子炉水位の低下
炉心損傷

新たな対策を考慮した事象進展

備考① 中小破断LOCA，ECCS等喪失の発生②

原子炉水位の低下③ 逃がし安全弁による原子炉減圧及び常設
低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水（事象発生から約25分）④ 常設低圧代替注水系ポンプによる格納
容器スプレイ（事象発生から約16時間）●高圧代替注水系による原子炉注水も可能○所要時間：約4分（遠隔操作）※●代替循環冷却系による格納容器除熱も可
能●可搬型代替注水中型ポンプによる格納容器スプレイも可能⑤ 常設低圧代替注水系ポンプによる格納容器スプレイ停止（事象発生から約27時間）⑥ フィルタベント設備による格納容器ベント（事象発生から約28時間）○所要時間：約5分（遠隔操作）※●耐圧強化ベント系による格納容器除熱も可能

安定状態※制御盤操作の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認

LOCA：原子炉冷却材喪失事故
ECCS：非常用炉心冷却系

手順・有効性-109１１．有効性評価 ＬＯＣＡ時注水機能喪失（２／４）
概略系統図
③

④⑤
③
⑥

①

①
①
①

7日間の消費燃料：約6.0kL
軽油貯蔵タンク ：約210kL

③④⑤

①
①

7日間の使用量：5,320m3
保有水量：4,300m3

手順・有効性-110

保有水量

保有水量合計8,600m3：4,300m3

１１．有効性評価 ＬＯＣＡ時注水機能喪失（３／４）
破断箇所からの漏洩及び逃がし安全弁からの蒸気流出により原子炉水位は低下（②）

炉心が露出する領域

原子炉減圧時に原子炉水位は一時的に低下するが，常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水により原子炉水位は回復（③）
評価結果●燃料被覆管温度は約616℃（初期値：約309℃)となり，炉心損傷に至らない●外部水源を用いた常設低圧代替注水系ポンプによる格納容器スプレイに伴いサプレッション・プール水位が上昇することから，制限水位到達にて格納容器スプレイを停止し，フィル
タベント設備による格納容器除熱を実施することで，安定状態へ移行

手順・有効性-111

１１．有効性評価 ＬＯＣＡ時注水機能喪失（４／４）●格納容器ベント時の敷地境界での実効線量を判断基準（＜5mSv）に対して十分に低い値に抑制できることを確認●評価上期待していない代替循環冷却系に期待する場合は，格納容器ベントを実施せずに安定状態が達成可能【放出経路のイメージ】【評価結果】③耐圧強化ベント系を用いた排気筒放出

評価対象

敷地境界での
実効線量

フィルタベント設備

約0.41mSv（放出ルート：①＋②）

耐圧強化ベント系

約0.62mSv（放出ルート：①＋③）②フィルタベント設備を用いた放出

原子炉建屋

原子炉建屋
ガス処理系

① D/W
ベント

●フィルタベント設備は放射性物質の除染機能をもつため，耐圧強化ベント系よりも優先的に使用

格納容器
代替循環
冷却系

海水と の熱交換※代替循環冷却系は評価上期待していない。

S/C
ベント●S/Cベントの場合，サプレッション・プール水による除染効果が働くため，D/Wベントより放射性物質の放出量が小さくなる。⇒S/Cベントを優先的に使用フィルタ ベント
設備※格納容器からの漏えいによる線量は，格納容器ベントによる線量と比較して無視できるほど小さいことから考慮していない。

手順・有効性-112

１２．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置●サプレッション・プール水をアルカリ性に保持し，サプレッション・プール水中によう素を捕獲しよう素の放出量を低減することを目的として，サプレッション・プール水ｐＨ制御装
置を自主対策設備として設置する。

【系統概要図】
・薬品タンクを窒素ガスボンベにより加圧し，残留熱除去系配管からサプ
レッション・チェンバに薬液（NaOH）を注入
・サプレッション・プール水をアルカリ性に保持することで，水中に溶解したよう素の気相部への移行を抑制

原子炉格納容器

加圧
原子炉
圧力
容器

薬液タンク
窒素ガスボンベ

ドライウェル

注入

残留熱除去系より

サプレッション・チェンバ

手順・有効性-113

格納容器からの漏えい時やフィルタ
ベント設備使用時における放射性よう素の放出量を低減

１３．同一設備を用いた複数箇所への注水（１／２）
有効性評価における常設低圧代替注水系ポンプを用いた同時注水ケース
ケース

原子炉
圧力容器

原子炉
格納容器

ペデス
タル

使用済
燃料プール

備考

①

378m３/h－－－

事象発生初期の注水段階の流量（最大378m３/h）②

230m３/h

130m３/h－－

原子炉水位の回復，格納容器スプレイによる圧力・温度抑制 （合計360m３/h）③－

300m３/h

80m３/h－

原子炉圧力容器破損後の格納容器スプレイ，ペデスタルの溶融炉心冷却 （合計380m３/h）

114m３/h

原子炉水位回復後の水位維持，格納容器スプレ
イによる圧力・温度抑制，使用済燃料プールへの注水 （合計294m３/h）④

50m３/h130m３/h－

常設低圧代替注水系ポンプによる
ケース①原子炉圧力容器注水
タービンへ

使用済燃料プール

原 子 炉 圧 力容 器

ポンプ容量 約400m３/h
事象発生初期
注水流量最大378m３/h

ドライウェルぺデ
スタル

サプレッション・
チェンバ

サプレッション・
プール←

常設低圧代替注水系ポンプ容量：
約400m３/h（約200m３/h×2台）←
常設低圧代替注水系

手順・有効性-114ポンプ（Ａ），（Ｂ）

代替淡水貯槽

必要量の注水が可能

１３．同一設備を用いた複数箇所への注水（２／２）
有効性評価における可搬型代替注水中型ポンプ又は大型ポンプを用いた同時注水ケース
ケース

原子炉
圧力容器

原子炉
格納容器

ペデスタル

使用済
燃料プール

備考

①

50m３/h130m３/h－－

原子炉水位回復後の水位維持，格納容器スプレイによる圧力・温度抑制 （合計180m３/h）②

50m３/h130m３/h－

16m３/h

原子炉水位回復後の水位維持，格納容器スプレイによる圧力・温度抑制，使用済燃料プールへの注水 （合計196m３/h）

可搬型代替注水中型ポンプの容量：約210m３/h
可搬型代替注水大型ポンプの容量：約1320m３/h

必要量の注水が可能

水源

手順・有効性-115

１４．接続口の位置と可搬型設備により供給できる手段
可搬型設備により供給できる手段

接続口
設置高さ

設置
場所

注
低圧代
替注水

代替格
納容器
スプレイ
冷却

水

代替燃
料プー
ル注水
系

冷 却
格納容
器下部
注水系

格納容
器頂部
注水

代替燃
料プー
ル冷却
系

窒 素

電 源

代替残
留熱除
去系海
水系

可搬型
代替低
圧電源
車

可搬型
整流器

格納容
器窒素
ガス供
給系
(Ｄ/Ｗ)

格納容
器窒素
ガス供
給系
(Ｓ/Ｃ)

格納容
器窒素
ガス供
給系
(ＦＣＶＳ)

(海水系)

11m
盤

8m
盤

高所東側
接続口

○

○

○

○

○

－

－

－

－

－

－

－

高所西側
接続口

○

○

○

○

○

－

－

－

－

－

－

－

原子炉建屋
東側接続口

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

－

原子炉建屋
西側接続口

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

可搬型設備

可搬型代替注水中型ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水
大型ポンプ

可搬型代替
低圧電源車・
可搬型整流器

可搬型窒素供給装置【高所接続口（11m盤）の設置】○全交流電源喪失時の事象進展緩和のためには，可搬型設備を活用した速やかな
原子炉注水や，格納容器冷却及び使用済燃料プールへの注水等が必要。
高所接続口を活用することで，可搬型設備による迅速な注水対応が可能。
○高所接続口は敷地遡上津波の浸水範囲外にあり，津波襲来中でも可搬型設備の移動及び接続に支障はない。

【原子炉建屋接続口（8m盤）の設置】○原子炉建屋側の接続口は，上記の注水手段等に加えて，冷却用海水送水，電源供
給及び窒素ガス供給手段を設置。これらは事象発生後，比較的時間余裕がある対応として必要となるもの。
○敷地遡上津波時等に使用する場合，敷地浸水が排水後，ホイールローダにより障害物を除去し，接続口にアクセスする。（高所接続口を優先的に使用するため事故対応上支障はない）
接続口の位置と 可搬型設備等の移動経路図

手順・有効性-116１５．アクセスルートの成立性について（１／４）
屋内アクセスルートは，地震，津波及びその他の自然現象による影響又は人為事象による影響を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋に，各設備の操作場所までのアクセス
ルートを複数設定する。
屋内での各階層におけるアクセスルートを選定する場合，地震随伴火災のおそれがある油内包
機器又は水素内包機器，地震随伴内部溢水を考慮しても移動可能なアクセスルートをあらかじめ設定する。
建屋屋上にアクセスする際は，地震津波以外の自然現象を考慮し，気象状況をあらかじめ確認
し必要な措置を講じる。

屋内アクセスルートの選定の考え方
中央制御室から原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）へ移動するルートは，原子炉建屋内に設定されるアクセス
ルートを優先して使用することを基本とする。
火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場
合は，迂回路を使用する。
原子炉棟，付属棟（廃棄物処理棟）の各階層を移動する
ルートは，地震，火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所
までアクセスする。
地震随伴内部溢水については，アクセスルートの最大溢水水位を評価した上で影響を受ける可能性があることを想定し，必要な措置を講じる。

手順・有効性-117１５．アクセスルートの成立性について（２／４）
屋内アクセスルートは，想定される影響を評価し，現場操作場所までのアクセスが可能であることを確認している。
屋内アクセスルートについては，重大事故等時に必要となる屋内での現場操作場所までのアクセス性について，地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を評価し，アクセス可能であることを確認
外部起因事象として想定される津波のうち基準津波については，防潮堤が設置されているため，
屋内アクセスルートは影響を受けない。
敷地遡上津波については，屋内アクセスルートが設定されている原子炉建屋が水密化され，影響を受けない。
地震津波以外の自然現象については，屋内アクセスルートの一部のルートは建屋屋上を通行することから，建屋屋上にアクセスする際は気象状況等をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。
地震随伴火災の影響評価

地震による内部溢水の影響評価

屋内アクセスルート近傍の油内包又は水素内包
機器について，地震により機器が転倒し，火災源とならないことを確認

屋内アクセスルートがある建屋のフロアについて，
地震により溢水源となるタンク等の損壊に伴い，各フロアにおける最大溢水水位で歩行可能な溢水高さであることを確認

また，アクセスルート近傍のケーブルトレイ及び電源盤は，「設置許可基準規則」第8条「火災による損傷の防止」における火災防護対策を適用し，火災発生時は自動起動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備を設置することから，消火は可能と考えられるが，速やかなアクセスが困難な場合は，迂回路を優先して使用する。

手順・有効性-118１５．アクセスルートの成立性について（３／４）
設定したアクセスルートを用いた重大事故等時における対応操作に要する所要時間が，有効性評価
における想定時間内に作業が実施できることを確認*
有効性評価における重要事故シーケンスで評価している屋内の現場作業について，有効性評価
における想定時間内に作業が実施できることを確認
経路上の溢水を考慮し，仮に移動時間を1.5 倍とした場合であっても，有効性評価における事象
発生からの作業開始想定時間及びそれ以前の作業の状況を確認した結果，有効性評価想定時
間内に作業が実施可能であることを確認した。
重大事故等時において期待する手順についても，地震随伴火災，地震随伴内部溢水を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認 *アクセスルートの状態に応じて要員が必要な防護装技術的能力における対応手段で期待する主な屋内現場操作
主な対応手段

現場操作

高圧代替注水系の現場操作による起動 ＜別紙1参照＞

原子炉建屋

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧 ＜別紙2参照＞

原子炉建屋

残留熱除去系による原子炉の徐熱

原子炉建屋

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の徐熱

原子炉建屋

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器の冷却

原子炉建屋

全交流動力電源喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器の減圧及び徐熱（現場操作） ＜別紙3参照＞

廃棄物処理棟
格納容器圧力逃がし装置建屋

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水

原子炉建屋

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

原子炉建屋

代替交流・直流電源設備による給電

原子炉建屋付属棟

手順・有効性-119

備を装備した条件での移動や作業性を考慮している。

１５．アクセスルートの成立性について（４／４）
重大事故等時における対応操作は，有効性評価における重要事故シーケンスを踏まえ，あらかじめ定
めた手順書に従い，設定したアクセスルートを用いて現場での対応操作を実施していくため，現場での動線が錯綜することはない。
現場において操作を行う災害対策要員は，要員の役割，操作の場所，操作の順番等が明確であることから，要員の対応操作が重複することや操作指揮が錯綜する等の状況は発生しない。
対応操作に係る手順書には，有効性評価の重大事故シーケンス等を踏まえた操作に係る判断基
準を定め，優先順位を明確にして対応操作を行うことから，対応操作に混乱は生じない。
操作現場に向かう災害対策要員及び中央制御室又は緊急時対策所で操作指揮を行う指揮者は，教育・訓練を通じて対応操作の習熟を深め，混乱を生じさせない。
要員とその役割

現場での対応操作
原子炉建屋▲階での手動弁の操作

指揮者

対応操作Aの要員

現場操作
の実行を
指示

対応操作Bの要員

原子炉建屋●階での手動弁の操作

原子炉建屋付属棟◆階での電源の操作

対応操作A
に合流し
操作を応援

※ 有効性評価における重要事故シーケンス
等を踏まえた手順及び要員の配置を行う
ことから，要員の役割は明確であり混乱は生じない

対応操作Cの要員※ 対応する要員は一連の操作手順，操作場所及び動線（アクセスルート）を教育・訓練を通じて習熟要員の役割と現場での対応操作のイメージ

手順・有効性-120

＜別紙1＞ 現場手動操作による高圧代替注水系の起動（１／２）
〇給水・復水系による原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が故障により使用できない場合で，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合〇現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動し，サプレッション・チェンバを水源として原子炉圧力容器へ注水
・④※１ 原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の閉を確認
・④※２ 高圧代替注水系注入弁及び④※３ 原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁を全開操作
・⑥ 高圧代替注水系タービン止め弁を全開操作 ⇒ 注水開始

操作・確認対象弁
操作手順
④※１
④※２
④※３
⑥
記載例

注水の流れ
駆動用蒸気の流れ

弁名称
原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁
高圧代替注水系注入弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
高圧代替注水系タービン止め弁◯：操作手順番号を示す。①～③，⑤は操作指示と プラント状態確認等※１～◯：同一操作手順番号内に複数の操作又は手順・有効性-121 確認を要する対象弁がある場合，その実施順を示す。

＜別紙1＞ 現場手動操作による高圧代替注水系の起動（２／２）
〇中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）4名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから現場手動操作による高圧代
替注水系起動での原子炉圧力容器への注水開始まで約1時間（58分以内）で可能である。

現場手動操作による高圧代替注水系起動 タイムチャート
手順・有効性-122

＜別紙2＞ 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復（１／２）
〇常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源が喪失し，発電用原子炉の減圧ができない場合は，中央制御室内で逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて発電用原子炉を減圧する手段がある。
中央制御室

蓄電池からの電流の流れ
安全弁駆動用窒素の流れ

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放 概要図
手順・有効性-123＜別紙2＞ 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復（２／２）
〇逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復の操作は，中央制御室対応を運転
員等（当直運転員）1名にて実施した場合，作業開始を判断してから逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放まで55分以内で可能である。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放タイムチャート
・逃がし安全弁要可搬型蓄電池の接続・逃がし安全弁（自動減圧機能）開放（中央制御室）
運転員及び災害対策要員が現場操作場所に向かう屋内アクセスルート

手順・有効性-124

＜別紙3＞格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（１／４）
〇格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を実施し，原子炉格納容器の過圧破損を防止する。
全交流動力電源喪失等により中央制御室から弁操作ができない場合は，現場操作を行う。
〇運転員等は原子炉建屋廃棄物処理棟にて，フィルタ装置入口第一弁（Ｓ／Ｃ側）を遠隔人力操作機構による操作で全開とする。
フィルタ装置入口第一弁（Ｓ／Ｃ側）が開できない場合は，フィルタ装置入口第一弁（Ｄ／Ｗ側）を遠隔人力操作機構で全開とする。
にて，フィルタ装置入口第二弁を遠隔人力操作機構にて全開とし，〇重大事故等対応要員は格納容器ベントを開始する。 ＊第二弁操作に先立ち，プ ルームによる被ばく抑制のためを正圧化する。（次頁参照）
S/C：サプレッション・チェンバ
D/W：ドライウェル

操作・確認対象弁放出蒸気等の流れ

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）概要図
手順・有効性-125

＜別紙3＞格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（２／４）

にて，〇重大事故等対応要員は空気ボンベユニット空気元弁を全開とし，正圧化を開始する。
操作・確認対象弁正圧化用空気の流れ

空気ボンベユニット空気元弁

操作室内を正圧化操作時の要員の被ばくを抑制
空気ボンベユニット（空気ボンベ）の正圧化 概要図
手順・有効性-126

＜別紙3＞格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（３／４）

【現場操作による格納容器ベント】〇サプレッション・プール水位指示値が通常水位＋5.0mに到達した場合，格納容器ベントの手順着手を判断する。フィルタ装置入口第一弁操作を現場にて実施した場合，130分以内で可能である。また，サプレッション・
プール水位指示値が通常水位＋6.5mに到達後，フィルタ装置入口第二弁操作を現場にて実施した場合，30分以内で可能である。 （総要員数：運転員等3名，重大事故等対応要員3名，総所要時間：160分以内）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）タイムチャート
手順・有効性-127

＜別紙3＞格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）（４／４）
【現場操作によるの正圧化】〇格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，空気ボンベユニットにより加圧し，をの居住性を確保する。

〇上記の現場対応を重大事故等対応要員3名にて実施した場合，作業開始を判断してからの正圧化準備完了まで
空気ボンベユニットによる
能である。

〇

の正圧化基準到達から正圧化開始操作までで可能である。

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）タイムチャート
手順・有効性-128で可

１６．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動（１／４）
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，中央制御室からの操作により原子炉隔離
時冷却系（RCIC）及び高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水ができず，かつ中央制御室からの操作及び現場での人力による弁の操作により高圧代替注水系を起動できない場合，又は高圧代替注水系により原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ３）以上に維持できない場合
このような場合には，現場での手動操作によりRCICを起動し，原子炉への注水を行う。
全交流電源喪失及び常設
直流電源系統喪失により，中央制御室からの操作で起動が行えない場合【中央制御室】

原子炉建屋地下2階にて，原子炉
隔離時冷却系（RCIC)の駆動用蒸気の蒸気供給弁を「開」し，ポンプの駆動用蒸気を供給

原子炉建屋内で原子炉隔離時冷却系を起動する際は，操作する要員は防護具（自給式呼吸用保護具及び耐火服）を確実に装着
照明及び通信連絡設備を整備し，操作を確実に行える環境の確保及び指示が確実に伝達される体制を整備
原子炉隔離時冷却系ポンプ室の室温は，通常運転時と同程度と評価され，同室への入室は可能

現場操作での起動不可
原子炉へ注水原子炉隔離時冷却系ポンプ室への入室はポンプ起動時のみで，その後速やかに退室する手順
主蒸気系

原子炉隔離時冷却系の起動操作

ポンプ
駆動用
蒸気

中央制御室操作での起動不可原子炉隔離時冷却系ポンプ

駆動用蒸気の排気
サプレッション・チェンバ

高圧炉心スプレイ系

高圧代替注水系

原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ３）から原子炉水位高（ﾚﾍﾞﾙ８）の間で維持するように原子炉水位計及び可搬型計測器により監視
直流電源喪失時においても，原子炉隔離時冷却系ポン
プ潤滑油の冷却水通水を確保することで，ポンプの継続的な運転が可能崩壊熱の減少に伴い原子炉圧力が低下し，RCICタービ
ン駆動蒸気圧が低下し運転継続が困難になる前に，
ディーゼル駆動の可搬型代替注水中型ポンプ等により注水を継続可能

手順・有効性-129

１６．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動（２／４）
〇現場での人力による弁の操作によりRCICを起動し，サプレッション・
チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水を実施
・⑤ 原子炉隔離時冷却系真空タンク点検口の開放操作及び原子炉隔離時冷却系潤滑油クーラ冷却水供給弁の全開操作⇒冷却水の確保
・⑥※１ 原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁の全開を確認
・⑥※２ 原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁及び⑥※３ 原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁の全開操作
・⑧ 原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁を徐々に開操作することにより
RCICを起動 ⇒ 注水開始
・⑨ 原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を現場手動操作 ⇒ 原子炉水位調整**中央制御室又は現場にて可搬型計測器の接続等により原子炉水位を計測

操作・確認対象弁
注水の流れ
駆動用蒸気の流れ

操作手順
⑤
⑥※１
⑥※２
⑥※３
⑧
⑨
記載例

弁名称
原子炉隔離時冷却系潤滑油クーラ冷却水供給弁
原子炉隔離時冷却系トリップ・スロットル弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
原子炉隔離時冷却系蒸気供給弁
原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁◯：操作手順番号を示す。①～④，⑦は操作指示と プラント状態確認等※１～◯：同一操作手順番号内に複数の操作又は手順・有効性-130 確認を要する対象弁がある場合，その実施順を示す。

１６．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動（３／４）
〇現場手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動した場合は，潤滑油冷却器の冷却水を確保する
ため，真空タンク点検口を開放することにより，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に排水が滞留する。
〇重大事故等対応要員は，発電機，電源ケーブル，水中ポンプ及びホースを設置し， RCICの冷却水の排水を床ドレンサンプに送水する。

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動（排水処理） 概要図
手順・有効性-131

１６．現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動（４／４）
〇本操作は，中央制御室対応を運転員等（当直運転員）1名，現場対応を運転員等（当直運転員及び重大事故等対応要員）8名にて作業を実施した場合，作業開始を判断してから原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水開始まで125分以内，重大事故等対応要員による潤滑油冷却器冷却水の排水処理開始まで300分以内で可能である。

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系の起動 タイムチャート
手順・有効性-132

１７．重大事故等対策における可搬型設備等使用時の動線の確認並びにアクセスルートの頑健性及び冗長性 （１／３）

1. 重大事故等発生時の発電所構内の道路の被害状況把握
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備のアクセスルートとなる発電所構内の道路の被害状況を把握する。
重大事故等発生時においては，災害対策要員は，事務本館等での執務若しくは発電所構内に設けた待機場所に待機しており，招集連絡を受けた場合は，速やかに緊急時対策所又は中央制御室に参集する。
参集する経路上において，確認可能な範囲でアクセス
ルート及び常設重大事故等対処設備等の施設・設備の被害状況を把握する。
発電所構内の各所に設置した津波・構内監視カメラが活用
可能であれば，状況確認に活用する。
津波・構内監視カメラは原子炉建屋屋上（E.L.約64m）及び防潮堤上部（E.L.18m）に中央制御室より遠隔操作が可能
で広範な可動域を有する設置していることから，発電所構内の殆どの箇所を視野に収める。
把握した被害状況を元に，災害対策本部は必要な重大事
故等対策に用いる可搬型重大事故等対処設備のアクセス
ルートを選定し，可搬型重大事故等対処設備を展開する。
要員が参集途上で被害状況を現認する施設・設備の例
・アクセスルート（参集する経路上の視認できる範囲で確認）
・南側・西側保管場所（可搬型重大事故等対処設備含む）
・常設代替高圧電源装置置場
・代替淡水貯槽・可搬型設備接続口（高所接続口，原子炉建屋西側接続口）
等

手順・有効性-133

緊急時対策所までの参集ルート

１７．重大事故等対策における可搬型設備等使用時の動線の確認並びにアクセスルートの頑健性及び冗長性 （２／３）

2. 自然災害，外部事象等への耐性を持つアクセスルートの確保
アクセスルートは自然災害，外部事象等を考慮し，重大事故等発生時においても対応操作が確実に行えるよう耐性を持ったルートを確保する。
可搬型重大事故等対処設備（可搬型設備）は，地震，津波その他の自然現象等の影響を考慮し，複数箇所に分散して保管
可搬型設備が展開するアクセスルートは，地震，津波その他の自然現象等の影響を考慮し，保管場所から接続場所等までのアクセスルートを複数※設定※ １．複数設定するアクセスルートは以下の①，②２つの条件を満足するルート① 基準津波の影響を受けないルート② 基準地震動Ｓｓによる被害の影響を受けないルート，重機による復旧が可能なルート又は人力によるホース・ケーブルが敷設可能なルート
２．上記１．のアクセスルートのうち ，基準地震動Ｓｓの影響を受けないアクセス
ルートのうち 少なくとも１ルート設定する。
３．上記２．のアクセスルートのうち ，敷地遡上津波の影響を 受けないアクセス
ルートを 少なくとも１ルート設定

津波の影響については，基準津波の影響を受けないよう，防潮堤内にアクセスルートを設置

発電所構内のアクセスルート図

敷地に遡上する津波の影響を受けない高所に，基準地震動Ｓｓの影響を受けないアクセスルートを少なくとも1ルート確保し，可搬型設備の保管場所及び緊急時対策所等から接続場所までの移動・運搬が可能
アクセスルートは，基準地震動Ｓｓにより影響を受けない，若しくは重機等で障害物の撤去や道路段差の解消等の復旧をすることにより確保可能(別紙参照)
事象進展に応じた可搬型設備の運用の動線をシミュ
レートし錯綜しないことを確認。また今後の実働訓練を通じて実運用上も問題ないことを確認する。
手順・有効性-134

敷地遡上津波時の最大浸水深分布図と高所接続口

１７．重大事故等対策における可搬型設備等使用時の動線の確認並びにアクセスルートの頑健性及び冗長性 （３／３）

3. 災害対策要員の教育・訓練を通じた力量の確保
災害対策要員は，重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて的確かつ柔軟に対処するために，必要な力量を確保するため，教育及び訓練を計画的に実施する。
アクセスルートの確認，使用するルートの選定，路面の復旧操作，可搬型設備の展開・運用等の対応についても，関連する教育及び実働での訓練を通じて，力量を確保していく。
机上教育にてアクシデントマネジメントの概要を教育する。重大事故の現象に対する幅広い知識を付与
災害対策本部の体制に基づく各班（実施組織及び支援組織）の役割に応じて，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。また，これらの教育を踏まえ，対応操作を習熟することを目的に訓練を実施
必要な教育及び訓練は計画的に実施し，災害対策要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認
重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備し，教育及び訓練を実施
教 育 ・ 訓 練

力量の確認

基本となる教育（実施組織及び支援組織）
防災教育 （原子力防災体制，放射線防護に関する知識等の幅広い知識の習得）
アクシデントマネジメント教育 （基礎的及び専門的知識の習得）

組織毎の教育及び訓練
実施組織

支援組織

役割に応じた教育
重大事故等発生時のプラント挙動等の教育
電源確保及び給水確保等の手順や資機材の取り扱
い方法等の習得のため要素訓練を年１回以上実施

支援組織の位置付け
実施組織との連携及び資機材等に関する教育
役割に応じた要素訓練

発電所総合訓練（原子力防災訓練と兼ねて実施）
実施組織及び支援組織の実効性等を訓練にて総合的に確認するため年１回以上実施
シナリオを非提示とすることで，より実践的な訓練の実施

手順・有効性-135

教育及び訓練の効果の確認
必要な教育及び訓練を計画的に実施
力量の維持向上が図られていることを確認
教育及び訓練の有効性評価を実施
有効性評価の結果は，教育及び訓練
計画書へ反映力量を有していないと判断された場合は，その要員を災害対策要員から外し，再度，必要な教育及び訓練を実施
教育及び訓練の有効性評価を行い，年１回以上の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練については，年２回以上実施する

１８．使用済燃料プールの重大事故等対策の有効性評価の保守性及び対策の冗長性〇使用済燃料プール水の漏えいの有効性評価では，配管の破断によりプール水の漏えいが発生，さらに冷却機能が喪失し，プール水が沸騰して水位の低下が継続することを想定している。
〇この有効性評価の主な保守性（①）と重大事故等対策の冗長性（②）は以下のとおり。
①有効性評価では，事象発生後8時間で注水するが，実際には1時間以内に注水が可能②有効性評価で用いた注水用ポンプ以外にも，複数の代替の注水手段を講じ，冗長性を確保
サイフォン現象による漏えい発生（注水機能・冷却機能の喪失を想定）①

真空破壊弁閉固着を想定② サイフォンブレーク用配管による漏えい停止③

プール水の沸騰④

使用済燃料プール水位の低下【①有効性評価の保守性】●実際には常設低圧代替注水系ポンプを使用可能で，１時間以内に使用済燃料プールへの注水が可能●可搬型代替注水中型ポンプは有効性評価では8時間で注水開始するが，実際には約6.5時間で注水準備可能⑤ 常設代替高圧電源装置からの給電による注水ラインの系統構成【②重大事故等対策の冗長性】⑥ 可搬型代替注水中型ポンプによる使用済燃料プールへの注水（事象発生後約8時間）
使用済燃料プール水位の回復
破断個所の隔離安定状態●常設低圧代替注水系ポンプによる注水も可能●可搬型代替注水中型ポンプは必要容量×2セットあり，
故障時は他方のポンプを使用可能●可搬型代替注水大型ポンプによる注水も可能
手順・有効性-136

＜別紙＞ 使用済燃料プールの重大事故等対策の有効性評価の保守性【 ①有効性評価の保守性】●実際には常設低圧代替注水系ポンプを使用可能で， １時間以内に使用済燃料プールへの注水が可能●可搬型代替注水中型ポンプは有効性評価では8時間で注水開始するが，実際には約6.5時間で注水準備可能
実施箇所・必要人数【 】は他の作業後移動してきた要員

操作項目

経過時間（時間）

当直運転員 当直運転員 重大事故等対（中央制御室）（現場）
応要員（現場）

常設代替高圧電源装置に
よる受電

1人
A
【1人】
A

常設低圧代替注水系ポン
プによる使用済燃料プー
ルへの注水操作

【1人】
A

－

－

状況判断

－

－

10分

－

－

4分
15分

可搬型代替注水大型ポン
プによる使用済燃料プー
ルスプレイ準備操作（可搬型スプレイノズルの設置等）
可搬型代替注水中型ポンプによる使用済燃料プー
ルへの注水

－

－

8人
a～h

【1人】
A

－

【8人】
a～h

注水流量の調整（可搬型
代替注水中型ポンプ）

－

－

【2人】
a，b

その他（注水機能回復，
燃料給油，等）

－

2人
B，C

参集2人

1人

2人

8人＋
参集2人

必要要員合計

2

4

6

8

10

12

実際には常設低圧代替注水系ポン
プにより1時間以内に注水可能

200分

170分

評価上は8時間で注水開始の想定としているが，実際には
約6.5時間で注水準備可能

有効性評価上は8時間で注水開始
適宜流量調整

適宜実施

この他，当直発電長1名，当直副発電長1名及び通報連絡等を行う4名の初動要員が必要※可搬型代替注水中型ポンプの移動・接続や電源接続の訓練等により，時間内に操作可能なことを確認
手順・有効性-137

14

＜別紙＞ 使用済燃料プールの重大事故等対策の冗長性
注水ラインが使用できない場合には，常設スプレイヘッダを用いて注水することができる

常設スプレイヘッダ【②重大事故等対策の冗長性】

スキマ
サージタンク

真空破壊弁
（閉固着）

注水
ライン
通常水位

可搬型スプレイ
ノズル

サイフォン
ブレーク用配管

プール水の沸騰
水位の低下＊プール水の漏えいを想定する有効性評価では，約9.8 時間後にプール水位が放射線の遮蔽を維持できる最低水位に到達し ，原子炉建
屋原子炉棟6階での作業が困難と なる。し かし ，
その場合にも屋外での操作と なる可搬型の代替ポンプによる注水操作は実施可能

可搬型代替注水
大型ポンプ

復水移送
ポンプ
(A)，(B)

使用済燃料
使用済燃料プール
Hx
代替燃料プール
冷却系ポンプ

常設低圧代替注水系
ポンプ (A)，(B)代替燃料プール
冷却系熱交換器

代替淡水貯槽

Hx
復水貯蔵
タンク

Hx
残留熱除去系
ポンプ (A)，(B)

残留熱除去系
熱交換器 (A)，(B)

破断想定箇所

可搬型代替注水中型ポンプ

常設代替高圧電源装置 非常用
ディーゼル
発電機

Ｇ

Hx
Hx
燃料プール冷却浄化系
ポンプ (A)，(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器 (A)，(B)

実際には「評価上考慮しない設備」としている＊可搬型代替注水中型ポンプは２セットあり
故障時は他方のセットを 使用可能

枠内の重大事故等対処設備を用いて事象の収束が可能
手順・有効性-138

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （１／１０）
本資料では，「東海第二発電所 重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について」のうち，下記の「４．事故シーケンスの選定」の着眼点（a）～（d）の観点及び指摘事項への回答について次ページ以降にて説明する。
なお，着眼点（a）～（d）については，原子力規制委員会から発行されている「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止
対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」を基に設定している。

手順・有効性-139

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （２／１０）【重要事故シーケンスの選定に関する補足】
重大事故対策の有効性評価の実施に当たっては，有効性を確認する代表的な事故シーケンス（重要事故シーケンス）を以下の流れで選定する。
・確率論的リスク評価（PRA）から抽出された複数の事故シーケンスに対して，重大事故に対処するための措置が基本的に同じである
事故シーケンスをグループ化（事故シーケンスグループ）する。
・上述の措置の有効性の確認（有効性評価）は，事故シーケンスグループの中から選定した重要事故シーケンスに対して実施する（事故シーケンスグループ内において選定対象とした全ての事故シーケンスに対して同じ措置で対応する）。
・以上より，重要事故シーケンスの選定に当たっては，その対応の厳しさに重きをおいて選定することが適切であるため，着眼点(b)：余裕時間の短さ及び着眼点(ｃ)：必要な設備容量に重きを置き選定する。

手順・有効性-140

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （３／１０）【着眼点】（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）（c)炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）
着眼点(a)～(d)については，それぞれの事故シーケンスの特徴を踏まえ「高」「中」「低」の三段階評価を実施している

着眼点(a)の観点原子炉がスクラムする事象（起因事象）に着目し共通原因等により期待できなくなる緩和設備の数が多ければ「高」，起因事象によって期待できなくなる緩和設備の数が少なければ「低」とする。ここで扱う共通原因とは，系統間の依存性を有するサポート系の故障により複数の設備が機能喪失す
る故障を考える。
＜例＞
全交流動力電源喪失が発生した場合， 電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とする。
サポート系喪失※が発生した場合， 系統間の依存性によって多重性を有する機能の片区分の設備が機能喪失することから「中」とする。
過渡事象が発生した場合，全交流動力電源喪失のように多くの設備が機能喪失する系統間の依存性がないことから「低」とする。
※サポート系喪失：片区分の残留熱除去系海水系故障や交流電源故障等

手順・有効性-141

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （４／１０）【着眼点】（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）（c)炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）
着眼点(a)～(d)については，それぞれの事故シーケンスの特徴を踏まえ「高」「中」「低」の三段階評価を実施している

着眼点(b)の観点
炉心損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間に着目し，事象進展が早いほど余裕時間が短くなるため「高」，事象進展が遅いほど余裕時間が長くなるため「低」とする。
＜例＞
過渡事象又はサポート系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスは，原子炉が自動スクラムする事象であり，事象進展が早いことから「高」とする。
手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスは，原子炉を手動停止させる事象であり，事象進展が緩やかなため「低」とする。

手順・有効性-142

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （５／１０）【着眼点】（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）（c)炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）
着眼点(a)～(d)については，それぞれの事故シーケンスの特徴を踏まえ「高」「中」「低」の三段階評価を実施している

着眼点(c)の観点
炉心損傷防止に際して炉心の冷却に必要となる注水量等，設備容量に着目し，要求が大きいほど「高」，要求が小さいほど「低」とする。
＜例＞
事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が高く原子炉注水に必要な設備容量が大きくなるため「高」とする。
原子炉を手動停止させる手動停止／サポート系喪失（手動停止）を起因とする事故シーケンスは，要求される設備容量が小さいため「低」とする。

手順・有効性-143

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （６／１０）【着眼点】（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）（c)炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）
着眼点(a)～(d)については，それぞれの事故シーケンスの特徴を踏まえ「高」「中」「低」の三段階評価を実施している

着眼点(d)の観点
事故シーケンスグループの代表的な事故シーケンスとして，炉心損傷頻度が高く，事象進展が事
故シーケンスグループの特徴を有しているものを選定する。ただし，「高」，「中」，「低」の分類については炉心損傷頻度のみに着目して選定する。このため，炉心損傷頻度が高いほど「高」，炉心損
傷頻度が低いほど「低」とする。
＜例＞
事故シーケンスグループの中で最も炉心損傷頻度の高いドミナントシーケンスを「高」とする。
事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度に対して1%以上の寄与を持つシーケンスを「中」，1%未満のシーケンスを「低」とする。

手順・有効性-144

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （７／１０）
着眼点「（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る」と炉心損傷頻度(着眼点(d))との相関性について
左の２つの値の掛け算
※

大

小

小

大

過渡事象は，起因事象によって複数の緩和設備が機能喪失しな
いため，着眼点(a)が「低」となる。
サポート系喪失は，起因事象によって複数の緩和設備が機能喪失するため，着眼点(a)が「高」となる。
これらの起因事象は，複数の緩和設備が機能喪失するため条件付炉心損傷頻度が高いものの，着眼点(a)が「低」である過渡事象等に比べて起因事象発生頻度が低い。
これらの値の掛合せである炉心損傷頻度の値は，着眼点(a)が「低」である過渡事象と同等となった。

起因事象発生頻度と条件付炉心損傷確率各々には着眼点(a)との相関性があるものの，それらの掛け合わせである炉心損傷頻度に関しては，着眼点(a) との直接的な相関性はみられない。
※条件付炉心損傷確率：起因事象発生頻度を「１」とした時の炉心損傷確率
手順・有効性-145

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （８／１０）
着眼点「（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い」と炉心損傷頻度(着眼点(d))との相関性について着眼点(b)とCDFとの相関性はない。

PRAでは人的過誤確率（運転員による操作失敗確率）の評価において余裕時間を考慮しているが，本PRAでは起因事象がスクラム事象かどうかで人的過誤確率を切り替えていない（保守的な評価としている）ため，炉心損傷頻度との相関性はない。
手順・有効性-146

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （９／１０）
着眼点「（c)炉心損傷防止に必要な設備容量が大きい」と炉心損傷頻度(着眼点(d))との相関性について着眼点(c)とCDFの相関性はない。

新しく整備する重大事故等対処設備の設備容量の観点から設定している着眼点であり，設計基準
事故対処設備のみを考慮している今回のPRAの炉心損傷頻度との相関性はない。
手順・有効性-147

１９．事故シーケンスの選定方法の着眼点について （1０／１０） ＜参考＞
着眼点「（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している」の補足

事故シーケンスグループの中で最も炉心損傷頻度の高いドミナントシーケンスが「高」となる。
ドミナントシーケンスに対し1%以上の寄与がある場合は「中」，1%未満は「低」となる。

手順・有効性-148

２０．重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析等の保守性
有効性評価に適用する解析コードの選定●各有効性評価事象に対する解析コードの選定
・評価対象の事象毎に，考慮すべき物理現象を抽出し，適用候補コードの特徴を踏まえ，必要な物
理モデルの有無等から適用コードを選定
評価対象の事象毎に，事象推移や注目する評価指標の観点から，考慮すべき物理現象を抽出抽出された物理現象及び国内外での使用実績等を考慮し，評価への適用候補コードを検討

適用コードの選定結果抽出された物理現象とコードの解析モデルの対応（例）

評価対象

適用コード

炉心損傷防止対策（原子炉停止機能喪失以外）

原子炉：ＳＡＦＥＲ
格納容器：ＭＡＡＰ

炉心損傷防止対策（原子炉停止機能喪失）

ＲＥＤＹ・ＳＣＡＴ

格納容器破損防止対策

ＭＡＡＰ

運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策（反応度の誤投入）

ＡＰＥＸ・ＳＣＡＴ

左表にもあるとおり，SAFERは，炉心内の挙動を精緻に扱うことができ，MAAPは，格納容器内の挙動を精緻に模擬できる

次ページで例示するSAFERコードやMAAPコードでは，構造材が保有する熱の冷却材への移行を考慮している。
なお，運転中の中性子照射に伴う炉内構造物の発熱量
は燃料の崩壊熱（事故発生直後に数十～数百MW）に比べて十分小さい。

手順・有効性-149

２０．重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析等の保守性
解析コードの妥当性の確認●有効性評価に用いる各解析コードの妥当性確認
・各解析モデル毎に，既往実験の再現解析等によりモデルの妥当性，実機への適用性や考慮すべき
不確かさを確認

矢印：
冷却水の
流れ

圧力変化

実験値（実線）と計算値（点線）が同じ傾向を示している

燃料被覆管最高温度評価モデルにおけるノード分割図

SAFERコードは，炉心部の熱流動を模擬可能であり，
従来よりBWRプラントのLOCA解析に用いられてきた実績を有する。

水位変化

実験値（横軸）に対して計算値（縦軸）のほうが高く，適切な保守性を有している

解析コードのモデル・実験解析（SAFERコードの例）

手順・有効性-150

２０．重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析等の保守性
解析評価の妥当性・保守性と不確かさの考慮●解析評価における入力条件の設定と不確かさの影響評価
・解析条件として，通常運転中の圧力・水位といった初期パラメータ（初期条件）や，評価の対象となる発生事象（事故条件），
設備の形状・寸法といった設計値（機器条件）等を入力
・安全設備の性能（ポンプの注水特性，熱交換機の容量，水源温度等）は，設計値や適切な保守性を持たせた値を設定
・運転員等による操作時間については，訓練等に基づく実移動時間や操作等に必要な時間に対し，適切な保守性を考慮して設定
・各解析コードや解析条件が有する不確かさについても検討し，評価結果が厳しくなり得るような不確かさについては，傾向分析や感度解析等により影響を確認
感度解析の例項目

解析評価における入力条件の例

判断基準：燃料被覆管の最高温度≦1,200℃（炉心の著しい損傷防止）

主要解析条件ベースケース

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値として設定

低圧代替注水系（可搬型）

最大110m３／h（格納容器スプレイ
実施前）

原子炉圧力(MPa［dif］)

1.5

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

解析条件（可搬型代替注水中型ポンプ２台による注水特性）

代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）

50m３／h（格納容器
スプレイ実施後）設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮し ても確保可能な流量を設定

130m３／hにて格納

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレ
イ流量を考慮し ，設定

容器内へスプレイ

残留熱除去系（サプレッション ・プー
ル冷却系）

熱交換器１基当たり約43MW（サプレッ
ション ・プール水温
度100℃，海水温度
32℃において）

残留熱除去系の設計値として設定
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

外部水源温度35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

設備設置後の使用前検査や定期検査によって，所定の機能が発揮できることを継続的に確認する

手順・有効性-151

判断基準：上記と同じ

感度ケース（注水が55分遅れた場合）注水を遅らせても燃料被覆管温度の上昇は限定的であり，
炉心の著しい損傷を回避できることを確認

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について
実機における大規模な水蒸気爆発の発生可能性●水蒸気爆発については国内外で複数の実験が行われており，それらの結果より，実機において大規模な水蒸気爆発が生じる可能性は極めて低いと考えられる。＜別紙１参照＞
・実機における溶融物（UO２及びZrO２の混合物）を用いた大規模実験として，COTELS，FARO，KROTOS，TROI等の実験が存在
・上記のうち，水蒸気爆発が発生した一部実験では，実機では想定されない外部トリガ（圧縮ガス等
による圧力波）や大きな過熱度を加えており，水蒸気爆発を発生させやすくする条件
・水蒸気爆発が発生した一部実験においても，溶融物の熱エネルギーから機械的エネルギーへの変換効率は小さい（～数％程度）
炉心の著しい損傷が発生し，UO２及びZrO２等が混合した溶融物が冷却水と接触大きな外部トリガや過熱度を与えないと大きな外部トリガや過熱度を与えた場合
でも水蒸気爆発は発生しない

大きな外部トリガや過熱度を与えて水蒸気爆発が発生した場合でも水蒸気爆発に至らなかったケースが複数確認される等，
水蒸気爆発に至る複雑な過程を阻害する要因も存在

機械的エネルギーへの変換効率は小さく，大規模な水蒸気爆発に至っていない
手順・有効性-152

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について
水蒸気爆発に係る影響評価の妥当性検証【水蒸気爆発解析コードＪＡＳＭＩＮＥ】
日本原子力研究開発機構にて開発された，ＳＥ時の伝熱流動現象のシミュレーションが可能な解析
コードであり，実験とのベンチマークによりＳＥ時の挙動を適切に模擬できることが確認されている。

＜検証例＞
ＳＥ実験（KROTOS-44）における圧力履歴の実験結果とＪＡＳＭＩＮＥコードによる解析結果はよく一致していることが確認されている。
（出典：Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User‘s Guide,JAEA）

手順・有効性-153２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について
水蒸気爆発に係る影響評価の妥当性検証【構造応答解析コードＬＳ－ＤＹＮＡ】
汎用有限要素解析コードとして，時間と共に接触条件や構造物形状が変化するような非線形解析が可能であり，自動車産業の他，航空宇宙，防衛，電気機器，建設・土木分野等にも広く適用されている。
＜検証例＞
下部側壁に作用する圧力から機械工学便覧に示されている内圧を受ける円筒の弾性応力算定式にて求めた面外方向応力（下図の青線）は，ＬＳ－ＤＹＮＡコードによる構造応答解析結果（下図の緑線）とよく一致している。

圧力／応力[MPa]

手計算の
インプット
データ

0.77N／mm２ 0.70N／mm２
（手計算）
（解析）

時間[ms]
下部側壁に作用する圧力（平均）面外方向応力（手計算）

面外方向応力（解析）Rr（機械工学便覧 基礎編a3 材料力学）：面外方向応力：により計算し た値：
により計算し た値：内半径（mm）：外半径（mm）：半径方向の座標（mm）：内圧（下部側壁に作用する圧力）（MPa）

手順・有効性-154

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について
圧力容器破損時のペデスタル水位設定の考え方●想定する自然現象の見直しや設計基準事故対処設備の強化に加え，重大事故等対処設備を整備することにより，炉心が損傷し圧力容器が破損に至るような事象の可能性は大幅に低減される。
●注水がデブリ落下後になった場合，ペデスタル底部にてMCCIによりペデスタルのコンクリートが侵食され，格納容器の構造材の支持機能が喪失することで，格納容器の破損に至る可能性があるため，
事前水張※することとしている。
※溶融炉心が落下時に水中で粒子化され，溶融炉心が粒子状ベッドとして堆積し，デブリ冷却性の向上が期待される。
MCCIが継続してプラント運転中
ペデスタルが破損しから水位を格納容器破損に
ペデスタル
1mに維持
至るおそれ

MCCIの発生も防げる水量

水蒸気爆発（可能性小）が発生しても，水位が低いためエネルギーは小さく，ペデスタルの健全性は維持される

注水配管

ペデスタル
注水配管

デブリ
●●●●●●●●●●●①RPV破損②MCCI発生●●●●●●●●●●●●●●●●●●●●●●①RPV破損
デブリが粒子化●●●●●●●●●●●②圧力スパイク
発生●●●●●●●●●● ● ● ●●●●●●●●●●●③MCCI発生抑制

事前水張の場合

デブリ落下後に注水する場合

コリウムシールドの設置によりコンクリートの侵食を抑制（「２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る～」参照）

手順・有効性-155④冠水維持

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について
圧力容器破損時のペデスタル水位設定の考え方●圧力容器の破損を前提とした場合において，ペデスタルにおける水位設定を検討する上では，格納容器への影響の観点から以下を考慮。
・MCCIの影響抑制…溶融炉心の冷却のため，水位は高いほうが良い（前ページのとおり）
・水蒸気爆発の影響抑制…発生を仮定した場合のエネルギー抑制のため，水位は低いほうが良い（ただし，P2のとおり発生の可能性は極めて小さい）●これらを満たす水位として1mを定め，この水位において「水蒸気爆発の影響抑制」ができる（発生を仮定した場合でも，格納容器の健全性に影響がない）ことをP3のとおり確認。

要求水位

スワンネック（水位維持する
役割を有する）

ペデスタル
注水ライン

水蒸気爆発
の影響抑制
各々が満足できる水位として１ｍを定め，水蒸気爆発を仮定し た影響評価を実施

1m

1m

MCCIの
影響抑制

＜水位決定のイメージ＞＜水張状態のイメージ＞

アメリカ，スウェーデン，フィンランド等の諸外国においても，
圧力容器破損前に格納容器下部（ペデスタル）に水張を実施する手順を採用しているプラントが存在する。

手順・有効性-156

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙１＞水蒸気爆発に係る既往の知見●水蒸気爆発の発生に係るメカニズムについては，以下の４段階で説明される。
１）水中に落下した溶融炉心の一部が，粒子化した状態で水中を浮遊・拡散する。その周囲には蒸気膜が形成される。【粗混合】
２）何らかの要因（トリガ）により蒸気膜が不安定化し，局所的に溶融炉心と冷却水の直接接触（液－液接触）が生じる。【トリガリング】
３）直接接触により，急速な蒸気発生及び溶融炉心の細粒化が生じるとともに，その領域が拡大する。【伝播】４）溶融炉心の細粒化の結果、冷却水への熱伝達が促進され、冷却水の急激な蒸発が起こる。この蒸気発生に伴う圧力波が細粒化領域内で重畳し、さらに急峻な圧力上昇が発生する。【膨張（爆発）】トリガプロセスにおける各段階＜水蒸気爆発発生までの流れ＞

2) - 12) - 22) - 3※阿部 他，ベース
トリガ蒸気爆発のトリガ条件に関する
研究

段階

現象の説明

2) - 1
蒸気膜
崩壊

外部トリガ等の外乱により蒸気膜が崩壊する。
溶融液滴が膜沸騰状態を形成し なければ，激し い沸騰とともに固化さ れるため，水蒸気爆発は発生し ない。
逆に蒸気膜がと ても安定ならば，蒸気膜崩壊が発生し な
いため，水蒸気爆発は発生し ない。

2) 2
液－液
接触

液－液接触により熱伝達率が増加する。溶融液滴と 冷却水の接触により界面温度が低下し ，接触界面が固化し ているならば，固－液接触と なり水蒸気爆発は発生し ない。

2) - 3
溶融炉心細粒化

溶融液滴の細粒化現象による飛躍的な接触面積の増加
で伝熱が生じ ，激し い蒸発により圧力波を 発生する。
溶融液滴自身が安定であれば，細粒化は発生し ないため，
水蒸気爆発は発生し ない。
仮に水蒸気爆発が発生し た場合は，大き く圧力が上昇する

2)-1蒸気膜
崩壊2)-2液－液接触2)-3溶融
液滴細粒化

激しい沸騰

固－液接触

安定な液滴

4)水蒸気
爆発あり

水蒸気爆発あり
水蒸気爆発なし

圧力

1)粗混合

水蒸気
爆発なし
安定な蒸気膜
実機で想定される条件において緑枠内に至り，
2)-1～2)-3に至る可能性は極めて小さい

水蒸気爆発の発生する可能性は極めて小さ く，
時間発生し ない場合は緩やかに圧力が上昇する
水蒸気爆発発生時の圧力変化のイ メージ

手順・有効性-157

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙１＞水蒸気爆発に係る既往の知見●以降の複数の実験においては，実機条件との比較のために実機に近い溶融物組成とし，溶融物質
量，溶融物温度，外部トリガの有無等を変化させ，パラメータスタディを行っている。
●KROTOSにおいては，外部トリガを加えた場合の一部で水蒸気爆発の発生あり。一方，溶融物質量が多く，より実機体系に近いCOTELS，FAROにおいては，水蒸気爆発は発生していない。
試験
溶融物組成
ケース
A1
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A4
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A5
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A6
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
COTELS
A8
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A9
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A10
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS
A11
55wt%UO2-25wt%Zr-5wt%ZrO2-15wt%SS（注）溶融物温度は3000～3100Kと見積もられている。
試験名

試験名

FARO

試験名

KROTOS

試験
ケース
L-06
L-08
L-11
L-14
L-19
L-20
L-24
L-27
L-28
L-29
L-31
L-33
試験
ケース
K32
K33
K35
K36
K37
K45
K46
K47
K52
K53

溶融物組成
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
77wt%UO2-19wt%ZrO2-4wt%Zr
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
溶融物組成
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2

溶融物質量
(kg)
56.3
27.0
55.4
53.1
47.7
57.1
55.0
53.0

圧力
(MPa)
0.20
0.30
0.25
0.21
0.45
0.21
0.47
0.27

サブクール度
(K)
0
8
12
21
24
0
21
86

水深
(m)
0.4
0.4
0.4
0.4
0.4
0.9
0.4
0.8

外部
トリガ
No
No
No
No
No
No
No
No

水蒸気爆発
発生
No
No
No
No
No
No
No
No

機械的エネルギ
変換効率(%)
－
－
－
－
－
－
－
－

溶融物質量
(kg)
18
44
151
125
157
96
177
117
175
39
92
100

溶融物温度
(K)
2,923
3,023
2,823
3,123
3,073
3,173
3,023
3,023
3,052
3,070
2,990
3,070

圧力
(MPa)
5
5.8
5
5
5
2
0.5
0.5
0.5
0.2
0.2
0.4

サブクール度
(K)
0
12
2
0
1
0
0
1
1
97
104
124

水深
(m)
0.87
1.00
2.00
2.05
1.10
1.97
2.02
1.47
1.44
1.48
1.45
1.60

外部
トリガ
No
No
No
No
No
No
No
No
No
No
No
Yes

水蒸気爆発
発生
No
No
No
No
No
No
No
No
No
No
No
No

機械的エネルギ
変換効率(%)
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

溶融物質量
(kg)
3.0
3.2
3.1
3.0
3.2
3.1
5.4
5.4
2.6
3.6

溶融物温度
(K)
3,063
3,063
3,023
3,025
3,018
3,106
3,086
3,023
3,133
3,129

圧力
(MPa)
0.1
0.1
0.1
0.1
0.1
0.1
0.1
0.1
0.2
0.36

サブクール度
(K)
22
75
10
79
77
4
83
82
102
122

水深
(m)
1.08
1.08
1.08
1.08
1.11
1.14
1.11
1.11
1.11
1.11

外部
トリガ
No
No
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes

水蒸気爆発
発生
No
No
No
No
No
No
Yes
No
Yes
Yes

機械的エネルギ
変換効率(%)
－
－
－
－
－
－
－
－
0.02
0.05

手順・有効性-158

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙１＞水蒸気爆発に係る既往の知見●TROIにおいては，外部トリガ又は大きな過熱度を加えた（実機に比べて溶融物温度が高い）場合の一部で，水蒸気爆発の発生あり。
●水蒸気爆発が発生した場合でも，機械的エネルギー変換効率（溶融物の熱エネルギーがペデスタ
ルの構造材へ荷重を与えるエネルギーへ変換される効率）は小さい 。
溶融物質量
溶融物温度
試験
溶融物組成
(kg)
(K)
ケース
9
70wt%UO2-30wt%ZrO2
4.3
3,200
8.7
3,800
10
70wt%UO2-30wt%ZrO2
9.2>3,8001170wt%UO2-30wt%ZrO2
8.4
3,800
12
70wt%UO2-30wt%ZrO2
7.7
2,600(注1)1370wt%UO2-30wt%ZrO2
6.5
3,000(注2)1470wt%UO2-30wt%ZrO2
1770wt%UO2-30wt%ZrO2
9.1
1878wt%UO2-22wt%ZrO2
17.0
3,000
21
80wt%UO2-20wt%ZrO2
17.0
2,900
22
80wt%UO2-20wt%ZrO2
17.0
3,600
23
80wt%UO2-20wt%ZrO2
15.0
3,500
25
70wt%UO2-30wt%ZrO2
17.0
3,300
26
80wt%UO2-20wt%ZrO2
TROI
29
50wt%UO2-50wt%ZrO2
11.5
3287wt%UO2-13wt%ZrO2
10.5～3,00034
70wt%UO2-30wt%ZrO2
8～3,00035
70wt%UO2-30wt%ZrO2
5.3～3,00036
70wt%UO2-30wt%ZrO2
8.1～3,0003778wt%UO2-22wt%ZrO2
5.3～3,00038
78wt%UO2-22wt%ZrO2
3.4～3,00039
78wt%UO2-22wt%ZrO2
11.1～3,00040
70wt%UO2-30wt%ZrO2
15.96
2,730(3,360)49
62.3wt%UO2-15wt%ZrO2-11.7wt%Zr-11wt%Fe
14.46
50
59.5wt%UO2-18wt%ZrO2-11.9wt%Zr-10.6wt%Fe
6.3(14.2 load)
2,695(3,420)
51
60.5wt%UO2-16.7wt%ZrO2-12.1wt%Zr-10.7wt%Fe
8.6(14.1 load)
2,650
5261wt%UO2-16wt%ZrO2-12wt%Zr-11wt%Fe（注１）温度計測に問題があり，実際には3,500K以上と推測されている。
（注２）二つの温度計が異なる最高温度（4,000K，3,200K）を示しており，計測の不確かさが大きいとされている。

試験名

圧力
(MPa)

水温度
(K)

水深
(m)

外部
トリガ

水蒸気爆発
発生

機械的エネルギ
変換効率(%)

0.1
0.117
0.111
0.11
0.108
0.105

296
298
296
293
292
285

0.90
0.67
0.67
0.67
0.67
0.67

0.110
0.110
0.110
0.110
0.106

298
297
293
287
283

1.30
1.30
1.30
0.67
0.67

0.104
0.105
0.106
0.312

341
334
305
313
288
285
287

0.67
1.30
0.95
0.95
1.30
1.30
1.30

0.115
0.116

294
285

1.30
1.30

－
－
－
－
－
－
－
－
No
No
No
No
No
－
－
Yes
Yes
Yes
Yes
－
－
－
－
－
Yes
Yes

No
Yes
No
Yes
Yes
Yes
No
－
No
No
No
Steam Spike
Steam Spike
No
No
Yes
Yes
Yes
Yes
No
No
No
－
－
Yes
Steam Spike

－
－
－
－
0.40
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
0.63
0.21
0.50
0.01
－
－
－
－
－
－
－

0.110

手順・有効性-159

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙１＞水蒸気爆発に係る既往の知見●SERENA実験（TROI/KROTOS）では，水蒸気爆発を発生させることを前提に，外部トリガを加えている。 水蒸気爆発が発生した場合でも，機械的エネルギー変換効率は小さい。
試験名

SERENA(TROI/KROTOS)

試験
ケース

溶融物組成

溶融物質量
(kg)

溶融物温度
(K)

圧力
(MPa)

水温度
(K)

水深
(m)

外部
トリガ

水蒸気爆発
発生

機械的エネルギ
変換効率(%)

TS-1
TS-2
TS-3
TS-4
TS-5
TS-6
KS-1
KS-2
KS-3
KS-4

73.4wt%UO2-26.6wt%ZrO2
68wt%UO2-32wt%ZrO2
71wt%UO2-29wt%ZrO2
81wt%UO2-19wt%ZrO2
76wt%UO2-18.3wt%ZrO2-5wt%Zr-0.7wt%U
73.3wt%UO2-18.5wt%ZrO2-4.9wt%Fe2O3-3.3wt%FP
70wt%UO2-30wt%ZrO2
70wt%UO2-30wt%ZrO2
70wt%UO2-30wt%ZrO2
80wt%UO2-20wt%ZrO2

15.4
12.5
15.9
14.3
17.9
9.3
2.4
3.9
0.8
2.3

～3,000
3,063
3,107
3,011
2,940
2,910
2,969
3,049
2,850
2,958

0.4
0.2
0.2
0.2
0.2
0.2
0.4
0.2
－
0.2

301
334
331
333
337
338
302
333
332
332

1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.1
1.1
1.1
1.1

Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes
Yes

0.12
0.28
0.22
0.35
0.06
0.66
0.10
0.08
－(注1)
0.18

KS-5

80.1wt%UO2-11.4wt%ZrO2-8.5wt%Zr

1.7

2,864

0.2

327

1.1

Yes

KS-6

73wt%UO2-20.4wt%ZrO2-4.1wt%Fe2O3-2.5wt%FP

1.7

2,853

0.2

340

1.1

Yes

Yes
Yes
Yes
Yes
Steam Spike
Yes
Yes
Yes
－(注1)
Yes
Energetic
event(注2)Yes（注１）実験失敗（注２）計測失敗

手順・有効性-160

－(注2)
～0

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙１＞水蒸気爆発に係る既往の知見＜参考文献：P10～12の各実験＞【COTELS】
・ M.Kato, H.Nagasaka, COTELS Fuel Coolant Interaction Tests under Ex-Vessel
Conditions, JAERI-Conf 2000-015, 2000
【FARO】
・ D.Magallon ， et al ， Lessons learn from FARO/TERMOS corium melt quenchingexperiments, Nucl. Eng. Des. 189 223-238，1999【KROTOS】【FARO】
・D.Magllon, Characteristics of corium debris bed generated in large-scale fuel-coolant
interaction experiments, Nucl. Eng. Des. 236 1998-2009, 2006
【TROI】
・V.Tyrpekl, Material effect in the fueland solidification mechanism, 2012

coolant interaction : structural characterization【SERENA(TROI/KROTOS)】
・NEA/CSNI/R，OECD/SERENA Project Report Summary and Conclusions，2015

手順・有効性-161

２１．溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について
格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について＜別紙２＞圧力容器破損時の溶融炉心の落下挙動●水蒸気爆発による影響評価においては，溶融炉心が短時間で大量に落下する保守的な条件とする
ため，制御棒駆動機構（CRD）ハウジング一本が一気に落下するような状態を想定。
●一方，CRDハウジングは圧力容器外の下側でサポートにより支持されているため，初期の溶融炉心の流出は，CRDハウジングと圧力容器との溶接部といった間隙より生じると考えられる。
（実機圧力容器を模擬した試験でも，貫通溶接部の間隙より溶融物の流出が確認されている［１］）［１］ T.Y.Chu 他“Lower Head Failure Experiment and Analyses”NUREG/CR-5582，SAND98-2047，1999

CRD
制御棒案内管

原子炉圧力容器
上部サポートビ ーム

CRDハウジング

ハンガーロッド
溶接部
スタブチューブ

圧力容器下鏡板
グリッドプレ ート（出典）General Electric Systems Technology Manual Chapter 2.1
Reactor Vessel System，USNRC HRTD，Rev 09/11

CRDハウジングサポート構造図

手順・有効性-162

CRD概要図２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）
及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について
コリウムシールドの耐熱性・耐侵食性に係る実験●コリウムシールドに採用するジルコニア（ZrO２）製耐熱材については，実機で想定されるより厳しい条件において種々の試験を行い，溶融炉心に対する耐熱性や耐侵食性を確認している。
＜溶融Zrによる侵食試験＞
実機より極めて侵食しやすい条件として，100％
金属Zrの模擬溶融炉心に対する耐侵食性を確認
2100℃においてもZrO２耐熱材はほぼ侵食なし→耐熱材の侵食開始温度を2100℃と設定
治具を動作させることで試験片をるつぼ内に降下させて溶
融金属に浸透させた後，試験片をるつぼから引き上げる＜模擬溶融炉心の落下試験＞
高温で溶融させた模擬溶融炉心をZrO２耐熱材の上に落下させ，侵食の深さや性状を確認
2500℃付近まで昇温した模擬溶融炉心を落下させた場合でも，ZrO２耐熱材は若干黒色化したものの，顕著な侵食やひび割れはなし→ZrO２耐熱材の耐熱性・耐侵食性を確認
2500
電気炉より
模擬溶融
炉心が流入

2000
温度 （℃）

溶融Zr等でコリウム中の金属成分を模擬

水色がZrO2耐熱材側面の温度であり，最高約2500℃まで上昇

1500

1000

500
↓上図の耐熱材試験片を，試験後に上図と同様の角度で見た図
0
0

60

120

180
時刻 （sec）

240

300

ZrO２耐熱材側面の温度測定位置上面から見た図（模擬炉心流入前）
本試験は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，
日立GEニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

手順・有効性-163360

２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）
及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について
溶融炉心によるペデスタル構造への影響評価●前ページの試験結果や，これまでに実施されてきたMCCIに係る種々の実験結果等に基づき評価を行い，溶融炉心が適切に冷却可能であること，格納容器の健全性が維持されることを確認している。
3000
3000
ペデスタル壁面温度
コリウムシールド表面温度（側面）
2500
2500

ペデスタル床面温度

温度 （℃）

コリウムシールド表面温度（床面）

溶融炉心からプール水への除熱速度を小さく見積もる等，保守的な条件とした場合でも，コリウムシールド表面温度は最高
約1945℃に留まり，侵食が生じないことを確認（前ページのとおり， 2500℃までは顕著な侵食やひび割れが生じない）

1500
1500

1000
1000

500
500

上部クラスト側面クラスト

側壁コリウムシールド

側壁コンクリート

プール水

2000
2000

00
0

0

溶融プール

24

24

48

48

72

72

96

120

96

120

144

144

168

168

事故後の時間 （h）

MAAPコードにおけるコリウムシールド表面温度の評価結果

下部クラスト

1000
1000

床コリウムシールド

ペデスタル壁面コンクリート温度

コンクリート表面温度（側面）・炉心溶融物がペデスタル水に落下したときに臨界に至るには，炉心溶融物と冷却材との混合割合が，炉心健全時のように核分裂性核種の含有率（ウラン濃縮度等）に応じた適切な状態となる必要がある。このため，炉心溶
融物がペデスタル水に落下しても臨界に至ることはなく，上述のとおり，MCCIの発生・影響抑制の効果が得られる等の利点がある。
・なお，過去の炉心溶融が発生した事故において，再臨界によりプラントの状態が大きく変化した例はない。

温度 （℃）

MAAPコードにおけるMCCI伝熱モデル

ペデスタル床面コンクリート温度

800
800

床コンクリート

コンクリート表面温度（床面）

600
600

コリウムシールドの厚さや熱抵抗を小さく設定する等，
保守的な条件とした場合でも，コンクリート表面温度は最高約728℃に留まり，侵食が生じないことを確認（コンクリートの侵
食開始温度は約1230℃）

400
400

200
200

00

0

0

24

24

48

48

72

72

96

96

120

120

144

144

事故後の時間 （h）

MAAPコードにおけるコンクリート表面温度の評価結果

手順・有効性-164

168

168

２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）
及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について
溶融炉心によるペデスタル対策設備への影響●ペデスタル内への注水配管については，注水口をペデスタル内壁面と並行な形状とすることで，圧力容器時の溶融炉心等の落下物による閉塞を防止し，確実に注水できる設計としている。
●ペデスタル内の排水配管（スワンネック）やその周囲の異物防止柵等は，圧力容器破損前にペデス
タル水位を1mに維持するために設置しており，圧力容器破損後には溶融炉心によって閉塞・溶融することが考えられるが，下図のとおり問題はない。

↑
閉塞のおそれあり

圧力容器破損前

圧力容器破損後
溶融炉心の落下後はペデスタル内の水が飽和・沸騰状態となり，大規模な水蒸気爆発が生じる可能性はより小さくなる（「21.溶融
炉心による水蒸気爆発に関する～」参照）ため，水位を1mに制御する必要はない。

手順・有効性-165

２２．格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）
及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について
溶融炉心によるペデスタル対策設備への影響＜参考＞溶融炉心をドライ状態のキャビティ（コアキャッチャー）に拡散・冷却するドライキャビティ方式の例
・原子炉容器からの溶融炉心は，犠牲コンクリートと混合されて拡散しやすい状態となった後に，キャビティ（コアキャッチャー）へ拡散する・キャビティ（コアキャッチャー）への拡散後は，犠牲コンクリートと混合されつつ，キャビティの下面からの注水により溶融炉心を冷却・溶融炉心物の安定化（溶融炉心と犠牲材コンクリートとの混合），広がり挙動，冷却水供給後の伝熱等，設備性能に係る基礎的な物理挙動に不確かさが存在する
犠牲材コンクリート

原子炉容器

原子炉容器

＜溶融炉心の拡散＞＜溶融炉心拡散後の冷却＞犠牲材コンクリート
手順・有効性-166

２３．安全対策における深層防護の考慮について
深層防護の考え方（概要）• 原子力発電所においては，リスク源に対する不確実さに対処して顕在化を着実に防ぐため，深層防護の考え方に基づく多重的・多層的な安全対策を講じている。

原子力発電所における安全の目的
人と環境を放射線リスクから防護すること
原子力発電所の安全確保上の特徴
多種・多様の放射性物質を内蔵しており，人と環境に対するリスク源が存在脅威となる自然現象の規模など，どのようなリスクが顕在するかの不確かさが存在
深層防護の考え方（概要）
安全に対する脅威から人を守ることを目的として，ある目標を持った幾つかの障壁（防護レベル）を用意する（原子力分野以外にも活用）
前段否定を原則とし，各々の障壁が独立して有効に機能することにより，安全に対する高度の信頼性ないし確実性を確保する考え方

手順・有効性-167

２３．安全対策における深層防護の考慮について
深層防護の考え方に基づく多層的・多重的な安全対策•

設備の故障や運転員の誤操作の可能性を念頭に，炉心損傷防止／格納容器破損防止のための多層的・多重的な対策を講じる。
（東京電力（株）福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，安全対策の抜本的強化を実施）
異常の発生防止

福島第一原子力発電所事故の教訓を踏ま
えて強化

異常の
拡大防止

事故の
影響緩和

福島第一原子力発電所事故以前からの安全対策（設計基準対象設備）
安全対策の種類

重大事故等への対処
新規制基準に基づき新たに設置（重大事故等対処設備／特重施設）
概 要

異常の
発生防止

設備の故障や運転員の誤操作を防止するための対策

異常の
拡大防止

設備の故障や運転員の誤操作によって異常な状態が発生した場合に，燃料の損傷を防止する対策例）計画外の制御棒の引き抜きを防止するインターロック等

例）炉内パラメータを監視し，異常時にそれを検知して原子炉を停止する。

事故の
影響緩和

重大事故等
への対処

設計基準事故対処設備（福島第一原子力発電所事故以前からの安全対策設備）【設計基準対象設備】

冷却材喪失事故（LOCA）のような設計基準事故が発生した場合にも，著しい
炉心の損傷を防止し，放射性物質を閉じ込めることで敷地外への影響を抑制するための対策

重大事故等対処設備（新たに設置する安全対策設備）【重大事故等対処設備】

一部の設計基準事故対処設備が機能喪失した場合でも著しい炉心損傷を防止するための対策（設計基準事故対処設備との位置的分散を考慮）

例）非常用炉心冷却系による「冷やす」，格納容器による「閉じ込める」の維持

例）原子炉建屋外に設置した代替ポンプによる外部水源からの注水手段の確保

燃料が溶融するような事故が発生した場合も，放射性物質の放出を抑制するために格納容器の健全性を維持する対策
例）コリウムシールドによる溶融炉心-コンクリート反応の防止

特定重大事故等対処施設（更なるバックアップ設備）【特重施設】

原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮した上で，格納容器の健全性を維持するための更なるバックアップ設備

手順・有効性-168

２３．安全対策における深層防護の考慮について
深層防護の考え方に基づく多層的・多重的な安全対策•

重大事故等対処設備（赤字）は，設計基準事故対処設備（青字）と共通の要因で同時に故障することがないように，位置的分散や多様性を考慮した設計とすることで信頼性を確保している。
分散して設置【電源設備の例】

防潮堤を設置（標高20m）

分散して配備【非常用電源】原子炉建屋内に設置【常設の代替電源装置】
原子炉建屋よりも高台に常設の電源を設置【可搬型の電源車】
更なる高台に保管

ディーゼル発電機：３台（海水冷却）

６台（内予備１台）（空冷冷却）

２台×２セット※＋予備１台（空冷冷却）※分散して配備

原子炉建屋への浸水防止対策防潮堤を超える津波が来ても浸水を免れるエリア【標高24ｍの津波で評価】【注水設備の例】
特定重大事故等対処施設は，
設計基準事故対処設備（DB設備）及び重大事故等対処
設備（SA設備）との位置的分
散・多様性を考慮【非常用炉心冷却系等】
原子炉建屋内に設置【常設の代替注水設備】
原子炉建屋外（地下）に設置

内部水源を使用

外部水源を使用
分散して設置手順・有効性-169【可搬型の代替注水設備】
更なる高台に保管（敷地内に複数の水源・接続口を整備）
外部水源を使用
分散して配備２３．安全対策における深層防護の考慮について異常の発生防止主に通常運転に係る設備において，機器の故障／誤操作等によって異常が発生することを防止するために，以下を配慮した設計としている。
確立された規格，基準に基づく設計（適切な余裕の確保，耐震設計）
運転員の誤操作を防止する設計（インターロック，マン･マシンインターフェイス配慮等）
機器故障等が直ちに異常に繋がらない設計（フェイルセーフ，固有の安全性等）

フェイルセーフシステム

装置の一部が故障した場合に，装置が自動的に安全側に働く仕組み。

インターロックシステム

あらかじめ定められた手順と異なる操作をした場
合や条件が整っていない場合に，機器が作動しない，あるいは，それ以上操作を進めることができないようにするなどの安全確保の仕組み。

手順・有効性-170

制御電源が喪失した場合には自動的に炉心に挿入されるようにしている。
制御棒を例にとると…
運転員が誤って引き抜こうとしても引き抜けないようにしている。

２３．安全対策における深層防護の考慮について異常の拡大防止
前段の対策をとっても異常・故障の発生を皆無にできないと考える
異常や故障が生じたとしても，異常を早期に検知し，異常が拡大しないうちに原子炉の停止等の必要な措置を講じて，事故への拡大を防止する
異常を早期検知する監視・警報システムの設計（計装）
異常を検知した場合に，原子炉を緊急に「止める」設計（安全保護系，原子炉停止系）

地震動の感知による原子炉の緊急停止
原子炉建屋内で大きな揺れが感知された場合，原子炉停止系により自動的かつ速やかに原子炉を停止する※ 基礎盤上端で水平動250ガル又は鉛直動120ガル以上を感知した場合※ 地震動は，まずＰ波が対象地点に到達して初期微動が始まり，その後にＳ波が到来して主要動が始まる
振幅

初期微動

主要動

時間

手順・有効性-171

２３．安全対策における深層防護の考慮について
事故の影響緩和
前段の対策をとっても異常・故障の拡大（事故の発生）があると考える
原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）など設計基準において想定する事故（設計基準事故）に対して，著しい炉心損傷の発生及び周辺環境への放射性物質の放出を防止する
事故時に原子炉を「冷やす」設計（非常用炉心冷却系（ECCS））
放射性物質を「閉じ込める」設計（格納容器，格納容器スプレイ等）
設計基準内の外部事象（自然現象）に対して安全機能を維持する設計とする※ 設計基準事故は，非常用炉心冷却系などの安全上特に重要な安全施設の設計の妥当性を確認するために想定する事故のこと。
手順・有効性-172

２３．安全対策における深層防護の考慮について
重大事故等への対処（著しい炉心損傷の防止）
前段の対策をとっても重大事故に至る可能性があると考える
想定を超える事故によって，前段までで整備した安全機能の一部が喪失した場合に対しても，著しい炉心損傷の発生及び周辺環境への放射性物質の放出を防止する
多重故障・共通要因故障等により，設計基準事故の発生とその緩和設備の安全機能が喪失することを想定し，炉心損傷を防止するための対策を検討
設計基準を超える外部事象（自然現象）が発生した場合の検討も実施する
共通原因による安全機能の一斉喪失などを想定した事故シーケンスの分析
事故シーケンスの分析の例

確率論的リスク評価等による網羅的な事故シーケンスの分析※

炉心損傷防止／格納容器破損防止のための対策
※確率論的リスク評価手法が確立していない自然現象についても， 設計基準を超える場合の定性的な分析を実施

手順・有効性-173

２３．安全対策における深層防護の考慮について
重大事故等への対処（格納容器破損防止）
前段までの対策をとっても著しい炉心損傷が発生する可能性があると考える
格納容器の健全性を維持し，大規模な放射性物質の放出を防止するための対策を講じる
著しい炉心損傷が発生した場合に想定される格納容器の健全性維持の観点から脅威となる物理・化学現象に対する対策を実施（重大事故時の環境条件に対する耐性を考慮）※更に過酷な状況に陥った場合も想定し，大規模損壊に対する手順を整備【⽔素燃焼】＜可燃性ガスの発⽣源＞①⽔－ジルコニウム反応
⽔放射線分解溶融炉⼼・コンクリート相互作⽤【格納容器過圧・過温】
格納容器内の除熱ができず、温度・圧⼒が上昇する事象
格納容器除熱⼿段の強化

⽔素濃度⼜は酸素濃度を可燃領域外に維持【格納容器雰囲気直接加熱】
圧⼒容器が⾼圧（2MPa以上）の状態で破損した場合、粒⼦化した溶融炉⼼が格納容器の雰囲気を直接加熱し、格納容器内の温度・圧⼒が急激に上昇する事象
圧⼒容器破損前の減圧⼿段の強化【溶融炉⼼・コンクリート相互作⽤】
圧⼒容器から落下した溶融炉⼼がコンクリートに侵⾷⇒可燃性ガス発⽣、構造強度の低下【溶融燃料－冷却材相互作⽤】
炉圧⼒容器から落下した溶融炉⼼が下部の⽔と反応し、急激な蒸気発⽣による格納容器の圧⼒上昇

溶融炉⼼の冷却

融点の⾼い材料でコンクリート保護

落下箇所の⽔位管理手順・有効性-174

２３．安全対策における深層防護の考慮について（参考）IAEAにおける深層防護
深層防護レベル（INSAG-10）「原子力安全の基本的考え方について」第Ⅰ編 別冊 深層防護の考え方, AESJ-SC-TR005(ANX):2013, p.51より抜粋

手順・有効性-175

２４．LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に関する知見及び原子炉停止機能への影響等について
炉心損傷後における原子炉圧力容器へのほう酸水注入について•

炉心の著しい損傷後に原子炉圧力容器への注水を行う場合，重大事故等対処設備であるほう酸
水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を併せて実施する手順としている。
設置変更許可申請書 添付書類十 追補１「1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」より抜粋

全ての注水手段に併せて，ほう酸水の注入を実施する旨を記載

通常運転中の炉心は臨界を維持しやすい形状に設計されている。
このため，一般に，炉心が著しく損傷すると臨界になりにくい方向への変化となるが，不確かさへの備えとして，より確実に未臨界を維持するためにほう酸水を注入する手順としている。

原子炉圧力容器への注水手段

手順・有効性-176

２４．LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に関する知見及び原子炉停止機能への影響等について
炉心損傷過程における臨界性について• 原子炉の水位低下によって炉心が露出すると，崩壊熱によって燃料被覆管の温度が上昇する。被覆管温度が1200℃程度に到達すると，被覆管の酸化反応（水－ジルコニウム反応）が著しくなること
で燃料被覆管温度が急激に上昇し，制御棒の溶融とともに広範な炉心損傷に至る。
• 炉心損傷過程における原子炉は，以下の理由より，臨界となりにくい状態にある。
①炉心部に水がほとんどない状態では，核分裂の連鎖反応に必要な中性子の減速がされないこと②燃料温度の上昇に伴い，ドップラ効果による負の反応度が添加されること【炉心損傷と臨界性について】• 通常運転中の炉心は臨界を維持しやすい形状に設計されている。炉心損傷では，この形状が変化する。
• 臨界を維持するために必要な減速材（水）がほとんどない。
• 燃料棒の温度が上昇すると，238Uによる中性子吸収が増加し（ドップラ効果），核燃料である235Uに吸収される中性子の割合が減少。
いずれも臨界になりにくい状態変化

シビアアクシデント時に炉心燃料材料に生じる現象※「軽水炉燃料のふるまい」（原子力安全研究協会）を基に作成
温度

主要な熱源と温度変化（約2850℃）

UO2の融点（約2600℃）

ZrO2の融点（約1760℃）〔燃料関連の温度〕

水－ジルコニウム反応による温度急昇

ジルカロイの融点
溶融ジルカロイによる
UO2溶解（約1450℃）

ステンレス鋼の融点（約1200℃）

Fe/B系の共晶温度
崩壊熱による
温度上昇〔制御棒温度〕
制御棒の温度上昇は主に燃料棒からの輻射による（制御棒温度≦燃料棒温度）（約285～345℃）

手順・有効性-177※水－ジルコニウム反応
は発熱反応のため，被覆
管温度の上昇を引き起こし，それにより水－ジルコニウム反応が促進される（被覆管温度が急昇する）

燃料被覆管温度（運転中）

２５．原子炉停止系統の信頼性について
発電用原子炉を未臨界にするための設備〇プラントで故障や異常が発生した際に発電用原子炉を未臨界にするための主な設備は以下のとおり。
制御棒を炉内に挿入することで核分裂の連鎖反応を停止＜核分裂の連鎖反応の停止＞プラントでの故障や異常の発生

原子炉

原子炉緊急停止系による自動／手動原子炉スクラム※１※1 原子炉モードスイッチ「停止」を含む

燃料代替制御棒挿入機能※２による自動／手動原子炉スクラム

ドライウェル※2 原子炉緊急停止系とは分離した論理回路

その他の手段※３による原子炉スクラム※3 中央制御室の裏盤や現場操作による原子炉スクラム操作

原子炉へのほう酸水注入←
ほう酸水を原子炉内に注入することにより，核分裂の連鎖反応を停止

原子炉再循環ポンプをトリップし，炉心流量を低下させ，炉内の冷却材中における気泡（ボイド）の割合を増加させることにより原子炉出力を抑制←
原子炉再循環ポンプ＜原子炉の出力抑制＞

再循環ポンプトリップ機能による再循環ポンプトリップ→
原子炉再循環ポンプ
サプレッション・
チェンバ

代替再循環ポンプトリップ機能※４による再循環ポンプトリップ※4 再循環ポンプトリップ機能とは分離した
論理回路

サプレッション・
プール〇原子炉停止機能喪失により炉心損傷に至る頻度
・設計基準事故対処設備（青字）のみに期待した場合：2.5×10－8／炉年
・重大事故等対処設備（赤字）にも期待した場合：1.2×10－11／炉年＊＊各起因事象が発生したときにシステムが機能喪失する確率：～9.5×10－11

手順・有効性-178

２５．原子炉停止系統の信頼性について
プラントで故障や異常が発生した際に発電用原子炉を未臨界にするための設備〇設計基準事故対処設備である原子炉緊急停止系は，プラントで故障や異常が発生した際に，監視装置によって事象を早期に検知して信号を出し，制御棒を炉内に挿入することで核分裂の連鎖反応を停止させ，未臨界を維持する。
〇原子炉緊急停止系は，下図のとおりA系，B系で構成され，両系の作動時に原子炉がスクラムされる。
A系，B系いずれも，原子炉水位低（レベル３）等のスクラム要素に対して多重性を有する設計としており，中央制御室での操作による作動も可能である。また，電源喪失等の故障により原子炉スクラムの信号が発信する，フェイル・セーフ設計となっている。
〇原子炉スクラムの信号を受けて，スクラム・パイロット弁が動作し，アキュムレータの圧力により制御棒が挿入され，未臨界を維持する。
原子炉水位低A1
検出器
いずれか
でOK

多重化

レベル８

原子炉水位低A2
検出器

スクラム
パイロット弁へ（制御棒が挿入
される）

両方
必要

原子炉水位低B1
検出器
いずれか
でOK

多重化
原子炉水位低B2
検出器

原子炉緊急停止系の概略系統図（原子炉水位低の例）

レベル３
レベル２
レベル１
燃料有効長頂部＜他のスクラム要素の例＞
・中性子束高・ドライウェル圧力高・主蒸気隔離弁閉
・地震加速度大 等

手順・有効性-179

原子炉水位

２５．原子炉停止系統の信頼性について
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 (1/3)
〇原子炉緊急停止系の代替設備のひとつである代替制御棒挿入機能は，原子炉水位異常低下（レベル２），原子炉圧力高の信号により制御棒を挿入させることで，核分裂の連鎖反応を停止させ，未臨界を維持する。
〇当該設備の論理回路は，原子炉緊急停止系の論理回路とは電気的・物理的に分離し，独立した盤とすることで，原子炉緊急停止系と同時に機能を損なわない設計としている。また，原子炉緊急停止系と同様に多重性を有する設計（下図）としており，さらに中央制御室での操作による作動も可能としている。
〇上記の論理回路からの信号を受けて，代替制御棒挿入機能用電磁弁が動作し，アキュムレータの圧力により制御棒が挿入される。
原子炉緊急停止系とは別の論理回路

原子炉水位異常低下A
検出器

多重化

いずれか
でOK

レベル８

原子炉水位異常低下B
検出器

レベル３

両方
必要

原子炉水位異常低下C
検出器

多重化
原子炉水位異常低下D
検出器

代替制御棒挿入機能用電磁弁へ（制御棒が挿入
される）

レベル２
レベル１
燃料有効長頂部

いずれかでOK
代替再循環系
ポンプトリップ機能へ

代替制御棒挿入機能の概略系統図（原子炉水位異常低の例）
手順・有効性-180

原子炉水位

２５．原子炉停止系統の信頼性について
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 (2/3)
〇原子炉緊急停止系の代替設備のひとつである代替再循環ポンプトリップ機能は，代替制御棒挿入機
能と同じ信号を受けて原子炉再循環ポンプをトリップし，炉心流量を低下させる設備であり，炉内の冷却材中における気泡（ボイド）の割合が増加することにより，原子炉出力を抑制※する。
※原子力発電所では擾乱により原子炉出力が上昇した場合，ボイドが増加して原子炉出力が低下する設計としている〇当該設備の論理回路は，原子炉緊急停止系の論理回路とは電気的・物理的に分離し，独立した盤とすることで，原子炉緊急停止系と同時に機能を損なわない設計としている。また，原子炉緊急停止系と同様に多重性を有する設計（下図）としており，さらに中央制御室での操作による作動も可能としている。
〇上記の論理回路からの信号を受けて，原子炉再循環ポンプの遮断器が開放され，原子炉再循環ポン
プがトリップする。
原子炉緊急停止系とは別の論理回路

原子炉水位異常低下A
検出器
いずれか
でOK

多重化

左図の論理
回路より

原子炉水位異常低下B
検出器
両方
必要

原子炉水位異常低下C
検出器

代替制御棒挿入機能用電磁弁へ

いずれか
でOK

多重化
原子炉水位異常低下D
検出器

2台の遮断器のうちいずれかの開放でポンプがトリップ

原子炉再循環ポンプA
代替再循環
ポンプトリップ機能へ（原子炉再循環ポンプの遮断器が開放される）

代替再循環ポンプトリップ機能の概略系統図（原子炉水位異常低の例）
手順・有効性-181

原子炉再循環ポンプの遮断器の構成（A系の例であり，B系も同様の構成）

２５．原子炉停止系統の信頼性について
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 (3/3)
〇ほう酸水注入系は，原子炉緊急停止系， 制御棒及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの機能が喪失した場合においても，炉心底部のほう酸水注入ノズルから原子炉へほう酸水を注入することで，核分裂の連鎖反応を停止させ，未臨界を維持することを目的として設置している。
〇ほう酸水注入系のポンプ及び注入弁は多重化されており，確実にほう酸水が注入される設計となっ
ている。
凡

例

：爆破弁
MO

AO

格納容器

原子炉建屋
原子炉棟
MO

：電動弁

注入弁(A)：空気作動弁：逆止弁

ほう酸水注入ポンプ(A)

※

ほう酸水
貯蔵タンク

AO

原子炉
圧力容器へ
※逆止弁構造であり，ポンプ起動時はポンプの圧力により開状態となる（ポンプが起動していないときでも，圧縮空気の供給により開閉試験が
できる）

MO

注入弁(B)

ほう酸水注入ポンプ(B)

ほう酸水注入系の概略系統図

手順・有効性-182

２５．原子炉停止系統の信頼性について
重大事故等対策の有効性評価〇運転時の異常な過渡変化の発生後，原子炉緊急停止系が喪失することを想定して，重大事故等対策の有効性を計算シミュレーション等により確認している。
〇有効性評価のシナリオは以下のとおりであり，代替再循環系ポンプトリップ機能及びほう酸水注入
系のみで未臨界に至る。
・故障等により主蒸気隔離弁が誤閉止する事象が発生し，原子炉緊急停止系による原子炉スクラ
ムにも失敗する（原子炉圧力の上昇による反応度印加の観点で，事象進展の早さ及び必要な設備
容量の観点で厳しい事象を選定）。
・原子炉スクラム失敗後，代替再循環系ポンプトリップ機能及びほう酸水注入系により負の反応度を投入し，未臨界に至る。
〇炉心の著しい損傷を防止するための判断基準（燃料被覆管温度及び原子炉圧力）を満足する結果が得られている。
①主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇によりボイドが減少することで，原子炉出力が上昇

評価項目に対する結果

中性子束（％）

１．中性子束（％）

評価項目③約131秒後に給水・復水系停止に伴う原子炉水位の低下により原子炉出力が低下

燃料被覆管温度（℃）②主蒸気隔離弁の閉止に伴う給水加熱喪失により原子炉出力が上昇④ほう酸水注入系によるほう酸水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

事故後の時間（min）

有効性評価シナリオ（主蒸気隔離弁誤閉止）における事故後の時間に対する中性子束

手順・有効性-183

原子炉冷却材圧力
バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

評価結果（判断基準）
約872（＜1,200）

約8.49（＜10.34）

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
残余のリスクについて（１／２）• 本資料中における「残余のリスク」とは，安全対策※を講じた後になおも残るリスクのことを指す。
※安全対策とは，重大事故等対処施設や新たに整備した手順のことをいう

内部事象

安全対策により低下したリスク

地震【残余のリスク】
・安全対策してもなおも残るリスク。
（多数の独立した機器故障が重畳する事象，防潮堤が損壊する高さの津
波の襲来 等）

津波

その他の
外的事象

安全対策前

安全対策後

残余のリスクのイメージ図

手順・有効性-184

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
残余のリスクについて（２／２）• 残余のリスクの定量化には確率論的リスク評価（PRA）手法を用いる。

内部事象

安全対策により低下したリスク定量化可能な事象
・内部事象PRA
・地震PRA・津波PRA（論点No.152-9ページ以降で説明）

地震

津波

その他の
外的事象

安全対策前

安全対策後

残余のリスクのイメージ図

手順・有効性-185

その他の外部事象については，
PRA評価手法が確立していないため，内部事象，地震，津波PRAのい
ずれかのシナリオに包絡されることを確認している。
（論点No.152-18ページ以降で説明）２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
残余のリスク定量化手法について（１／３）•

PRAの実施イメージ（詳細は，参考３「PRA補足資料」に示す。）
原子力発電所のPRAでは，以下の2つの論理ツリーを用いて評価する。
イベントツリーイメージ
止める
過渡事象

原⼦炉
停⽌系
成功

失敗

冷やす
⾼圧
ECCS

原⼦炉
減圧

閉じ込める
低圧
ECCS

全ての炉心損傷頻度を足し合わせて全炉心損傷頻度を算出する。
単位は【／炉年】で算出され，【／炉年】とはプラントが1年間出力運転した場合の炉心損傷事故の発生回数を表す

格納容器
最終状態
除熱
安定状態

フォールトツリーイメージ

炉⼼損傷
安定状態

低圧ECCS故障

炉⼼損傷
炉⼼損傷

OR

炉⼼損傷
炉⼼損傷

全ての分岐にはフォールトツリーが設定されている。

フロント系
故障

サポート系
故障

OR

AND

弁故障

ポンプ故障

電源故障
（常⽤）

電源故障
（⾮常⽤）

（確率値）

（確率値）

（確率値）

（確率値）

手順・有効性-186

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
残余のリスク定量化手法について（２／３）•

安全対策によるリスクの低減効果を確認するため，設計基準事故対処設備のみの評価と重大事
故等対処施設にも期待したPRAを実施し低減効果を確認した。PRAの実施イメージを下記に示す。
設計基準事故対処設備のみに期待したイベントツリー
過渡事象

原子炉
原子炉
格納容器
停止系（DB） 注水系（DB） 除熱（DB）

成功

IE

Q2

Q1

最終状態

〇設計基準事故対処設備のみに期待した場合
IE×Q1〇重大事故等対処施設にも期待した場合
IE×Q1×P1⇒格納容器除熱（SA）が追加されたことにより，確率値P1
分炉心損傷頻度が低下する。

炉心損傷頻度
（／炉年）

安定状態

失敗

炉⼼損傷

IE× Q1

Q3

炉⼼損傷

IE× Q2

炉⼼損傷

IE× Q3

重大事故等対処施設にも期待したイベントツリー
過渡事象

IE

失敗

原子炉
停止系（DB）

原子炉
停止系（SA）

原子炉
注水系（DB）

原子炉
注水系（SA）

成功
Q2

P1

P2

格納容器
除熱（SA）

最終状態

安定状態
炉⼼損傷

P1

安定状態
炉⼼損傷

IE× Q2 × Q1
×P1
IE× Q2 ×P2

・・・

・・・

手順・有効性-187

IE× Q1 ×P1

安定状態

Q1

炉⼼損傷

（省略）

炉心損傷頻度
（／炉年）

安定状態

Q1

Q3

【略語】
DB:設計基準事故対処設備
SA：重大事故等対処施設
IE：起因事象
起因事象とは通常の運転状態を妨げる事象であって，炉心損傷，格納容器機能喪失，及び放射性物質などの放出を伴う事故へ波及する可能性のあるもの。

格納容器
除熱（DB）

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
残余のリスク定量化手法について（３／３）•

日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準（レベル１PSA編）」に準拠し，以下の手順で内部事象レベル１ＰＲＡを実施
プラント構成・特性の調査

・プラントの設計・運用管理に係る情報を収集

起因事象の選定と発生頻度の評価

・炉心損傷に至る可能性のある事象を起因事象として選定し，その発生頻度を評価

成功基準の設定・炉心損傷の防止に必要な緩和設備の組合せを成功基準として設定

事故シーケンスの分析・選定した起因事象に対して，成功基準を踏まえて事故シーケ
ンスをイベントツリーにより展開し，炉心損傷に至る事故シー
ケンスグループ（事故想定）を抽出システム信頼性解析

・各緩和設備（システム）の機能喪失要因をフォールトツリーにより展開し，システムの非信頼度を算出

パラメータの作成

・システム信頼性解析で使用する機器故障率等のパラメータを作成

人間信頼性解析・事象発生前後の人的過誤を同定し，人的過誤確率を評価

フィードバック，
整合性確認

事故シーケンスの定量化

・炉心損傷に至る事故シーケンスを定量化
手順・有効性-188

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮したPRAの評価条件
下線部は，重大事故等対処施設
設計基準事故対処設備のみのPRAで期待した設備項目

炉心冷却機能高圧注水••

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系

•
•

給復水系
高圧代替注水系

原子炉減圧

•
•

自動減圧系
逃がし安全弁（手動減圧）•

過渡時自動減圧機能（自動減圧）

低圧注水

•
•

低圧炉心スプレイ系
低圧注水系

•
•

低圧代替注水系（常設）
消火系•

残留熱除去系••

代替循環冷却系
格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント※２）•

原子炉スクラム•••

代替再循環系ポンプトリップ機能（ＲＰＴ）
代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）
ほう酸水注入系•••

所内常設交流電源設備
所内常設直流電源設備
残留熱除去系海水系

•
•
•
•
•

常設代替交流電源設備
常設代替直流電源設備
緊急用海水系
電源復旧
破損系統の隔離（インターフェイスシステムLOCA時）

格納容器除熱機能

原子炉停止機能

サポート系等

重大事故等対処施設を考慮したPRAで期待した設備※１※１重大事故等対処施設を考慮したPRAでは，設計基準事故対処設備にも期待※２耐圧強化ベントは，特定重大事故対処施設の設置後に廃止することとしている＜特記事項＞
・故障した機器の復旧は考慮していない
・可搬型設備（可搬型代替注水中型ポンプ等）には期待していない

・安全対策の効果を確認する観点から，国の審査における評価手法をベースに実施※※国内・産官学が共同で検討しているPRA評価手法の改良を適用した場合，炉心損傷頻度等の結果が変動する可能性がある

手順・有効性-189

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮したPRAの評価条件••

重大事故等対処施設を追加したことよるリスクの低減効果を確認するため，内部事象レベル１PRA
及び外部事象レベル１PRA（地震，津波）の評価結果を比較対象とした。
格納容器機能喪失頻度（レベル１．５PRA）以降は，炉心損傷頻度（レベル1PRA）を基に評価を行うことから，レベル1PRAを比較することでおおよその重大事故等対処施設の追加によるリスクの低減効
果を確認できる。
起因事象の検討

炉心損傷に至る事故シーケンス分類
システム／人的操作の信頼性解析
炉心損傷頻度の定量化

レベル１ ＰRＡ

格納容器機能喪失に至る
事故シーケンスの分類

事故進展解析

レベル１．５ ＰRＡ
レベル２ ＰRＡ

レベル３ ＰRＡ

格納容器機能喪失頻度の定量化

各現象・事象の発生確率検討

ソースターム評価

環境中ＦＰ移行、
公衆影響解析

公衆リスクの定量化

手順・有効性-190

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した内部事象レベル１PRA結果（1／２）
内部事象レベル１PRAの評価結果
事故シーケンスグループ（事故想定）

炉心損傷頻度（／炉年）（点推定値）
設計基準事故対処 重大事故等対処施設備のみのPRA※
設を考慮し たPRA

高圧・低圧注水機能喪失

3.5E-09

2.0E-09

高圧注水・減圧機能喪失

2.0E-08

1.8E-09

全交流動力電源喪失

9.9E-08

1.2E-10

崩壊熱除去機能喪失

6.0E-05

3.8E-10

原子炉停止機能喪失

2.5E-08

1.2E-11

大破断LOCA

1.4E-12

1.7E-12

中破断LOCA

2.0E-11

2.1E-11

小破断LOCA

1.6E-13

5.7E-14

格納容器バイパス（インターフェイ スシステムＬＯ ＣＡ）

4.8E-10

9.3E-11

6.1E-05

4.4E-09

ＬＯ ＣＡ時注水機能喪失

合計※第15回WTにて提示した結果

安全対策の強化による炉心損傷頻度への影響
代替循環冷却系などの格納容器除熱機能の強化等
により、安全対策前に支配的であった崩壊熱除去機
能喪失による炉心損傷頻度は3.8E-10(／炉年)に低減
している
常設代替高圧電源装置の設置等，交流電源・直流電源の強化により，全交流動力電源喪失の炉心損傷頻
度は1.2E-10（／炉年）に低減している
LOCA時注水機能喪失のうち大破断LOCA・中破断
LOCAについては，事象進展の早さ及び炉心損傷頻度の低さから，格納容器破損防止対策の強化で対応することとしている
LOCAの炉心損傷頻度は安全対策として残留熱除去
系海水系に新たに電動弁を追設した影響により，若干増加したが，追加した安全対策はその他の事故シー
ケンスグループの炉心損傷頻度を低減させており全体としての炉心損傷頻度低減に貢献している
安全対策を考慮した内部事象出力運転時レベル
1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，4.4E-09 （／炉年）となる

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」が大きく低減したことで，内部事象レベル１PRAの
全炉心損傷頻度が約4桁低減した。
手順・有効性-191

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した内部事象レベル１PRA結果（２／２）

手順・有効性-192

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した地震レベル１PRA•

日本原子力学会標準「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準」に準拠し，以下の手順で地震レベル１PRAを実施。（詳細は，参考３「PRA補足資料」に示す。）
１．評価対象プラントと事故シナリオ(1) 対象とするプラントの説明(2) 炉心損傷に至る事故シナリオと分析

・プラント関連情報の収集・分析

・事故シナリオの概括的な分析・設定
・起因事象の選定
・建屋・機器リストの作成

・プラントウォークダウンの実施

２．確率論的地震ハザード
評価

３．建屋・機器フラジリティ
評価

４．事故シーケンス評価
フォールトツリー

年
超
過
頻
度

イベントツリー損
傷
確率
最大地動加速度最大地動加速度

手順・有効性-193

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した地震レベル１PRA結果（１／２）
地震レベル１PRA評価結果
事故シーケンスグループ（事故想定）

炉心損傷頻度（／炉年）（点推定値）
設計基準事故対処
設備のみのPRA※

重大事故等対処施設を考慮し たPRA

高圧・低圧注水機能喪失

4.6E-07

3.4E-07

高圧注水・減圧機能喪失

1.3E-06

1.5E-07

全交流動力電源喪失

2.6E-06

6.3E-07

崩壊熱除去機能喪失

5.6E-06

3.8E-07

原子炉停止機能喪失

1.2E-078.9E-08

原子炉建屋損傷

1.5E-07

1.5E-07

格納容器損傷4.1E-09

4.1E-09

原子炉圧力容器損傷

2.2E-07

2.2E-07

格納容器バイパス

3.2E-08

3.2E-08

原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Excessive LOCA）

3.0E-103.0E-10計装・制御系喪失

3.7E-10

3.7E-101.0E-05

2.0E-06

合計

安全対策の強化による炉心損傷頻度への影響
代替循環冷却系などの格納容器除熱機能の強化等
により、安全対策前に支配的であった崩壊熱除去機
能喪失による炉心損傷頻度が3.8E-07 （／炉年）に低減している
常設代替高圧電源装置などの交流電源・直流電源の強化等により，全交流動力電源喪失の炉心損傷頻度が6.3E-07 （／炉年）に低減している
安全対策を考慮した地震レベル1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，2.0E-06 （／炉年）となる※第15回WTにて提示した結果

内部事象レベル１PRA同様，事故シーケンスグループ崩壊熱除去機能喪失が低減したことで，地震時レベル１PRAの全炉心損傷頻度が約1桁低減した。
手順・有効性-194２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した地震レベル１PRA結果（２／２）

手順・有効性-195２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した津波レベル１PRA評価•

日本原子力学会標準「原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準」に準拠し，以下の手順で津波レベル１PRAを実施。 （詳細は，参考３「PRA補足資料」に示す。）

１．評価対象プラントと事故シナリオ(1) 対象とするプラントの説明(2) 炉心損傷に至る事故シナリオと分析
・事故シナリオの広範な分析・選定及び事故シナ
リオのスクリーニング
・事故シナリオの明確化及び起因事象の分析
・建屋・機器リストの作成

・プラント関連情報の収集・分析
・プラントウォークダウンの実施

２．確率論的津波ハザード
評価
年
超
過
確
率
（/年）

３．建屋・機器フラジリティ
評価
機
1.0
能
喪
失
確
率 0

津波高さ（m）

４．事故シーケンス評価
フォールトツリー
イベントツリー

機器等の許容津波高さ
津波高さ（m）

手順・有効性-196

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した津波レベル１PRA評価区分変更
安全対策を考慮した津波レベル１PRAにおける津波区分の考え方
津波高さ（Ｔ．Ｐ．）

第１5回ＷＴで提示したＰＲＡモデル

津波区分
３

安全対策を考慮したＰＲＡモデル

防潮堤損傷

防潮堤損傷

敷地内に遡上した津波が原子炉建屋に浸水（直接炉心損傷）

敷地内に遡上した津波が原子炉建屋に浸水（直接炉心損傷）

津波区分
３

＋２４ｍ

津波区分
２
＋２２ｍ

防潮堤は健全防潮堤は健全越流により敷地内に遡上した津波が原子炉建屋に浸水（複数の緩和機能喪失）越流により敷地内に遡上する津波について，津波防護対策により原子炉建屋への浸水なし

防潮堤は健全

津波区分
１
＋２０ｍ

津波区分
１’

残留熱除去系海水系等が津波による被水・没水で機能喪失に至る

手順・有効性-197

残留熱除去系海水系等が津波による被水・没水で機能喪失に至る

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した津波レベル１PRA結果（１／２）
津波レベル１PRA評価結果
設計基準事故対処設備のみのPRA※
津波高さ（Ｔ．Ｐ．）＋２４ｍ以上（防潮堤損
傷）

重大事故等対処施設を考慮したPRA

事故シーケンスグループ

炉心損傷頻度（／炉年）

事故シーケンスグループ

炉心損傷頻度（／炉年）【津波区分３】
・原子炉建屋内浸水

3.3E-07【津波区分３】
・原子炉建屋内浸水

3.3E-07（全設備機能喪失）＋２２～２４ｍ 【津波区分２】（防潮堤健全， ・原子炉建屋内浸水（複数設備機能喪失）
越流あり）（全設備機能喪失）【津波区分１’】
・原子炉建屋浸水なし7.6E-074.0E-6【津波区分１】＋２０～２２ｍ
・原子炉建屋浸水なし（防潮堤健全，（最終ヒートシンク喪越流あり）

1.0E-08

3.2E-06

安全対策の強化による
炉心損傷頻度への影響
緊急用海水系などのサポート機能強化及び津波防護対策（水密扉の設置等）により，Ｔ．Ｐ．
＋２０～２４ｍの津波に対する炉心損傷頻度は1.0E-08（／炉年）に低減している＋２４ｍを超える津波に対する原子炉建屋
内浸水（全設備機能喪失）の炉心損傷頻度は，
本PRA評価において可搬型設備に期待していないため，変化なし

失）合計

4.3E-06

3.4E-07※第15回WTにて提示した結果

安全対策を考慮した津波レベル1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，
3.4E-07(／炉年)となる

津波区分1及び2の炉心損傷頻度が低減したしたことで，津波時レベル１PRAの全炉心損傷頻度が約1桁低減した。
手順・有効性-198

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
安全対策を考慮した津波レベル１PRA結果（２／２）

手順・有効性-199

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（１／７）•

東海第二発電所で想定される外部事象（地震・津波を除く）を整理しており（第10回ＷＴ資料2-3より抜粋），次ページ以降に自然現象が内部事象及び地震・津波PRAのシナリオに抽出されている例を示す。抽出された事故シーケンスは新たに安全性向上対策として設置・配備するSA設備（常設・可搬型）を活用することにより炉心損傷を防止することができることを確認している。
第10回ＷＴ資料2-3より抜粋

手順・有効性-200

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（２／７）①竜巻の特徴○設計基準を超える規模の竜巻発生を想定した場合，飛来物衝突による機器破損等の事象が考えられる。
屋外設置機器等の
機能喪失
原子炉建屋

屋外設置機器等が機能喪失するシナリオは津波PRAのシーケンスで抽出される原子炉隔離時冷却系ポンプ

竜巻
非常用
海水ポンプ

地下又は2つの壁によって守られる設備で事象収束
可能

電気室
飛来物

常設低圧代替
注水系格納槽

格納容器圧力緊急用海水逃がし装置格納槽 ポンプピット

手順・有効性-201

常設代替高圧電源
装置用カルバート

常設代替高圧電源
装置置場，
西側淡水貯水設備，等

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（３／７）②凍結の特徴○設計基準を超える規模の凍結を想定した場合，起因事象として，タン
ク及び配管の凍結，海の凍結，送電線の短絡が考えられる。

タンク及び配管内流体
の凍結

海の凍結

事前察知可能低温によって周辺の海水が凍結することは起こり得ない

着氷による送電線の相関短絡

外部電源喪失事象

万が一対策ができない場合

凍結防止対策が可能

タンク閉塞のシナリオ
は内部事象PRAのシーケンスで抽出される
手順・有効性-202

外部電源喪失事象は，内部事象PRAのシーケンスで抽出される

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（４／７）③積雪の特徴○設計基準を超える規模の積雪を想定した場合，起因事象として，建屋
天井及び屋外設備に対する積雪荷重，給気口等の閉塞，着雪による送電線の相関短絡が考えられる。
非常用ディー
ゼル発電機
等の給気口

建屋屋上や屋外施設に対する積雪荷重着雪による送電線の相関短絡

事前察知可能
外部電源喪失事象

除雪対策が可能
万が一対策ができない場合屋上の崩落
建屋損傷のシナリオ
は地震PRAのシーケンスで抽出される

給気口等の閉塞事前察知可能除雪対策が可能
万が一対策ができない場合非常用ディーゼル発
電機等の機能喪失
外部電源喪失事象は，内部事象PRAのシーケ
ンスで抽出される
手順・有効性-203

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失は内部事象PRAのシーケ
ンスで抽出される

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（５／７）④落雷の特徴○設計基準を超える規模の落雷を想定した場合，起因事象として，屋内外計測制御設備に発生するノイズ，直撃雷による設備損傷，誘導雷
サージによる電気盤内の回路損傷が考えられる。

屋内外計測制御設備に発生するノイズ

直撃雷による設備損傷

誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷

安全保護回路の誤作動

屋外設置機器等の機能喪失

計測・制御系喪失

安全保護回路の誤動作は内部事象PRAのシーケンスで抽出される

屋外設備機器の機能喪失は津波PRAのシーケンスで抽出される計測・制御系喪失
は地震PRAのシナリ
オで抽出される

手順・有効性-204

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（６／７）⑤火山の影響の特徴○設計基準を超える規模の火山の影響を想定した場合，起因事象として，
降下火砕物の堆積荷重，海水ストレーナ等の閉塞，給気口等の閉塞，腐食成分による科学的影響及び送電線の相関短絡が考えられる。
海水ストレーナ等

建屋屋上や屋外施設に対する堆積荷重除灰管理が可能海水ストレーナ等の閉塞

給気口等の閉塞ストレーナの目開きは，降下火砕物の粒径より大きく，
閉塞し難い

除灰管理が可能

万が一対策ができない場合屋上の崩落

建屋損傷のシナリオは
地震PRAのシーケンスで抽出される屋外設置機器
非常用ディー
ゼル発電機等の給気口

降下火砕物の硬度から，ポンプ軸受けの摩耗も進展し難い

腐食成分による
科学的影響

送電線の相関短絡

外部電源喪失事象

万が一対策ができない場合フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発電機等の機能喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失は内部事象PRAのシーケンスで抽出される

手順・有効性-205

屋外設置機器は耐食性の塗装が施されている
外部電源喪失事象は，内部事象PRAのシーケンスで抽出される

２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
地震・津波を除く外部事象について（７／７）⑥森林火災の特徴○設計基準を超える規模の森林火災を想定した場合，起因事象として，
輻射熱による建屋や設備等の損傷，ばい煙による設備等の閉塞が考えられる。
非常用ディー
ゼル発電機
等の給気口

ばい煙
輻射熱

輻射熱による建屋や設備等の損傷

給気口等の閉塞
万が一対策ができない場合

防火帯から十分な離隔距離があるため影響は小さい

フィルタ閉塞による非常用ディーゼル発
電機等の機能喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失は内部事象PRAのシーケ
ンスで抽出される
手順・有効性-206

フィルタの取り替え及び清掃が可能２６．新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について
フィルタベント装置の非信頼度評価
フィルタベント装置の有効性を確認するため，フォールトツリー（FT）を作成し非信頼度を評価した。
原子炉建屋
放出口

設計情報からFTを作成

操作ハンドル

圧⼒開放板
フィルタ装置

操作ハンドル

電動弁

系統概略図
フォールトツリーイメージ図••

評価の結果，フィルタベント装置の非信頼度（作動要求当たりの失敗確率）は約3.0E-03 となった。
同じ格納容器除熱機能を有する残留熱除去系の非信頼度（作動要求当たりの失敗確率）は約
2.2E-03であり，工学的安全施設と同程度の非信頼度となる。
評価の一例 （他にも給復水系，代替循環冷却系による除熱手段がある）
隔離事象発生頻度
1.7E-01／炉年

残留熱除去系の非信頼度
2.2E-03／d

フィルタベント装置の非信頼度
3.0E-03／ｄ

手順・有効性-207

炉心損傷頻度
1.1E-06 ／炉年

２７．プラント状態を踏まえたリスク評価について
プラント停止中のリスク評価について•••

プラント停止期間中においても，プラント運転中と同様にプラントのリスクを把握するため，炉心（燃料）損傷に至る可能性のある事象（起因事象）を特定し，リスク評価を実施している。
炉心（燃料）損傷頻度が高くなるような点検工程の場合，代替の安全対策の検討や点検工程の見直しをするなどしてプラントのリスクを低減させる検討に活用している。
プラント停止期間中の評価範囲は，復水器真空破壊から制御棒引抜開始までとし，それ以外の期間は出力運転時のPRAで評価している。

出力運転時PRA

停止時PRA

出力運転時PRA

原
子
炉
出
力
経過時間
出力降下開始全制御棒挿入復水器真空破壊

制御棒引抜開始

図 出力運転時PRA及び停止時PRAの対象範囲（BWR）

手順・有効性-208

定格出力到達２７．プラント状態を踏まえたリスク評価について
プラント停止中の炉心損傷頻度の評価手法（起因事象の特定）••プラント停止期間中に発生する起因事象は，マスターロジックダイヤグラム※を使用して炉心（燃料）損傷に至る可能性のある事象の特定をしている。
プラント停止期間中に実施される点検や運転操作に伴う原子炉冷却材の流出事象は，停止時特有の起因事象として抽出される。
起因事象
残留熱除去
系の故障

※マスターロジックダイアグラム
頂上事象の発生に関与する要因事象を樹形図によって論理的に展開することで，安全機能を脅かす結果に至る事象を抽出し，起因事象を同定する分析手法。
（日本原子力学会：原子力発電所の停止状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準(レベル1PSA編) ）残留熱除去系（ＲＨＲ）喪失
残留熱除去系海⽔系（ＲＨＲＳ）喪失

外部電源喪失
原⼦炉冷却
原⼦炉冷却材浄材の流出
化系（ＣＵＷ）
ブロー時の原⼦
炉冷却材流出ＲＨＲ系統切替時の原⼦炉冷却材流出制御棒駆動機構（ＣＲＤ）点検時の原⼦炉冷却材流出
局部出⼒領域計装（ＬＰＲＭ）
点検時の原⼦炉
冷却材流出

内容
ＲＨＲの弁やポンプの故障により起動状態のＲＨＲが機能喪失する事象
ＲＨＲＳの弁やポンプの故障により起動状態のＲＨＲＳが機能喪失する
事象
外部電源が喪失する事象
原⼦炉⽔位の下降調整操作において，
⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する事象
ＲＨＲの系統切替え操作において，
⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する事象
ＣＲＤ点検作業時の⼈的過誤により
原⼦炉冷却材が系統外に流出する事
象
ＬＰＲＭ点検作業時の⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する
事象

図 マスターロジックダイアグラム及び炉心損傷に至る可能性のある事象の例

手順・有効性-209

２７．プラント状態を踏まえたリスク評価について
プラント停止中の炉心損傷頻度の評価手法（イベントツリーの例）•••

プラント停止期間中においても，プラント運転中と同様に，起因事象発生頻度，緩和設備の失敗確率及び故障した緩和設備の復旧失敗確率により，最終状態が「炉心（燃料）損傷」となるシーケンスの発生頻度を評価している。
プラント停止期間中特有の手法としては緩和設備の点検を考慮したイベントツリーを用いて評価している。
なお，安全性向上対策として新たに設置・配備する設備に期待することにより，炉心損傷頻度が低減する。
起因事象に対する緩和設備等

起因事象
起動状態のRHR 早期の事象
機能喪失
発生検知

待機中の
RHR起動

低圧
ECCS

消火系

注⽔系復旧 炉⼼損傷に⾄るまでの時間で故障した
注⽔系の復旧に失敗する確率を評価

注水系
復旧

最終状態

成功

IE
失敗

安定状態

失敗
Q1

安定状態

失敗
Q2

①運転実績等から起因事象発⽣頻度を設定

緩和設備の失敗確率（フォールトツリー）

安定状態

失敗
Q3
失敗
Q4

炉心損傷頻度（／炉年）
プラント停⽌中は緩和設備の点検を実施することから，点検中の緩和設備は，⾮信頼度
を「１」として評価（例えば，消⽕系が点検中の場合は，Q3を１として計算
を⾏う）

安定状態
炉⼼損傷

IE×Q1 ×Q2 ×Q3
×Q4

安定状態
安定状態

成功基準※を元に分岐の有無を設定※最終状態が「安定状態」となるために必要な設備等の組合せ

手順・有効性-210

炉⼼損傷

IE×・・・

２７．プラント状態を踏まえたリスク評価について
プラント停止中の炉心損傷頻度の評価手法（フォールトツリーの例）•

プラント停止期間中においても，プラント運転中と同様に，緩和設備の失敗確率はフォールトツ
リーを用いて評価している。
フォールトツリーの例（低圧ECCS故障）①頂上事象
・フォールトツリーを展開する際の起点となる事象。
・フォールトツリーでは，系統の機能喪失要因の相互関係を図式し，基事象の発⽣確率の和または積により，頂上
事象の確率（系統の機能喪失確率）を算出する。

低圧ECCS故障
（Q2）
OR

フロント系
故障

サポート系
故障

OR

AND

②中間ゲート・フォールトツリーの説明性向上のため，この下にくるゲートの説明を⽰すゲート

弁故障

ポンプ故障

電源故障
（常⽤）

電源故障
（⾮常⽤）

OR

OR

OR

AND

（省略）

（省略）

機器故障

⼈的過誤

（省略）

③基事象
・これ以上は展開しない機器の機能喪失要因（例 電動ポン
プ起動失敗，ポンプの⼿動起動操作失敗など）。
・故障実績や解析値等を⽤い，基事象の発⽣確率を設定する。

手順・有効性-211