東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 72
提出年月日
平成 30 年 1 月 16 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 1 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出範囲
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用できない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

壊熱除去機能喪失）
添付資料5.1.9

7日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）添付資料5.1.10

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中 崩壊熱除去機
能喪失）

添付資料5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交流動力電源喪失）
添付資料5.2.3

運転停止中の全交流動力電源喪失時におけるサプレッション・プール水への影響について

添付資料5.2.4

7日間における水源の対応について（運転停止中

全交流

動力電源喪失）添付資料5.2.5

7日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流

動力電源喪失）添付資料5.2.6

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価について

添付資料5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え
方添付資料5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

添付資料5.3.4

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
子炉冷却材の流出）
目-18

原子炉冷却材の流出）
原「1.

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方」より抜粋(3)

重要事故シーケンスの選定
事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定する。同じ事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まれる場合には，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，炉心損傷防止対策の実施に対する時間余裕，炉心損傷防止に必要な設備容量及び事
故シーケンスグループ内の代表性を考慮し選定する。
重要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。
ａ．高圧・低圧注水機能喪失
起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象及びサポート
系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスのうち，逃がし安全弁の再閉鎖に成功する「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
が代表性を有しているため，この事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定する。ここで，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象として，原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定する。
なお，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サポート系 1 区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態にない。
また，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故シーケンスは，代替注水の開始時点で原子炉が一定程度減圧されているため，低圧代替注水系の設備容量（揚程）は再閉鎖成功時の方が厳しくなる。本事故シーケンス
グループに含まれる各事故シーケンスは主な炉心損傷防止対策に差異がないため，起因事象発生後の事象進展が早い過渡事象を起因として選定した重要事故シーケンスは他の事故シーケンスに対して包絡性を有して
いる。
1-10

1

ｂ．高圧注水・減圧機能喪失
起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象及びサポート
系喪失（自動停止）を起因とする事故シーケンスのうち，代表性の観点から「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。ここで，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象として，原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定する。
なお，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サポート系 1 区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態にない。
また，本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは主な
炉心損傷防止対策に差異がないため，起因事象発生後の事象進展が早い
過渡事象を起因として選定した重要事故シーケンスは他の事故シーケンスに対して包絡性を有している。
ｃ．全交流動力電源喪失
本事故シーケンスグループからは，安全機能の喪失状況が異なる事故
シーケンスが抽出されたため，原子炉圧力，時間余裕及び対応する主な
炉心損傷防止対策に着目して事故シーケンスグループを以下の 3 つに細分化し，それぞれの事故シーケンスグループから重要事故シーケンスを
選定する。
(a)

長期ＴＢ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生するとともに，
高圧炉心スプレイ系による炉心冷却にも失敗し，原子炉隔離時冷却系による炉心冷却に成功するが，蓄電池が枯渇することにより原子炉隔
1-112

離時冷却系の運転継続が不能となり，炉心の冷却が十分に行われずに
原子炉圧力が高圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。
本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは，外部電源喪失を起因とするものと片区分の直流電源故障を起因とするものがあるが，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，原子炉注水の実施に対する時間余裕及び代替注水設備の設備容量の観点からは差異がないことから，代表性の観点から「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ
失敗（ＲＣＩＣ成功）」を重要事故シーケンスとして選定する。
(b)

ＴＢＤ，ＴＢＵ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，直流又は非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心冷却にも失敗することにより，炉心の冷却が十分に行われずに原子炉が高圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。
本事故シーケンスグループに係る事故シーケンスは，外部電源喪失を起因とし，直流電源に失敗し高圧炉心冷却に失敗する事故シーケンス（ＴＢＤ）と，外部電源喪失又は直流電源故障を起因とし，非常用
ディーゼル発電機及び高圧炉心冷却系に失敗する事故シーケンス（ＴＢＵ）からなるが，これらの事故シーケンスに対する炉心損傷防止対策が同じであることから，1 つの事故シーケンスグループとして取り扱う。
また，本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，原子炉注水の実施に対する時間余裕及び代替注水設備の設備容量の観点からは差異がないが，代
替直流電源設備の必要容量及び代表性の観点から，直流電源が喪失す
1-12

3

る事故シーケンスである「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」を重要事故シーケンスとして選定する。
(c)

ＴＢＰ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心ス
プレイ系に失敗するとともに逃がし安全弁 1 弁の再閉鎖失敗により原
子炉圧力が徐々に低下することで，原子炉隔離時冷却系が運転不能となることにより，炉心の冷却が十分に行われずに，原子炉が低圧状態
で炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。
本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは，外部電源喪失を起因とするものと片区分の直流電源故障を起因とするものがあるが，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，原子炉注水の実施に対する時間余裕及び代替注水設備の設備容量の観点からは差異がないことから，代表性の観点から「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安
全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。

ｄ．崩壊熱除去機能喪失
本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは，格納容器の過圧破損の防止に対する時間余裕及び代替除熱設備の設備容量の観点からは差異がないことから，代表性の観点から「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」
を重要事故シーケンスとして選定する。ここで，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象として，原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定する。また，崩壊熱除去機能が喪失する要因
が残留熱除去系の故障の場合と取水機能が喪失する場合で炉心損傷防止
対策が異なることを踏まえ，「過渡事象＋ＲＨＲ失敗（ＲＨＲ故障時）」
1-13

4

及び「過渡事象＋ＲＨＲ失敗（取水機能喪失時）」※ を重要事故シーケンスとする。
※

取水機能喪失時（ＲＨＲＳ喪失時）は低圧ＥＣＣＳが従属的に機能喪失する。そのため，高圧注水系に成功している場合は崩壊熱除去機能喪失の事
故シーケンスグループで取り扱うが，高圧注水系に失敗した場合は他の事
故シーケンスグループ等（高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，
ＬＯＣＡ時注水機能喪失，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））で重大事故対策の有効性を確認する。

なお，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サポート系 1 区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態にない。また，外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シーケンスは交流動力電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失する事故シーケンスであるが，代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であることから，対応手段が著しく制限される状態ではない。ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスについては，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となることから，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスも過渡事
象を起因とする事故シーケンスと同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い，過渡事象を起因とする事故シーケンスを重要事故シーケ
ンスとしている。
また，本事故シーケンスグループに対する主な炉心損傷防止対策の電源を代替電源とすることにより，本事故シーケンスグループに含まれる
各事故シーケンスは主な炉心損傷防止対策に差異がないため，起因事象
発生後の事象進展が早い過渡事象を起因として選定した重要事故シーケ
1-14

5

ンスは他の事故シーケンスに対して包絡性を有している。
ｅ．原子炉停止機能喪失
原子炉の反応度制御に対する時間余裕及び代替反応度制御設備の設備容量の観点から厳しくなる，過渡事象及びサポート系喪失（自動停止）
を起因とする事故シーケンスのうち，「過渡事象＋原子炉停止失敗」が代表性を有しているため，この事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定する。ここで，起因事象発生後の原子炉圧力の上昇が大きく，反応度の観点で厳しい過渡事象として，主蒸気隔離弁閉を起因事象として選定する。
なお，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サポート系 1 区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態にない。また，ＬＯＣＡを起因とする
事故シーケンスについては，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，代替制御棒挿入機能に期待することに対応可能であり，
炉心損傷頻度も極めて小さい。
ｆ．ＬＯＣＡ時注水機能喪失
本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは，共通原因
故障又は系統間の機能の依存性，及び原子炉注水の実施に対する時間余裕の観点からは差異がない。設備容量の観点からは，原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設備容量は低圧ＥＣＣＳよりも少ないことを考慮し「中小破断ＬＯＣ
Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，本事故シーケンスグループに含まれる各事故シーケンスは主な
炉心損傷防止対策に差異がないため，選定した重要事故シーケンスは他
1-15

6

の事故シーケンスに対して包絡性を有している。
ｇ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，「 インターフェイスシステムＬＯＣＡ」のみであることから，これを重要事故シーケ
ンスとして選定する。なお，格納容器バイパスとしては原子炉冷却材浄化系等の高圧設計の配管が格納容器外で破断する事象も想定できるが，これはＰＲＡの検討の中で高圧設計の配管の破損頻度が低圧設計の配管の破損頻度に比べて小さい傾向にあることを理由に，考慮の対象から除外している。
ｈ．津波浸水による注水機能喪失
本事故シーケンスグループは，津波浸水により複数の緩和機能が失われることによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，本事故シーケンスグループに対しては，敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した重大事故等対処設備の有効性を確認することとする。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，原子炉注水の実施に対する時間余裕，
及び津波防護対策に要求される防護高さの観点で厳しくなる「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，本事故シーケンスグループは外部電源喪失が重畳すると全交流
動力電源喪失が発生するため，本事故シーケンスグループの主な炉心損傷防止対策は津波防護対策に加えて全交流動力電源喪失の事故シーケン
スグループと同様となる。また，本事故シーケンスグループに含まれる
各事故シーケンスの炉心損傷防止対策に差異がないため，選定した重要1-16

7

事故シーケンスは他の事故シーケンスに対して包絡性を有している。

なお，国内外の先進的な対策を講じた場合であっても，全ての状況に対応できるような炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンスとしては，以下の事故シーケンスが抽出されている。
①大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②直流電源喪失＋原子炉停止失敗③交流電源喪失＋原子炉停止失敗①の事故シーケンスについては，格納容器破損防止対策の有効性評価の対象とすることとしており，格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認していることから，これを除く事故シーケンスを対象に，重要事故シーケンスの選定を実施している。
②，③の事故シーケンスは地震レベル１ＰＲＡから抽出された事故シーケンスであり，炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンスであるが，喪失する安全機能が明確であることから炉心損傷に直結する事故
シーケンスとはしていない。これらの事故シーケンスは，炉内構造物等の損傷による原子炉停止機能喪失と，直流電源喪失又は全交流動力電源喪失が重畳する事故シーケンスであり，代替の原子炉停止手段であるほう酸水注入系が機能喪失することから，炉心損傷を防止することができない。これらの事故シーケンスを抽出した地震レベル１ＰＲＡでは，炉内構造物等が地震発生と同時に最大加速度を受けるものとして評価しているが，実機のスクラム信号「地震加速度大」は，最大加速度よりも十分小さな加速度で発信し，炉内構造物等が損傷する前に制御棒の挿入が完了すると考えられる。このため，現実的にはこれらの事故シーケンスは発生し難いと考えられ，炉心損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスとしては取り
1-17

8

「付録１

事故シーケ ンスグループ

事 故シー ケンス

重要事故シーケンス等の選定（1／2）◎ ①過 渡事象 ＋高圧 炉心 冷却失 敗＋低圧炉心冷却 失敗−

着眼点との 関係と重要事故シ ーケンスの選定の 考え方

対 応する主要な 炉心 損傷防 止対策②過 渡事象 ＋逃がし安 全弁再 閉鎖失敗＋ 高圧炉心冷却失敗 ＋低圧炉 心冷却 失敗

a

b

c

d

低

高

高

高

低

高

中

低

低

低

低

低

低

低

・手動減 圧③手 動停止 ／サポート 系喪失 （手動停止 ）＋高圧炉心冷却 失敗 ・低圧代 替注水系（ 常設）中＋低 圧炉心 冷却失敗
・代替格 納容器スプ レイ冷 却系（ 常設 ）・格納容 器圧力逃が し装置 又は耐 圧強 化
ベント
④手 動停止 ／サポート 系喪失 （手動停止 ）＋逃がし安全弁 再閉−中・常設代 替高圧電源 装置
鎖失 敗＋高 圧炉心冷却 失敗＋ 低圧炉心冷 却失敗
・常設代 替直流電源 設備−
高圧・低圧 注水
機能喪失−

⑤サ ポート 系喪失（自 動停止 ）＋高圧炉 心冷却失敗＋低圧 炉心
冷却 失敗

中

高

高

低

−

⑥サ ポート 系喪失（自 動停止 ）＋逃がし 安全弁再閉鎖失敗 ＋高圧炉 心冷却 失敗＋低圧 炉心冷 却失敗

中

高

中

低

低

高

高

高

・低圧炉 心スプレイ 系②手 動停止 ／サポート 系喪失 （手動停止 ）＋高圧炉心冷却 失敗
・過渡時 自動減圧機 能＋原 子炉減 圧失敗
・残留熱 除去系

中

低

低

低

③サ ポート 系喪失（自 動停止 ）＋高圧炉 心冷却失敗＋原子 炉減
圧失 敗

中

高

高

低

高

低

低

高

◎ ①過 渡事象 ＋高圧 炉心 冷却失 敗＋原子炉減圧失 敗

高圧注水・ 減圧
機能喪失

−

43

−

・原子炉 隔離時冷却 系
・手動減 圧・低圧代 替注水系（ 可搬型 ）・代替格 納容器スプ レイ冷 却系（ 可搬型）
・残留熱 除去系②サ ポート 系喪失（直 流電源 故障）（外 部電源喪失）＋Ｄ Ｇ失 ・常設代 替高圧電源 装置−
敗＋ ＨＰＣ Ｓ失敗（Ｒ ＣＩＣ 成功）
・常設代 替直流電源 設備◎ ①外 部電源 喪失＋ ＤＧ 失敗＋ ＨＰＣＳ失敗（Ｒ ＣＩＣ成功）

長 期ＴＢ◎ ③外 部電源 喪失＋ 直流 電源失 敗＋高圧炉心冷却 失敗（ＴＢＤ）

全 交流動 力
電源 喪失

ＴＢＤ
ＴＢＵ

・高圧代 替注水系
・手動減 圧・低圧代 替注水系（ 可搬型 ）・代替格 納容器スプ レイ冷 却系（ 可搬− ④外 部電源 喪失＋ ＤＧ 失敗＋ 高圧炉心冷却失敗 （ＴＢＵ）
型）
・残留熱 除去系
・常設代 替高圧電源 装置⑤サ ポート 系喪失（直 流電源 故障）（外 部電源喪失）＋Ｄ Ｇ失 ・常設代 替直流電源 設備−
敗＋ 高圧炉 心冷却失敗 （ＴＢ Ｕ）⑥外 部電源 喪失＋ＤＧ 失敗＋ 逃がし安全 弁再閉鎖失敗＋Ｈ ＰＣ ・原子炉 隔離時冷却 系
・手動減 圧Ｓ失 敗
・低圧代 替注水系（ 可搬型 ）・代替格 納容器スプ レイ冷 却系（ 可搬型）
・残留熱 除去系⑦サ ポート 系喪失（直 流電源 故障）（外 部電源喪失）＋Ｄ Ｇ失 ・常設代 替高圧電源 装置−
敗＋ 逃がし 安全弁再閉 鎖失敗 ＋ＨＰＣＳ 失敗
・常設代 替直流電源 設備

◎
ＴＢＰ

◎

重要事 故シーケンスとし て選定した 事故シ ーケンス

高

低

低

中

高

高

高

高

高

高

中

中

高

高

中

低

高

中

中

高

高

中

中

中

備考（ a：共通 原因故障・ 系統間 機能依存性 ，b：余裕時間 ，c：設備容量，d：代表 性）a. サ ポート 系喪失を起 因とす る事故シーケンス は，系統間機能依存性によっ て同 区分の複数の 設備が 機能喪失す ること から「中」とした 。
b. 原 子炉が 自動停止す る過渡 事象及びサポート 系喪失（自動停止）を起因と して いる事故
シ ーケン スについて は事象 進展が早いことか ら「高」とした。原子炉を通 常停 止させる手
動 停止／ サポート系 喪失（ 手動停止）につい ては「低」とした。
c. 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。ま た，逃がし 安全弁 の再閉鎖に失敗す る事故シーケンスは，代替注 水の 開始時点で
原 子炉が 一定程度減 圧され ているため，低圧 代替注水系の設備容量（揚程 ）は 再閉鎖成功
時 の方が 厳しくなる 。以上 より，過渡事象及 びサポート系喪失（自動停止 ）を 起因として
逃 がし安 全弁の再閉 鎖に成 功している事故シ ーケンスを「高」，過渡事象 及び サポート系
喪 失（自 動停止）を 起因と して逃がし安全弁 の再閉鎖に失敗している事故 シー ケンスを「 中」， 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 を「低」とし た。
d. 事 故シー ケンスグル ープの 中で最もＣＤＦの 高いドミナントシーケンスを 「高 」，事故
シ ーケン スグループ 別ＣＤ Ｆに対して1％ 以上 の事故 シーケ ンスを「中 」，1％ 未満の事故
シ ーケン スを「低」 とした 。

a. サ ポート 系喪失を起 因とす る事故シーケンス は，系統間機能依存性によっ て当 該区分の複数 の設備 が機能喪失 するこ とから「中」とし た。
b. 原 子炉が 自動停止す る過渡 事象及びサポート 系喪失（自動停止）を起因と して いる事故
シ ーケン スについて は事象 進展が早いことか ら「高」とし，原子炉を通常 停止 させる手動
停 止／サ ポート系喪 失（手 動停止）を起因と している事故シーケンスにつ いて は「低」とし た。
c. 事 象進展 が早く余裕 時間が 短い場合，崩壊熱 が高く原子炉減圧に必要な設 備容 量が大きくな ること から，着眼 点b.と 同様に，過渡事象 及びサポート系喪失（自動停 止） を起因として いる事 故シーケン スを「 高」とし，手動停 止／サポート系喪失（手動停 止） を起因として いる事 故シーケン スにつ いては「低」とし た。
d. 事 故シー ケンスグル ープの 中で最もＣＤＦの 高いドミナントシーケンスを 「高 」，事故
シ ーケン スグループ 別ＣＤ Ｆに対して1％ 以上 の事故 シーケ ンスを「中 」，1％ 未満の事故
シ ーケン スを「低」 とした 。
a. い ずれの 事故シーケ ンスも 全交流動力電源喪 失に至り，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」 とした。
b. い ずれの 事故シーケ ンスに おいても原子炉隔 離時冷却系による炉心への注 水に 成功している ことか ら，事象進 展が遅 いため「低」とし た。
c. い ずれの 事故シーケ ンスに おいても原子炉隔 離時冷却系による炉心への注 水に 成功しており ，原子 炉注水に必 要な設 備容量が大きくな いため「低」とした。
d. 長 期ＴＢ の中で最も ＣＤＦ の高いドミナント シーケンスを「高」，1％ 以上の 事故シーケ
ン スを「 中」，1％未満 の事 故シーケンス を「 低」と した。

a. い ずれの 事故シーケ ンスも 全交流動力電源喪 失に至り，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」 とした。
b. い ずれの 事故シーケ ンスも 事象初期から原子 炉への注水に失敗しているこ とか ら，事象進
展 が早く 余裕時間が 短いた め「高」とした。
c. い ずれの 事故シーケ ンスも 事象初期から原子 炉への注水に失敗しており， 崩壊 熱が高く原子 炉注水 に必要な設 備容量 に差はない ものの，代替直流 電源の必要 容量は 直流電源が 喪失
す る事故 シーケンス の方が 多くなることから ，直流電源が喪失する事故シ ーケ ンスを「 高」， それ以外の 事故シ ーケンスを「中」 とした。
d. Ｔ ＢＤ及 びＴＢＵの 中で最 もＣＤＦの高いド ミナントシーケンスを「高」 ，1％以上の事
故 シーケ ンスを「中 」，1％ 未満の事故シ ーケ ンスを 「低」 とした。
a. い ずれの 事故シーケ ンスも 全交流動力電源喪 失に至り，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」 とした。
b. い ずれの 事故シーケ ンスも 原子炉圧力の低下 により原子炉隔離時冷却系が 使用 不能となる
ま での余 裕時間は， 初期の 原子炉注水に失敗 している事故シーケンスに比 べて 長いことから 「中」 とした。
c. い ずれの 事故シーケ ンスも 原子炉圧力の低下 により原子炉隔離時冷却系が 使用 不能となる
ま でに崩 壊熱がある 程度低 下することから， 原子炉注水に必要な設備容量 は事 象初期に注水 に失敗 する事故シ ーケン スに比べて小さい と考えられることから「中」 とし た。
d. Ｔ ＢＰの 中で最もＣ ＤＦの 高いドミナントシ ーケンスを「高」，1％以 上の事 故シーケン
ス を「中 」，1％未満の 事故 シーケンスを 「低 」とし た。

審 査ガ イドの着眼点a〜dに対する影 響度の観点から， 厳しい順に「高」 ，「中」， 「低」 とした 。

選 定した 重要事故
シー ケンス と選定理由

a.の着眼点 につ いて．③〜⑥ はサ ポート系１区 分の喪失を起因として いる が，他の区分 は健 全であるため ，対応手段
が著しく制 限さ れる状態では ない 。
b.の着眼点 につ いて「高」と 考え た事故シーケ ンスとして①，②，⑤ ，⑥ を抽出した。
c.の着眼点 につ いて「高」と 考え た事故シーケ ンスとして①，⑤を抽 出し た。
d.頻度の観 点で は①が支配的 とな った。
以上より， ①を 重要事故シー ケン スとして選定 した。
なお，有効 と考 えられる主な 対策 に差異がない ため，起因事象発生後 の事 象進展が早い と考 えられる過渡 事象を起因とした①の 事故 シーケンスは ，② 〜⑥の事故シ ーケンスに対して包絡 性を 有しているも のと 考える。

a.の着眼点 につ いて，②，③ はサ ポート系１区 分の喪失を起因として いる が，他の区分 は健 全であるため ，対応手段
が著しく制 限さ れる状態では ない 。
b.c.の着眼点に ついて，「高」と 考えた事故シ ーケ ンスとして①，③ を抽 出した。
d.頻度の観 点で は①が支配的 とな った。
以上より， ①を 重要事故シー ケン スとして選定 した。
なお，有効 と考 えられる主な 対策 に差異がない ため，起因事象発生後 の事 象進展が早い と考 えられる過渡 事象を起因とした①の 事故 シーケンスは ，② 〜③の事故シ ーケンスに対して包絡 性を 有しているも のと 考える。
a.b.c.の着 眼点 について，全 事故 シーケンスに 共通である
ため，選定 理由 から除外した 。
d.頻度の観 点で は①が支配的 とな った。
以上より， ①を 重要事故シー ケン スとして選定 した。
なお，有効 と考 えられる主な 対策 に差異がない ため，①の事故シーケ ンス は，②の事故 シー ケンスに対し て包絡性を有している もの と考える。
a.b.の着眼 点に ついて，全事 故シ ーケンスに共 通であるため，選定理 由か ら除外した。
c.の着眼点 につ いて「高」と 考え た事故シーケ ンスとして③を抽出し た。
d.頻度の観 点で は③が支配的 とな った。
以上より， ③を 重要事故シー ケン スとして選定 した。
なお，有効 と考 えられる主な 対策 に差異はない ため，③の事故シーケ ンス は緊急用蓄電 池へ の直流電源の 切替操作が必要となる こと から，④，⑤ の事 故シーケンス に対して包絡性を有し てい るものと考え る。
a.〜c.の着 眼点 について，全 事故 シーケンスに 共通である
が，d.の頻 度の 観点では⑦に 比べ て⑥の方が支 配的となった。
以上より， ⑥を 重要事故シー ケン スとして選定 した。
なお，有効 と考 えられる主な 対策 に差異がない ため，⑥の事故シーケ ンス は，⑦の事故 シー ケンスに対し て包絡性を有している もの と考える。

事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について」より抜粋

第 1−4 表9

第 1−4 表
事故シーケンスグループ

事故シーケンス

重要事故シーケンス等の選定（2／2）
a

b

c

d

◎ ①過渡事象＋ＲＨＲ失敗

低

低

低

高

− ②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

低

低

低

低

高

低

低

中

[ＲＨＲ故障時]
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣ
−
・手動減圧
Ｓ成功）
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）− ⑤外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント− ⑥手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
・常設代替高圧電源装置⑦手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉 ・常設代替直流電源設備−
鎖失敗＋ＲＨＲ失敗− ③外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去
機能喪失

高

低

低

低

高

低

低

低

中

低

低

中

中

低

低

低

[取水機能喪失時]
・原子炉隔離時冷却系⑨サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
・手動減圧
−
ＨＲ失敗
・低圧代替注水系（常設）⑩サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・残留熱除去系−
敗（ＨＰＣＳ成功）
・緊急用海水系⑪サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失 ・常設代替高圧電源装置−
敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
・常設代替直流電源設備− ⑫中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

中

低

低

中

中

低

低

低

高

低

低

中

高

低

低

低

低

低

低

低

− ⑬大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

低

低

低

低

◎ ①過渡事象＋原子炉停止失敗

低

高

高

高

中

高

高

低

低

中

中

低

低

低

低

低

低
・手動減圧
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化
ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備
低

高

高

高

高

低

中

−

−

−

−

高

高

高

中

中

低

中

高

中

高

中

低

中

中

中

低

− ⑧サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗− ②サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
原子炉停止
機能喪失

44

− ③中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗※

・代替制御棒挿入機能
・代替原子炉再循環ポンプトリップ
・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系− ④大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗◎ ①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
ＬＯＣＡ時注水機能喪失− ②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

格納容器バイパス

着眼点との関係と重要事故シーケンスの選定の考え方

対応する主要な炉心損傷防止対策◎ ①インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・手動減圧・破損系統を除く原子炉注水機能・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備◎ ①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失− ②最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
津波浸水による
注水機能喪失− ③最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗− ④最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗◎※

・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系
・手動減圧・低圧代替注水系（可搬型）・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備

備考（a：共通原因故障・系統間機能依存性，b：余裕時間，c：設備容量，d：代表性）

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.の着眼点について，⑥〜⑨はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段
が著しく制限される状態ではない。また，③，④，⑤，⑨，⑩は電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失している
ものの，代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であa. 外部電源喪失及びサポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シーケンスは，いずることから，対応手段が著しく制限される状態ではない。
れも全交流動力電源喪失に至る事故シーケンスであり，電源を必要とする多くの設備が機b.c.の着眼点について，全シーケンスに共通であるため，能喪失することから「高」とした。また，サポート系喪失を起因とする事故シーケンス
選定理由から除外した。なお，中長期的な格納容器の過圧は，系統間機能依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失することから「中」としの観点では，崩壊熱が支配要因となることから，ＬＯＣＡた。
を起因とする事故シーケンスも過渡事象を起因とする事故
b. いずれの事故シーケンスも格納容器が過圧により破損するまでの事象進展が遅いことからシーケンスと同等の事象進展となる。
「低」とした。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
c. いずれの事故シーケンスも格納容器の過圧破損に必要な設備容量に差異はないため「低」とした。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
なお，交流電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失していシーケンスを「低」とした。
る事故シーケンスが含まれるものの，主要な炉心損傷防止
対策の電源を代替電源とする場合，有効と考えられる主な対策に差異がないため，過渡事象を起因とした①の事故
シーケンスは，②〜⑬の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

a. サポート系喪失を起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性によって当該区分の複数の設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 主蒸気隔離弁閉が閉鎖する，過渡事象及びサポート系喪失（自動停止）に起因する事故
シーケンスは，原子炉圧力上昇による反応度印加の観点で厳しく事象進展が早いことから「高」とした。また大破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，原子炉の減圧に伴い反応度が抑制されることから「低」とし，中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンス
は「中」とした。
c. 主蒸気隔離弁閉が閉鎖する，過渡事象及びサポート系喪失（自動停止）に起因する事故
シーケンスは，原子炉圧力上昇による反応度印加の観点で厳しく出力抑制に必要な設備容量が大きいことから「高」とした。また大破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは原
子炉の減圧に伴い反応度が抑制されることから「低」とし，中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは「中」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，系統間機能依存性がないことから，全て「低」とした。
b. 中小破断ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，事象進展が早いことから全て「高」とした。
c. 原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設備容量は低圧ＥＣＣＳより少ない。このため，低圧炉心冷却失敗を含む事故シーケン
スを「高」とし，原子炉減圧失敗を含む事故シーケンスを「低」とした。
d. 事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故
シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故
シーケンスを「低」とした。

a.の着眼点について，②はサポート系１区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著
しく制限される状態ではない。
b.c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，②を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。なお，ＬＯＣＡと原子炉停止失敗が重畳する③，④のＣＤＦはいずれも1×10-10／炉年未満であり，極めて小さい。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，ＬＯＣＡを起因とする場合，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，代替制御棒挿入機能に期待することにより対応可能であり，そのＣＤＦは極めて小さい。そのため，反応度制御の観点で厳しい過渡事象を起因とする①の事故シーケンスは，本事故シーケンスグ
ループにおいて代表性を有しているものと考える。

a.b.の着眼点について，全事故シーケンスに共通であるため，選定理由から除外した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定した。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは，②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

抽出された事故シーケンスが1つであることから着眼点に照らした整理は行わず，全ての着眼①を重要事故シーケンスとして選定した。
点について「−」とした。

a. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスでは，建屋内の多くの設備が機能喪失することから「高」とした。最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスでは，除熱を必要とする設備が機能喪失することから「中」とした。
b. 事象初期から原子炉への注水に失敗している事故シーケンスについては「高」，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に成功している事故シーケンスについては，「低」とした。
逃がし安全弁再閉鎖失敗により原子炉隔離時冷却系が機能喪失する事故シーケンスは，原
子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまで炉心への注水が継続されるため，事象初期から注水に失敗している事故シーケンスと比較して，事象進展が遅い
ため「中」とした。
c. 原子炉建屋内浸水を起因とする事故シーケンスは，津波防護対策に要求される防護高さも高くなることから「高」とし，最終ヒートシンク喪失を起因とする事故シーケンスは「中」とした。
d. 最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故シーケンスグループ別ＣＤＦに対して1％以上の事故シーケンスを「中」，1％未満の事故シーケンスを「低」とした。

a.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして，津波浸水により建屋内の多くの設備が機能喪失する①を抽出した。
b.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①，③を抽出した。
c.の着眼点について，「高」と考えた事故シーケンスとして①を抽出した。
d.頻度の観点では②が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定。なお，②は頻度の観点では支配的となるが，津波防護対策に要求される防護高さは津波高さが高くなる①に包絡される。
なお，有効と考えられる主な対策に差異がないため，①の事故シーケンスは②〜④の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

審査ガイドの着眼点a〜dに対する影響度の観点から，厳しい順に「高」，「中」，「低」とした。
重要事故シーケンスとして選定した事故シーケンス
取水機能喪失時（ＲＨＲＳ喪失時）は低圧ＥＣＣＳが従属的に機能喪失する。そのため，高圧注水系に成功している場合は崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループで取り扱うが，高圧注水系に失敗した場合は他の事故シーケンスグループ等（①，②，⑥〜⑨：高圧・低圧注水機能喪失，③〜⑤，⑩，⑪：全交流動力電源喪失，⑫ＬＯＣＡ時注水機能喪失，⑬雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））で重大事故対策の有効性を確認する。

10

「5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」より抜粋

・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴い待機除外中

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障によって，崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
起因事象の想定により，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は事象発生 1 時間後に喪失するものと仮定する。
ここで，事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，運転中の残留熱除去系ポンプが停止するとともに，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。その後，非常用ディーゼル発電機が起動し非常用母線の電源が回復した場合でも，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込
ラインの格納容器隔離弁が閉の状態ではインターロックにより残留熱除去系ポンプを残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）として起動することはできないため，運転員は事象発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生 1 時間後（1 時
間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは，外部電源がある場合を想定する。
5.1−7

11

事象発生 1 時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系
母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
（添付資料 1.3.2，5.1.8）

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／h
とする。

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の伝熱容量
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

d.

重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

崩壊熱除去機能喪失は，事象発生から 1 時間後の中央制御室の巡視において認知するものとする。なお，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1 時間毎の中央制
御室の巡視により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が停止していることを認知するものとしている。

(b)

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は，残留熱
5.1−8

12

「5.2 全交流動力電源喪失」より抜粋(a)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量は，崩壊熱による原子炉冷却材の蒸散を補うために必要な注水流量として，27m３ ／h を設定するものとする。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
残留熱除去系海水系への海水通水時の伝熱容量は，熱交換器の設計
性能に基づき 1 基当たり約 24MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度
32℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動
操作は，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して事象発生 25 分後に完了し，原子炉水位の低下を確認後，注水を開始する。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作は，非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 4 時間 55 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.2−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.2−5 図に示す。
5.2−9

13

冷却材流出流量

燃料損傷までのの保有水量（m ３ ） ※１

（m３ ／h）

余裕時間（h）

原子炉ウェル満水

1,056

47

22.7

Ａ，Ｃ，Ｄ

通常水位

157

45

3.5

Ｃ，Ｄ

通常水位 ※２

157

45

3.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,056

204

5.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,056

93

12.1

ＰＯＳ

原子炉水位

ＲＨＲ切替時ＢのＬＯＣＡ
ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ
ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ
ＬＰＲＭ点検時

添付 5.3.2-5のＬＯＣＡ

原子炉ウェル満水状態における保有水量は，原子炉側のみの水量を考慮（プールゲートが閉止状態であることを想定し，使用済燃料プールの保有水量を含めない。）。

※２

ＣＵＷブローは原子炉水位が通常水位より高い状態において，原子炉冷却材を放射性廃棄物処理施設等へブローす
ることにより，原子炉水位を通常水位とするための操作である。ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡは，原子炉水位が通常水位に到達した際にＣＵＷブローの停止操作に失敗することにより原子炉冷却材の流出が継続し，燃料損傷に至る
事故シーケンスであるため，燃料損傷に至るまでの余裕時間は原子炉水位が通常水位の場合の保有水量を用いて評価している。

「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方」より抜粋

燃料損傷に至るまで

事故シーケンス※１

燃料損傷までの余裕時間「添付資料5.3.2

第1表

14