TK-1-1601 改 0
平成 30 年 8 月 1 日

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書に係る補足説明資料２．発電用原子炉設置変更許可申請書「本文(十号)」との整合性について
抜粋資料（ロ

設計基準事故）ロ

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制によってＥＣＣＳが起動すると仮定する。

よりも早く出ると考えられるが，保守的に原子炉水位異常低下信号

ウェル圧力高信号は，原子炉水位異常低下信号（レベル 2 又は 1）

炉心冷却系（以下「ＥＣＣＳ」という。）起動信号として，ドライ号（レベル 3）で原子炉はスクラムするものとする。また，非常用ラム水位）にある時から開始し，事故発生と同時に原子炉水位低信(e) 原子炉冷却材喪失解析は，保守的に原子炉水位がレベル 3（スク再循環ポンプは即時にトリップするものとする。

(d) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。したがって，- ﾛ - 1 -たものであるため

・安全評価指針に基づき，保守的に設定しいを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱のであるためという。）に基づき，保守的に設定したも・軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性定したものであるため・炉心評価値に基づき，保守的に設

能評価指針（以下「ＥＣＣＳ性能評価指針」

・熱出力計算書

なお，この式はアクチニドの崩壊熱についても考慮している。

原子炉停止後の崩壊熱は，実測データに基づく値に安全余裕を・ハ(1)(ⅳ)b 燃料棒最大線出力密度したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

工事の計画に該当しない理由

見込んだ式（ＧＥ（平均）＋3σ）で計算される値を使用する。

(c)て，解析結果を厳しくする値（＊）を用いる。

ペレット間のギャップ熱伝達係数は，燃焼期間中の変化を考慮し限値である 44.0kW／m の 102％であるとする。また，燃料被覆管と(b)

通の値として用いられる値，1.19 とする。

ことはないが，沸騰水型原子炉の原子炉冷却材喪失解析において共・熱出力計算書

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反Ｒの初期値は，実際には通常運転時の熱的制限値よりも小さくなる

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

工事の計画

応度係数

（*本文三号に記載）

・原子炉の型式，熱出力及び基数*

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.17MPa［gage］とする。ＭＣＰ

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま

(a)

る。

り，冷却材が系外に流出し，炉心の冷却能力が低下する事象を想定す

ンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等によ原子炉の出力運転中に，何らかの原因による原子炉冷却材圧力バウ

ａ．原子炉冷却材喪失(ⅰ)原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化件を以下に記述する。

各評価事象の解析に当たって考慮する主要な安全機能に関する解析条(２)解析条件及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果

事故に対処するために必要な施設並びに発生すると想定される事故の程度

設計基準事故発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

炉心冷却機能の観点からＥＣＣＳネットワークに対する最も厳破断口からの冷却材の流出は，均質臨界流モデルを用いて計算逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に

燃料被覆管温度の計算における燃料被覆管と冷却材間の熱伝達

濡れた後の熱伝達係数は Andersen のモデルに濡れによる冷却

Dittus-Boelter の式

熱度で内挿した相関式

核沸騰と膜沸騰の熱伝達係数を燃料被覆管過1.24MJ／kg

6.2 低圧炉心スプレイ系

・ホ(3)(ⅱ)a.(b)低圧炉心スプレイ系

6.1 高圧炉心スプレイ系（要目表）

原子炉冷却系統施設

工事の計画

低圧炉心スプレイ系ともポンプ 1

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

1,419t／h（高圧炉心スプレイ系， ・ホ(3)(ⅱ)a.(a)高圧炉心スプレイ系

炉心スプレイ系流量（定格値）

炉心入口エンタルピ

なお，解析に用いた主要計算条件を以下に示す。

の式を用いて計算する。

ム－水反応」という。）による燃料被覆管の酸化量は，Baker-Just(k) 燃料被覆管と冷却水又は水蒸気との化学反応（以下「ジルコニウ

蒸気冷却

遷移沸騰冷却修正 Bromley の式と Dougall-Rohsenow の式を

膜沸騰冷却ボイド率で内挿した相関式

ボイド率の関数とする相関式

核沸騰冷却

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心について基づく

Dittus-Boelter の式

Sun-Saha の式

噴霧流冷却

熱度で内挿した相関式

核沸騰と膜沸騰の熱伝達係数を燃料被覆管過

蒸気冷却

遷移沸騰冷却

噴霧流冷却の相関式と修正 Bromley の式をボ

膜沸騰冷却

イド率の関数として使用する相関式

ボイド率の関数とする相関式

核沸騰冷却

９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心について

係数は，以下に示す相関式を用いる。

(j)

作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。

(i)

する。

(h)

場合も最も厳しい単一故障は，高圧炉心スプレイ系の故障である。

しい単一故障を仮定する。中小破断事故及び大破断事故のいずれの(g)ル 3）スクラム）に単一故障を仮定する。

(f) 原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位低信号（レベ

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）- ﾛ - 2 -ものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した

説明したものであるため・燃料被覆管の酸化量評価手法についてて説明したものであるため・燃料被覆管の温度評価手法につい条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した計算モデルを設定したものであるため・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，流出量したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力・原子炉の型式，熱出力及び基数*（*本文三号に記載）

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心については 1.23 とする。

Ｒの初期値は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心については 1.24， ・ハ(1)(ⅳ)a 最小限界出力比

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.03MPa［gage］とする。ＭＣＰ

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま

(b)

る。

(a) 再循環ポンプ 2 台の駆動電源が，同時に喪失するものと仮定すにまで大幅に低下して，炉心の冷却能力が低下する事象を想定する。

ップすることにより炉心流量が，定格出力時の流量から自然循環流量

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数
・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

号の設定根拠に関する説明書

原子炉の出力運転中に，2 台の再循環ポンプが何らかの原因でトリｂ．原子炉冷却材流量の喪失

・工学的安全施設等の起動（作動）信

工学的安全施設等の起動信号

原子炉非常停止信号－345cm（レベル 1）

7

セパレータ・スカート下端から用ディーゼル発電機起動，自動減圧系作動）設定点

6

（要目表）

原子炉水位異常低下（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系及び非常計測制御系統施設－63cm（レベル 2）・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

明書

・原子炉停止信号の設定根拠に関する説

制御装置に係る制御方法に関する説明書

・発電用原子炉の運転を管理するためのセパレータ・スカート下端からびそのディーゼル発電機起動）設定点

原子炉水位異常低下（主蒸気隔離弁閉鎖，高圧炉心スプレイ系及

6

原子炉非常停止信号（要目表）＋66cm（レベル 3）

計測制御系統施設

残留熱除去系ポンプ

セパレータ・スカート下端から・ヘ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書（要目表）

0.14MPa において）

原子炉冷却系統施設

子炉圧力容器と水源との差圧

・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

低圧炉心スプレイ系ポンプ

おいて）1,605t／h（ポンプ 1 台当たり，原

高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉水位低（スクラム）設定点

低圧注水系流量（定格値）

・設定根拠に関する説明書

工事の計画

台当たり，各々原子炉圧力容器と発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

水源との差圧 1.38MPa，0.84MPa に発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）- ﾛ - 3 -したものであるため・安全評価指針に基づき，起因事象を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明ものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した工事の計画に該当しない理由

解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制

スクラム反応度曲線はサイクル早期炉心用スクラム反応度曲線

減速材ボイド係数は，平衡サイクル初期時点の値の 0.9 倍の値

原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位高の信号に逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力（*本文三号に記載）

・原子炉の型式，熱出力及び基数*

・ハ(1)(ⅲ)c.ボイド係数及びドップラ係数

・ハ(1)(ⅳ)a 最小限界出力比解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制(d)

再循環ポンプを含む再循環ループの流体の慣性を考慮する。

限値である 44.0kW／m とする。

(c)

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心については 1.23 とする。

（本文五号に記載なし）

・ハ(1)(ⅳ)b 燃料棒最大線出力密度

Ｒの初期値は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心については 1.24， ・ハ(1)(ⅳ)a 最小限界出力比

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.03MPa［gage］とする。ＭＣＰ

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま(b)(a) 再循環ポンプの軸固着は，瞬時に起こるものと厳しく仮定する。

下する事象を想定する。

因で固着することにより，炉心流量が急減して，炉心の冷却能力が低

原子炉の出力運転中に，1 台の再循環ポンプの回転軸が何らかの原

ｃ．原子炉冷却材ポンプの軸固着(i) タービン・バイパス弁については，不作動を仮定する。

作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。

(h)

よる主蒸気止め弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。

(g)倍の値（＊）を用いる。

（＊）を用いる。ドップラ係数は，平衡サイクル末期時点の値の 0.9

(f)

を用いる。

(e)

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

3.1 原子炉冷却材再循環系（基本設計方針）

原子炉冷却系統施設

・熱出力計算書

・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

・制御能力についての計算書・制御能力についての計算書

3.1 原子炉冷却材再循環系

原子炉冷却系統施設（要目表）（本文五号に記載なし）

・熱出力計算書

工事の計画

とする。

再循環ポンプ及び同駆動電動機の慣性定数の設計値は約 5 秒で・ハ(1)(ⅳ)b 燃料棒最大線出力密度

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

あるが，本解析では炉心流量の低下を厳しめに評価するよう 4.7 秒(d)限値である 44.0kW／m とする。

(c)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）- ﾛ - 4 -ものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したしたものであるため・安全評価指針に基づき，起因事象を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由スクラム反応度曲線は，サイクル早期炉心用スクラム反応度曲減速材ボイド係数は，平衡サイクル初期時点の値の 0.9 倍の値

原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位高の信号に逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に

高温待機時臨界状態

低温時臨界状態

高温待機時臨界状態

サイクル初期

サイクル末期

サイクル末期・ヘ(3)(ⅰ)ｃ.制御棒の構造
・ヘ(5)(ⅲ)制御棒価値ミニマイザ

落下制御棒価値は，制御棒価値ミニマイザの設計基準である

0.013Δｋとし，落下速度は制御棒落下速度リミッタによって制(c) 落下制御棒価値及び落下速度の 20％の炉心流量があるものと仮定する。

を循環させ，定格の約 25～30％の炉心流量を得るが，保守的に定格

原子炉起動時には，通常，制御棒引き抜き開始に先立ち，冷却材(b) 炉心流量料エンタルピの初期値は 75kJ／kgUO2 である。

高温待機状態では，出力は定格の 10－６，燃料ペレット温度 286℃で燃料ペレット温度 20℃で燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgUO2 であり，サイクル初期及び末期とも，低温状態では，出力は定格の 10－８，燃

低温時臨界状態

サイクル初期(1)制御棒（要目表）
2- ﾛ - 5 -ものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したする範囲を設定したものであるため事象に関する評価指針（以下「ＲＩＥ指針」

・発電用軽水型原子炉施設の反応度投入したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したしたものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由という。）に基づき，評価に当たって考慮

計測制御系統施設・制御能力についての計算書・制御能力についての計算書

工事の計画に対して行う。

・ハ(1)(ⅲ)c.ボイド係数及びドップラ係数

・ハ(1)(ⅳ)a 最小限界出力比

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）を装荷した炉心の平衡サイクルにおける次の 4 種類の原子炉初期状態

解析は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心，９×９燃料（Ｂ型）(a) 初期条件る事象を想定する。

た制御棒が炉心から落下し，急激な反応度投入と出力分布変化が生じ原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに，制御棒駆動軸から分離しａ．制御棒落下(ⅱ)反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化(i) タービン・バイパス弁については，不作動を仮定する。

作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。

(h)

よる主蒸気止め弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。

(g)倍の値（＊）を用いる。

（＊）を用いる。ドップラ係数は，平衡サイクル末期時点の値の 0.9(f)線を用いる。

(e)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

原子炉のスクラムは，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引うに設定されたものを用いる。

逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先にDougall-Rohsenow の式（高温待機時）

核沸騰状態

膜沸騰状態

温時）

ＮＳＲＲの実測データに基づいて導出された熱伝達相関式（低Dittus-Boelter の式

Jens-Lottes の式

単相強制対流する。

燃料被覆管と冷却材間の熱伝達係数は，以下に示す関係式を使用(i) 燃料被覆管－冷却材熱伝達係数

固体接触熱伝達係数は一定として取り扱う。

なお，燃料被覆管がその降伏応力に達したときは，その時点で，ギャップ熱伝達係数は，Ross&Stoute の関係式により計算する。

(h) ペレット－燃料被覆管ギャップ熱伝達係数

ップラ係数は，平衡サイクルの値を用いる。

びボイドの効果を考慮すると，事故の解析結果は緩やかになる。ドるとし，冷却材温度及びボイドの効果は考慮しない。冷却材温度及事故に伴う原子炉出力の急上昇はドップラ効果のみで抑えられ(g) ドップラ係数（＊）

作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。

(f)

障を仮定する。

から安全保護系（中性子束高スクラム（出力領域計装））に単一故は保守的に作動しないものとする。さらに，原子炉停止機能の観点(e) 安全保護系（原子炉出力ペリオド短スクラム（起動領域計装））

・ハ(1)(ⅲ)c.ボイド係数及びドップラ係数

・制御能力についての計算書

制御装置に係る制御方法に関する説明書

・発電用原子炉の運転を管理するための原子炉非常停止信号

6

棒価値やスクラム速度とあいまって，保守的な解析結果を与えるよ

計測制御系統施設

1.2 制御棒及び制御棒駆動系（要目表）

・ヘ(2)(ⅰ) 原子炉停止回路の種類(1)制御棒（基本設計方針）2（要目表）

計測制御系統施設

その動作遅れは 0.09 秒とする。スクラム反応度曲線（＊）は，制御

中性子束高スクラムは，定格出力の 120％で作動するものとし，

き抜き位置に固着して挿入されないものとする。

・ヘ(3)(ⅲ) 反応度制御能力

・制御能力についての計算書

うに設定されたものを用いる。
・熱出力計算書

1.2 制御棒及び制御棒駆動系(d) スクラム条件（基本設計方針）

工事の計画限される 0.95m／s とする。落下制御棒の反応度曲線（＊）は，制御

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

棒価値やスクラム速度とあいまって，保守的な解析結果を与えるよ

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）- ﾛ - 6 -て説明したものであるため・燃料エンタルピの評価手法につい条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した守的な条件を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障及び保ものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるため

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した工事の計画に該当しない理由

沸騰遷移相関式でＭＣＰＲが 1.07

Rohsenow-Griffith の式及び Kutateladze の式

1.28

1.42

1.23

低温時（サイクル末期）

高温待機時（サイクル初期）

高温待機時（サイクル末期）

1.19

1.26

1.13

低温時（サイクル末期）

高温待機時（サイクル初期）

高温待機時（サイクル末期）

き，機械的エネルギの評価について設定したものであるため

いについて」（以下「反応度投入事象取扱報告書」という。）に示されたペレット－被覆管機械的相互作用を原因とする破損（以下

ペレット燃焼度 25,000MWd／t 以上 40,000MWd／t 未満

460kJ／kgUO2（110cal／gUO2）

ペレット燃焼度 25,000MWd／t 未満料被覆管は，破損したものとする。

- ﾛ - 7 -下「ＲＩＥ報告書」という。）に基づ型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱「ＰＣＭＩ破損」という。）を生じるしきい値のめやすを超える燃焼の進んだ燃料の取扱いについて（以(m) ピーク出力部燃料エンタルピの増分が，以下に示す「発電用軽水

炉施設の反応度投入事象における燃て説明したものであるため・燃料エンタルピの評価手法につい工事の計画に該当しない理由

・ＲＩＥ指針及び発電用軽水型原子工事の計画

低値 272kJ／kgUO2（65cal／gUO2）を用いる。

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

象評価指針」が示す燃料の許容設計限界である燃料エンタルピの最て，燃焼に伴い燃料棒内圧が上昇することも加味し「反応度投入事

gUO2）とし，ペレット燃焼度 40,000MWd／t 以上の破損しきい値としt 未満の破損しきい値として燃料エンタルピ 385kJ／kgUO（92cal／
2

覆管は破損したものとし，ここでは，ペレット燃焼度 40,000MWd／

応度投入事象評価指針」に示された燃料エンタルピを超える燃料被(l) 燃料棒挙動解析に当たっては，燃料エンタルピの最大値が，「反1.33

低温時（サイクル初期）

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心について

1.46

低温時（サイクル初期）

９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心についてじて次に示す値とする。

解析に使用する局所出力ピーキング係数は，それぞれの状態に応(k) 局所出力ピーキング係数（＊）

低温時

高温待機時

る時点の判定は，以下による。

燃料被覆管から冷却材への熱伝達が核沸騰から膜沸騰に移行す(j) 限界熱条件の判定

ると仮定する。

なお，解析では，一度膜沸騰に達すると最後まで膜沸騰が持続す

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

希ガス放出量が大きくなる破損箇所としてはホールドアップ装破損が生じた時点における空気抽出器の希ガスの放出率は，運オフガス系に保持されていた希ガスの破損箇所からの放出量ものであるため環境への放出は，評価結果が厳しくなる換気空調系作動として

評価する。

(e)

安全側に無視するものとする。

した希ガスが空気抽出器の出口に到達するまでに減衰する効果は30 分間は空気抽出器からの希ガスの放出を考慮する。炉心内で発生- ﾛ - 8 -の貯蔵量及び放出条件を設定した

見込んだ時間後に隔離されるものとし，更に保守的に余裕を考慮し

事故後 30 分以内は隔離されないものとする。したがって，事故後体廃棄物処理施設における希ガス

系隔離弁に単一故障を仮定した上で隔離操作に要する時間を十分したものであるため・安全評価指針に基づき，破断箇所を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

工事の計画に該当しない理由

・安全評価指針に基づき，放射性気工事の計画

空気抽出器及び破損箇所は，排気筒モニタの排気筒モニタ放射

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

能高警報等によって事故を検知するのに要する時間及びオフガス(d)

ものとする。

ップ装置第 1 塔からは保持されていた希ガスの 10％が放出される

ス減衰管からは保持されていた希ガスの 100％，また，ホールドア

は，隔離時間を考慮して厳しくなるように評価し，空気抽出器排ガ

(c)

とする。

転上許容される最大値である 3.33×10１０Bq／s（30 分減衰換算値）(b)

くなる空気抽出器出口配管での破損を考えるものとする。

こでは希ガスの減衰時間が短く希ガスの環境への放出がより大き

置第 1 塔の入口配管及び空気抽出器の出口配管が考えられるが，こ(a)を想定する。

ていた希ガスや空気抽出器からの希ガスが環境に放出される事象「オフガス系」という。）の一部が破損し，オフガス系に保持され原子炉運転中，何らかの原因で放射性気体廃棄物処理施設（以下

ａ．放射性気体廃棄物処理施設の破損(ⅲ)環境への放射性物質の異常な放出

167kJ／kgUO2（40cal／gUO2）

ペレット燃焼度 65,000MWd／t 以上 75,000MWd／t 程度まで

209kJ／kgUO2（50cal／gUO2）

ペレット燃焼度 40,000MWd／t 以上 65,000MWd／t 未満

355kJ／kgUO2（85cal／gUO2）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

原子炉は，事故発生直前まで 定格出力の約 105％（熱出力主蒸気隔離弁は，主蒸気流量高信号により 0.5 秒の動作遅れ時

環ポンプは即時にトリップするものとする。

(f) 事故発生と同時に外部電源が喪失するとする。したがって，再循(e) 臨界流の計算には，Moody の臨界流モデルを使用する。

(5)主蒸気流量制限器

4.1 主蒸気系

原子炉冷却系統施設（要目表）

・ホ(1)(ⅱ)ｃ主蒸気系

する。ただし，主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまで

流出流量は，流量制限器により定格流量の 200％に制限されると制御装置に係る制御方法に関する説明書

・発電用原子炉の運転を管理するための(7)主蒸気隔離弁

4.1 主蒸気系（要目表）

原子炉冷却系統施設

は，弁による流量制限の効果は考慮しないものとする。

(d)間を含み，事故後 5 秒で全閉するものとする。

(c)を考慮しない。

と仮定し，流出冷却材量の評価に当たっては破断口までの摩擦損失(b) 4 本の主蒸気管のうち 1 本が格納容器外で瞬時に両端破断するする。

炉冷却材喪失で用いているものと同じ値を用いることとし，1.19 と転時の熱的制限値よりも小さくなることはないが，(ⅰ)，ａ．原子応度係数・熱出力計算書

量は定格流量の 105％とする。また原子炉ドーム圧力の初期値は・ホ(1)(ⅱ)ｃ主蒸気系

1.1（＊本文三号に記載）

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反1.原子炉本体

・原子炉の形式，熱出力＊

7.17MPa［gage］とする。最小限界出力比の初期値は実際には通常運

3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転していたものとし，炉心流(a)

される事象を想定する。

管が破断し，破断口から冷却材が流出し，放射性物質が環境に放出

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により格納容器外で主蒸気

ｂ．主蒸気管破断【既工認】（要目表）のであるため

象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対線量に- ﾛ - 9 -いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱のであるため・臨界流の計算手法について説明したも扱いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，流量制限器の取条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したしたものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明基づき，相対線量の設定方法を説明したも空気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気希ガスの全放出量を乗じて求める。

気象方針（以下「気象指針」という。）に工事の計画に該当しない理由
・発電用原子炉施設の安全解析に関する

工事の計画

大気中に放出される希ガスは，換気空調系の作動を考慮するた

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

め排気筒から放出されるものとする。放出された希ガスによるγ線(f)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

原子炉停止機能の観点から安全保護系（主蒸気流量高信号によ事故発生前の冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容さ

事故発生後，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成

主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの核分裂生成物の追加放出に燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て

原子炉冷却系統施設
4.1 主蒸気系(7)主蒸気隔離弁し，閉止した 7 個の主蒸気隔離弁から蒸気が漏えいするものとする。

各主蒸気隔離弁の閉止直後の漏えい率は，設計漏えい率 10％／d（逃主蒸気隔離弁閉止後，逃がし安全弁等を通して崩壊熱相当の蒸気がサプレッション・プール水中へ移行するものとし，その蒸気流(o)-

ﾛ - 10 -したものであるため・安全評価指針に基づき，蒸気流量を評価

であるため

子炉の圧力及び温度に依存して変化するものとする。

・単一故障を考慮した漏えい率の評価値

し，飽和蒸気で）とし，4 本の主蒸気管で 7 個閉止という条件を考したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

慮して全体で 30％／d の漏えい率とする。その後の漏えい率は，原がし安全弁の最低設定圧力において，原子炉圧力容器気相体積に対（要目表）

放射能閉じ込め機能の観点から，主蒸気隔離弁に単一故障を仮定するとして，8 個の主蒸気隔離弁のうち 1 個が閉止しないものと(n)が気相部にキャリーオーバされる割合は 2％とする。

よう素から分解したよう素，無機よう素及びよう素以外のハロゲン時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機

瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬(m)

残りの 96％は無機よう素とする。

(l) 燃料棒から追加放出されるよう素のうち有機よう素は 4％とし，のとする。

関しては，原子炉圧力の低下に伴い徐々に冷却材中へ放出されるも(k)

ら放出されることはないものとする。

追加放出された核分裂生成物が主蒸気隔離弁閉止までに破断口か定した条件であるためしたものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由

放出されるものとするが，主蒸気隔離弁までの到達時間を考慮し，・ホ(1)(ⅱ)ｃ主蒸気系

工事の計画

・安全評価指針に基づき，評価上仮

主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの核分裂生成物の追加放出に発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

関しては，主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例して(j)はよう素の 2 倍の放出があるものとする。

生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてに適切な余裕をみた値である 2.22×10１４Bq とし，その他の核分裂物の追加放出量は，Ｉ－131 については先行炉等の実測値の平均値(i)中の濃度の 2％とする。

し，その組成を拡散組成とする。気相中のハロゲンの濃度は，液相れるＩ－131 の最大濃度である 4.6×10３Bq／g に相当するものと(h)

る主蒸気隔離弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。

(g)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

タービン建屋内に放出された有機よう素が分解したよう素，無主蒸気隔離弁閉止前に破断口から放出された冷却材は，完全蒸主蒸気隔離弁閉止後に主蒸気系から漏えいした核分裂生成物

主蒸気隔離弁閉止前に放出された核分裂生成物を含む冷却材

主蒸気隔離弁閉止後，主蒸気隔離弁を通して大気中へ放出され定する。

集合体が落下して破損し，放射性物質が環境に放出される事象を想

原子炉の燃料交換時に，燃料取扱装置の故障，破損等により燃料

ｃ．燃料集合体の落下

ガス，ハロゲン等の全放出量を乗じて求める。

観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対線量に希気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象

また，非居住区域境界外での希ガス及びハロゲン等によるγ線空放出量を乗じて求める。

値及び実効放出継続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測

る核分裂生成物による非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現(v)s の速度で移動するものとする。

(u) この半球状の蒸気雲は，短時間放出を考慮して風下方向に 1m／

33℃，相対湿度として 40％を用いる。

る。本評価では，蒸気雲の大きさを求めるに当たり，温度として

外気条件として温度が高く，相対湿度が低いほど蒸気雲は小さくなるものとする。この場合，蒸気雲が小さいほど実効線量が高くなり，は，高温低湿状態の外気中で完全蒸発し，半球状の蒸気雲を形成す(t)は，大気中に地上放散されるものとする。

(s)のと仮定する。

発し，同時に放出された核分裂生成物を均一に含む蒸気雲になるも

(r)

のとする。

ものとする。希ガス，有機よう素に関してはこの効果は考えないも機よう素及びよう素以外のハロゲン等は 50％が床，壁等に沈着する(q)で減圧され，主蒸気系からの漏えいは停止するものとする。

時冷却系及び残留熱除去系によって 24 時間で直線的に大気圧にま(p) 主蒸気隔離弁閉止後，原子炉圧力は，逃がし安全弁，原子炉隔離

れる核分裂生成物は被ばくには寄与しないものとする。

量は原子炉圧力容器気相体積の 340 倍／d とする。この蒸気に含ま

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

-

ﾛ - 11 -したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明のであるため

相対線量の設定方法を説明したも・気象方針に基づき，相対濃度及び定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮たものであるため

・原子炉圧力の計算手法について説明し工事の計画に該当しない理由

燃料ギャップ内の核分裂生成物の量は，原子炉が定格出力の約破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の全量が水中に放出放出された希ガスは，全量が水中から原子炉建屋の空気中へ放原子炉建屋放射能高信号により，原子炉建屋ガス処理系が起動

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の容量は，それぞれ

原子炉建屋内に放出された核分裂生成物は原子炉建屋ガス処理

系で処理された後，排気筒から大気中に放出されるものとする。

(j)

設計で定められた値（4.8 回／d 及び 1 回／d）とする。

(i)

ルフィルタの設計値 97％を用いるものとする。

・リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系（本文五号に記載なし）

非常用ガス処理フィルタトレイン

圧力低減設備その他の安全設備

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系（基本設計方針）

原子炉格納施設

環系排風機

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循・設定根拠に関する説明書

3

（要目表）

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備

3

出されるよう素の除去効率は，非常用ガス処理系よう素用チャコー

原子炉格納施設

7.3 原子炉建屋ガス処理系（要目表）

原子炉格納施設

常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の 2 系統を通り大気中に放・リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

工事の計画

（要目表）

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタのよう素除去・ヘ(2)(ⅱ) その他の主要な安全保護回路の種類（＊本文三号に記載）

・原子炉の形式，熱出力＊

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

効率は，設計値 90％を用いるものとし，また，原子炉建屋から，非(h)するものとする。

(g)(f) 水中へ放出された無機よう素の水中での除染係数は 500 とする。

し，全て原子炉建屋内に移行するものとする。

温度は低下しているので，放出されたよう素のうち 1％は有機状と(e) 燃料取替作業は原子炉停止 1 日後としており，燃料及び冷却材出されるものとする。

(d)

た燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス 10％，よう素 5％とする。

在量については，最大出力燃料集合体であることを考えて，破損しされるものとする。破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の存(c)ものとする。

日）後に行われるものとし，原子炉停止後の放射能の減衰は考える(b) 燃料取替作業は，原子炉停止後適切な冷却及び所要作業期間（1

炉心のサイクル末期の最大出力燃料集合体について行う。

105％（熱出力 3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転された取替(a)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）-

ﾛ - 12 -した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定

期間を設定したものであるため・安全評価指針に基づき，原子炉停止後の条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した工事の計画に該当しない理由放射能閉じ込め機能の観点から，原子炉建屋ガス処理系に単一

非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地に＊発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

３

事故発生前の冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容さ

事故発生後新たに燃料棒の破損は生じないため，原子炉圧力の燃料棒から格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素(f) 格納容器内での核分裂生成物の自然崩壊を考慮する。

る。

機よう素及び希ガスについては，これらの効果を無視するものとす

る割合は，無機よう素については分配係数で示して 100 とする。有によって除去される，あるいはサプレッション・プール水に溶解す寄与しないものとする。さらに，無機よう素が格納容器スプレイ水(e) 無機よう素については，50％が格納容器内部に沈着し，漏えいには 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。

(d)ものとする。

平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出がある

2.22×10１４Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成をついては先行炉等の実測値の平均値に適切な余裕をみた値である低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，Ｉ－131 に(c)

し，その組成を拡散組成とする。

れるＩ－131 の最大濃度である 4.6×10 Bq／g に相当するものと(b)

で十分長時間（2,000 日）運転されていたものとする。
（＊本文三号に記載）(a) 原子炉は，事故直前まで定格出力の約 105％（熱出力 3,440MW） ・原子炉の形式，熱出力境に放出される事象を想定する。

(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，放射性物質が環

ｄ．原子炉冷却材喪失

じて求める。

び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗おける 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及

(m)

める。

続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継(l) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年

故障を仮定する。

(k)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

応度係数

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

工事の計画

-

ﾛ - 13 -のであるため

内の核分裂生成物の取扱いを設定したも・安全評価指針に基づき，原子炉格納容器したであるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したしたものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を設定あるため対線量の設定方法を説明したもので

・気象方針に基づき，相対濃度及び相したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由

格納容器の漏えい率は，設計上定められた最大値（0.5％／d）と原子炉格納容器の最高使用圧力及び最高使

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線及びスカイシャイン

事故の評価期間は，格納容器内圧が格納容器からの漏えいが無視できる程度に低下するまでの期間（ここでは安全側に無限期間）

(l)

除外する。

評価において有意な寄与はないため，原子炉建屋内の線源としては

ン線は，原子炉一次遮蔽等により十分遮蔽されており，実効線量のなお，格納容器内の核分裂生成物からの直接線及びスカイシャイ

ものとする。

に漏えいした核分裂生成物が全て原子炉建屋内に均一に分布する線による実効線量の評価に当たっては，格納容器から原子炉建屋内(k)

設計で定められた値（4.8 回／d 及び 1 回／d）とする。

（本文五号に記載なし）

非常用ガス処理系フィルタトレイン

ルフィルタの設計値 97％を用いるものとする。

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の容量は，それぞれ非常用ガス再循環系フィルタトレイン

出されるよう素の除去効率は，非常用ガス処理系よう素用チャコー(j)3

圧力低減設備その他の安全設備

環系排風機

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循・設定根拠に関する説明書

3

（要目表）

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備（要目表）

常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の 2 系統を通り大気中に放原子炉格納施設

効率は，設計値 90％を用いるものとし，また，原子炉建屋から，非・リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系

設定根拠に関する説明書

無視し，自然崩壊のみを考える。

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタのよう素除去

・工学的安全施設等の起動（作動）信号の(i)

7が原子炉建屋において，床，壁等に沈着することによる除去効果は工学的安全施設等の起動信号（要目表）

原子炉建屋ガス処理系に切り替えられるものとする。核分裂生成物

計測制御系統施設

水位低，ドライウェル圧力高又は原子炉建屋放射能高の信号により・ヘ(2)(ⅱ) その他の主要な安全保護回路の種類-

ﾛ - 14 -したものであるため・安全評価指針に基づき，評価期間を設定

条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したるため

通常運転時に作動している原子炉建屋の常用換気系は，原子炉

分裂生成物の放出量を設定したものであないためその評価を省略する。

(h)ン・チェンバのプール水の漏えいによる核部からの漏えいによる放出量に比べて十分小さく，有意な寄与は原子炉格納容器工事の計画に該当しない理由

・安全評価指針に基づき，サプレッショ

1

（要目表）

原子炉格納施設

工事の計画

ール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量は，格納容器内気相

用温度並びに漏えい率・リ(2)発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

なお，ＥＣＣＳにより格納容器外へ導かれたサプレッション・プ

する。

(g)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

放射能閉じ込め機能の観点から，原子炉建屋ガス処理系に単一

非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地に・原子炉の形式，熱出力＊【既工認】（要目表）(ⅱ)，ａ．で想定した制御棒落下の際に，放射性物質が環境に放本事故による燃料棒の燃料被覆管の破損本数が最大となるの破損した燃料棒を有する燃料集合体に含まれる核分裂生成物の破損した燃料棒からは，燃料ギャップ中の核分裂生成物の全量10％，よう素 5％とする。

あることを考えて，破損した燃料棒内の全蓄積量に対して希ガスの核分裂生成物の存在量については，最大出力燃料集合体と同等でが冷却材中に放出されるものとする。破損した燃料棒のギャップ中(e)

量は，最大出力の燃料集合体に含まれる量と同じであるとする。

(d)(c) 事故時の主蒸気流量は定格の 5％とする。

いたものとする。

の約 105％（熱出力 3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転されて(b) 原子炉は高温待機状態にあり，事故発生の 30 分前まで定格出力

心の全燃料棒に対する破損燃料棒割合を 6％として解析する。

は，サイクル初期の高温待機状態で事故が発生した場合であり，炉(a)

出される事象を想定する。

（＊本文三号に記載）

応度係数

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体あるため-

ﾛ - 15 -した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したものであるため・事象進展解析結果を保守的に設定したしたものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

核分裂生成物の取扱いを設定したもので効果を考慮して求める。

ｅ．制御棒落下・安全評価指針に基づき，原子炉建屋内の直接線及びスカイシャイン線による実効線量は，原子炉建屋内あるため対線量の設定方法を説明したもので

・気象方針に基づき，相対濃度及び相したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

工事の計画に該当しない理由の核分裂生成物によるγ線積算線源強度を用い，原子炉建屋の遮蔽(q)

じて求める。

び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗おける 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及

(p)

める。

続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継(o) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年

故障を仮定する。

(n)3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設（基本設計方針）チ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系工事の計画ものとする。

格納容器から原子炉建屋内に漏えいした核分裂生成物は，原子

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

炉建屋ガス処理系で処理された後，排気筒から大気中に放出される

(m)

とする。

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

破損した燃料棒から放出された希ガスは，全て瞬時に気相部に主蒸気隔離弁は，主蒸気管放射能高信号により 0.5 秒の動作遅非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地に原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力3,440MW）で運転していたものとする。

(a)

力，温度が異常に上昇する事象を想定する。

(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，格納容器内の圧ａ．原子炉冷却材喪失(ⅳ)原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化

じて求める。

び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗おける 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及

(m)

める。

続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継(l) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年

定する。

放射能閉じ込め機能の観点から，主蒸気隔離弁に単一故障を仮（＊本文三号に記載）

・原子炉の形式，熱出力＊

応度係数

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

2.2.4 タービン建屋換気系(k)（基本設計方針）中に放出されるものとする。

タービン建屋内に漏えいした核分裂生成物については，タービ

ン建屋換気系が作動しているものとし，これにより排気筒から大気(j)

放射線管理施設-

ﾛ - 16 -したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明あるため

対線量の設定方法を説明したもので

・気象方針に基づき，相対濃度及び相したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定ものであるためえいするものとする。

タービン建屋内への漏えい率を設定した

ビンの自由空間に対し 0.5％／d の漏えい率でタービン建屋内へ漏した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定

工事の計画に該当しない理由

・安全評価指針に基づき，核分裂生成物の書制御装置に関する制御方法に関する説明

・発電用原子炉の運転を管理するための工事の計画

着するものとし，気相中の残りの核分裂生成物は，復水器及びター（本文五号に記載なし）

・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(i) 復水器へ移行した核分裂生成物のうち，無機よう素の 50％は沈れ時間を含み事故後 5 秒で全閉するものとする。

(h)

オーバされる割合は 2％とする。

機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリー

瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有とし，残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は(g) 破損した燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 4％移行するものとする。

(f)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却系への手動切替は，事故

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力ジルコニウム－水反応による水素の発生量は，原子炉冷却材喪

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

る。

９×９燃料（Ｂ型）では燃料被覆管全量の 0.89％に相当する量であ

なお，これは９×９燃料（Ａ型）では燃料被覆管全量の 0.88％，-

ﾛ - 17 -であるため基づき，水素の発生量を設定したもの

いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱したものであるため・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定ためして運転員の操作を想定したものである

・安全評価指針に基づき，判断時間を考慮るため

・原子炉の運転状態を設定したものであ計算モデルを設定したものであるため・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，流出量いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱工事の計画に該当しない理由

・安全評価指針及び事象進展解析に

・熱出力計算書

1.1

1.原子炉本体【既工認】（要目表）

工事の計画る量とする。

（＊本文三号に記載）

・原子炉の形式，熱出力＊

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

では燃料被覆管の表面から 5.8μm の厚さが反応した場合に相当す

厚さが反応した場合に相当する量のいずれか大きいほうとし，解析

失解析による発生量の 5 倍，又は燃料被覆管の表面から 5.8μm の(c)(b) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。

3,440MW）で運転していたものとする。

(a)

生する事象を想定する。

(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，可燃性ガスが発ｂ．可燃性ガスの発生(f) 格納容器スプレイ冷却系に単一故障を仮定する。

後 15 分とする。

(e)［gage］とする。

のプール水温度及び格納容器内圧は，それぞれ 57℃，35℃及び 5kPa(d) 事故発生直前のドライウェル温度，サプレッション・チェンバ内算する。

(c) 破断口からの冷却材の流出は，Moody の臨界流モデルを用いて計再循環ポンプは即時にトリップする。

(b) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。したがって，発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

原子炉冷却材喪失解析結果から事故時に燃料棒の破裂が生じな／h[normal]とし，再循環流量 85m３／h[normal]と合せ，合計 340m

可燃性ガス濃度制御系の水素ガス及び酸素ガスの再結合効率を

放射能閉じ込め機能の観点から可燃性ガス濃度制御系に単一故り，設計上の制限値ではない。

（＊）サイクル期間中の炉心燃焼度変化及び燃料交換等により変動する値であができることが合理的に推定できる時点までとする。

解析は，原則として事象が収束し，支障なく冷態停止に至ること

障を仮定する。

(k)

95％とする。

(j)

統機能を発揮するものとする。

(i) 可燃性ガス濃度制御系は，事故後 3.5 時間で作動し，同時に系

き，すべてサプレッション・チェンバに戻るものとする。

可燃性ガス濃度制御系で処理されたガスは，再循環するものを除理されるものとする。

／h[normal]（1 系統当たり）のガスが可燃性ガス濃度制御系で処

３３(h) ドライウェルから可燃性ガス濃度制御系への吸込み流量は 255m

非沸騰状態では 0.25 分子／100eV，0.125 分子／100eV とする。

値）は，それぞれ沸騰状態では 0.4 分子／100eV，0.2 分子／100eV，(g) 放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの発生割合（Gて燃料棒中に存在するものとする。

るものとする。さらに，他の核分裂生成物は，希ガスを除き，すべ

ロゲンの 50％及び固形分の 1％が格納容器内の水の液相中に存在すいので，核分裂生成物はすべて燃料棒中にとどまるが，解析ではハ(f)

原子炉格納施設（本文五号に記載なし）

圧力低減設備その他の安全設備

圧力低減設備その他の安全設備
可燃性ガス濃度制御系再結合装置

3

（要目表）

原子炉格納施設

可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ

3

（要目表）

-

ﾛ - 18 -について説明したものであるため。

・評価に用いる核的パラメータの取扱いしたものであるため・安全評価指針に基づき解析期間を説明したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき，評価上仮定したした条件であるため工事の計画に該当しない理由

・安全評価指針に基づき，評価上仮定

・リ(3)(ⅰ)a(a)可燃性ガス濃度制御系

工事の計画

る。

事故前に冷却材中に溶存している水素，酸素の寄与は非常に少発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

ないので，事故後の格納容器内の水素，酸素濃度の評価では無視す(e)以下としているが，解析では 4.0vol％とする。

(d) 不活性ガス系により事故前の格納容器内の酸素濃度は 4.0vol％

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）