東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 6
提出年月日
平成 29 年 4 月 7 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 4 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：今回提出資料
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

評価にあ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

原子炉格納容器の限界温度・圧力

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，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

2.4

崩壊熱除去機能喪失
目-1

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.

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しない場合

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

5.3

原子炉冷却材の流出
目-2

5.4

6.

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

添付資料

目次

添付資料 1.2.1

定期検査工程の概要

添付資料 1.3.1

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

添付資料 1.3.2

運転員等の操作時間に対する仮定

添付資料 1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について添付資料 1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付資料 1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について添付資料 1.5.3

使用済み燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事
故（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件
について

添付資料 1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー

添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.3

7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.4

7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

目-4添付資料 2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料 2.2.4

7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪
失）添付資料 2.3.1.1

全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の 8 時
間継続運転が可能であることの妥当性について

添付資料 2.3.1.2

蓄電池による給電時間評価結果について添付資料 2.3.1.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.5

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について添付資料 2.3.1.6

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.7

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.2.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ，
ＴＢＰ））

添付資料 2.3.2.2

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価につい目-5

て（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））
添付資料 2.3.2.3

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.4

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＰ，ＴＢＵ））

添付資料 2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.3

7 日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.4

7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.2.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））添付資料 2.4.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.3

7 日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
目-6

添付資料 2.4.2.4

7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料 2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について添付資料 2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料 2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）添付資料 2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料 2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料 2.5.7

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源温度の影響

添付資料 2.5.8

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料 2.5.9

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料 2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料 2.6.3

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.4

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

添付資料 2.6.6

7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪
失）目-7

添付資料 2.6.7

7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）添付資料 2.6.8

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について添付資料 2.7.2

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.3

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.4

7 日間における水源の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.5

7 日間における燃料の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.6

常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について

添付資料 2.8.2

地震発生と同時に津波が到達するとした評価上の想定の妥当性について

添付資料 2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料 3.1.2.1

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差
目-8異について添付資料 3.1.2.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.2.3

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）における炉心の損傷状態及び損傷炉心の位置について

添付資料 3.1.2.4

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料 3.1.2.5

格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について

添付資料 3.1.2.6

非凝縮性ガスの影響について

添付資料 3.1.2.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.8

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料 3.1.2.9

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.10

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.11

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））添付資料 3.1.3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）におけるＣｓ137 放出量評価について
目-9添付資料 3.1.3.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.3.3

安定状態について（代替循環冷却系を使用しない場合）

添付資料 3.1.3.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.5

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.6

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.7

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））添付資料 3.2.1

原子炉建屋から大気中への Cs-137 の漏えい量について

添付資料 3.2.2

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について添付資料 3.2.3

格納容器破損モード「ＤＣＨ」，「ＦＣＩ」，「ＭＣＣＩ」の評
価事故シーケンスの位置付け

添付資料 3.2.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料 3.2.5

7 日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.6

7 日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）
目-10添付資料 3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接接触）添付資料 3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）に関する知見の整理について

添付資料 3.3.2

水蒸気爆発の発生を仮定した場合の原子炉格納容器の健全性への影響評価添付資料 3.3.3

ペデスタル（ドライウェル部）への水張りの適切性

添付資料 3.3.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

添付資料 3.3.5

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料 3.3.6

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料 3.4.1

Ｇ値の不確かさによる評価結果への影響

添付資料 3.4.2

水の放射線分解の評価について

添付資料 3.4.3

安定状態について添付資料 3.4.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（水素燃焼）

添付資料 3.4.5

原子炉注水開始時間の評価結果への影響

添付資料 3.5.1

安定状態について添付資料 3.5.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融燃料・コンクリート相互作用）

目-11添付資料 3.5.3

溶融炉心の崩壊熱及び溶融炉心からプール水ヘの熱流束を保守的に考慮する場合のペデスタル（ドライウェル部）のコン
クリートの浸食量及び溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する非凝縮性ガスの影響評価

添付資料 3.5.4

ペデスタル（ドライウェル部）床部の構造について添付資料 4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出について添付資料 4.1.3

安定状態について添付資料 4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

添付資料 4.1.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料 4.1.6

7 日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料 4.1.7

7 日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料 4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.2.2

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

添付資料 4.2.3

安定状態について添付資料 4.2.4

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料 4.2.5

7 日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料 4.2.6

7 日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料 5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失に目-12

おける基準水位到達までの余裕時間と必要な注水量の計算
方法について添付資料 5.1.2

重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件
設定

添付資料 5.1.3

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱
設定の考え方

添付資料 5.1.4

安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料 5.1.5

運転停止中における崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源
喪失時における放射線の遮蔽維持について添付資料 5.1.6

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

崩壊

熱除去機能喪失）添付資料 5.1.7

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 5.2.1

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

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 5.2.4

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 5.2.5

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目-13

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

原子炉冷却材の流出）
原子炉冷却材の流出）添付資料 5.3.5

7 日間における燃料の対応について（原子炉冷却材の流出）

添付資料 5.4.1

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.4.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

反応度の誤投入）
反応

度の誤投入）
添付資料 5.4.3

反応度誤投入事象の代表性について

添付資料 6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料 6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について添付資料 6.2.2

重要事故（評価事故）シーケンス以外の事故シーケンスの要員の評価について添付資料 6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について目-14

添 付 資 料 1.3.2
運転員等の操作時間に対する仮定

事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については，原則として，中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作開始条件に達したことを起点として，確実な実施のための時間余裕を含め，以下に示す時間で実施するものとして考慮する。

ａ ． 事 象 発 生 直 後 の 中 央 制 御 室 で は 10 分 間 ※ １ の 状 況 確 認 を 行 う
ものとし，状況確認後に引き続いての操作については，状況確認 10 分 ＋ 操 作 時 間 ※ ２ と す る 。
ｂ．操作開始条件に到達したことを起点とした操作については，操作開始条件到達時点から操作時間※２を考慮する。
ｃ．ただし，パラメータ変化が緩やかで対応操作までの余裕時間が十分確保でき，評価項目に与える影響が軽微な操作について
は，操作開始条件に到達した時点で操作完了とする。
ｄ．その他，設定した時間までに余裕時間が十分ある操作については，設定時間で操作完了とする。

※1

原子炉スクラム失敗時は，スクラム成功時と異なり，未臨
界 へ 移 行 す る 操 作 を 行 う こ と を 優 先 す る た め ，運 転 手 順 書 に従い直ちに手動スクラム操作に移行する。

※2

訓練等に基づく実移動時間や，操作等に必要な時間から保守的に設定している。
添付 1.3.2－1

1

なお，運転員等は運転手順書に従い，各操作条件を満たせば順次
操 作 を 実 施 す る が ，有 効 性 評 価 に お け る 解 析 の 条 件 設 定 に お い て は ，
操作現場までのアクセスルートの状況，操作場所の作業環境を踏まえ，実現可能と考えられる操作時間の想定に基づき上記の操作時間を設定する。

添付 1.3.2－22

運転員等の操作余裕時間に対する有効性評価上の仮定

高 圧・低 圧 注 水
機能喪失

運転員等操作

余裕時間

考え方① 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 操 作（ 逃がし安全弁による原子炉減圧操作）
・高圧注水機能喪失の判断
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
・高圧代替注水系の起動操作
・低圧注水機能喪失の判断
・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧操作① 事 象 発 生 か ら 25分 後（ 状 況 判 断 10 分 + 操 作 時 間 15分）

①a
状況判断後の操作時間を踏まえて設定。

②代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作②サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到 達②ｃ
サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 は 事 象 発 生
後 か ら 緩 や か に 上 昇 す る も の で あ り ，本 操
作 の 至 近 に 別 操 作 も な い た め ，操 作 開 始 条
件到達時には操作することが可能。

③格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作③サプレッション・チェンバ圧
力 310kPa[gage]到 達③ｃ
サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 は 事 象 発 生
後 か ら 緩 や か に 上 昇 す る も の で あ り ，本 操
作 の 至 近 に 別 操 作 も な い た め ，操 作 開 始 条
件到達時には操作することが可能。

添付 1.3.2－3

3

運転員等の操作余裕時間に対する有効性評価上の仮定
運転員等操作

余裕時間

考え方①低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全弁による原子炉減圧操作）①サプレッション・プール水
温 度 65℃ 到 達①ｃ
サプレッション・プール水温度は事象発生
後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条
件到達時には操作することが可能。

②代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作②サプレッション・チェンバ圧 力 279kPa[gage]到 達②ｃ
サプレッション・チェンバ圧力は事象発生
後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条
件到達時には操作することが可能。

③格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作③サプレッション・チェンバ圧 力 310kPa[gage]到 達③ｃ
サプレッション・チェンバ圧力は事象発生
後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条
件到達時には操作することが可能。

崩 壊 熱 除 去 機
能 喪 失（ 残 留 熱
除 去 系 が 故 障
した場合）

添付 1.3.2－44

運転員等の操作余裕時間に対する有効性評価上の仮定
運転員等操作余裕時間①低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全弁による原子炉減圧操作）
・高圧注水機能喪失の判断
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
・高圧代替注水系の起動操作
・低圧注水機能喪失の判断
・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧操作① 事 象 発 生 か ら 25分 後（ 状 況 判 断 10 分 + 操 作 時 間 15分）

①a
状況判断後の操作時間を踏まえて設定。

②代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作②サプレッション・チェンバ圧 力 279kPa[gage]到 達②ｃ
サプレッション・チェンバ圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条件到達
時には操作することが可能。

③格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作③サプレッション・チェンバ圧 力 310kPa[gage]到 達③ｃ
サプレッション・チェンバ圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条件到達
時には操作することが可能。

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注
水機能喪失

添付 1.3.2－5

考え方

5

参考
（凡例）
：起点
：操作完了
：起点及び操作完了
運転員等の操作時間に対する仮定

ａ．の設定
について

事象発生

事象発生 10 分後

対象操作の一例
10 分＋α分
で操作完了【高圧・低圧注水機能喪失】
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全弁による原子炉減圧操作）

状況確認（10 分）

操作時間（α分）【高圧注水・減圧機能喪失】
操作開始条件到達

ｂ．の設定
について

パラメータの監視操作開始条件到達＋α分で操作完了

・残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作

操作時間（α分）

操作開始条件到達
時に操作完了ｃ．の設定【崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）】
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
操作

について

パラメータの監視【全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
】
ｄ．の設定
について

設定時間時点にて操作完了

操作開始可能時間

・逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）操作の余裕時間62.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.1.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，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」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋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」，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」及び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」である。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）の発生後，高圧及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失した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，
2.1-1

7

重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧又は低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故
シーケンスグループに対しては，代表として低圧注水機能に対する重大事
故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉減圧後に低圧の注
水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.1-1 図に，対応手順の概要を第 2.1-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を
第 2.1-1 表に示す。
2.1-2

8

本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生後 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行
うための招集要員 2 名，現場手動による格納容器ベント操作を行うための招集要員 3 名である。必要な要員と作業項目について第 2.1-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び外部電源喪失の確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。また，外部電源が喪失したことで，非常用ディーゼル発電機が自動起動したことを確認する。
原子炉スクラム及び外部電源喪失の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装，6.9kV２C，２D 母線電圧計等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等であ
2.1-3

9

る。
ｃ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｄ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作に必要な計装設備は，緊急用母線電圧計である。
ｅ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後に，低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
ｆ．逃がし安全弁による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。
逃がし安全弁による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力計等である。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格
2.1-4

10

納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作
低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後は，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）である。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常数位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
2.1-5

11

ｉ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。サ
プレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に
行う。

2.1.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（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）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
2.1-6

12

本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣ
ＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.1-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件
2.1-7

13

(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁の安全弁機能にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，自動減圧機能付き逃がし安全弁（7 弁）を使用するものとし，容量として，1
弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
2.1-8

14

(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0～378m３ ／h，注水圧力：0～2.38MPa[dif] ※ ）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉
水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(f)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。

ｃ．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。なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動の前に常設代替高圧電源装置の起動操作が必要となる，外部電源なしを設定する。
2.1-9

15

(a)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧注水機
能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，低圧
代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水
位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.1-4 図から第 2.1-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生
位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.1-9 図から第 2.1-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.1-15 図から第 2.1-18 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ

2.1-1016

ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みる
が，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の約 25 分後に，逃がし安全弁 7 弁による原子炉減圧を実施すること
で，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有
効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下し低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，上記の挙動に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が2.1-11

17

逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5ｍ到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，
事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.1-9 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 35 分後に最高温度の約 338℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下にとどまることから，評価項目である 15％を下回る。
2.1-1218

原子炉圧力は，第 2.1-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.1-15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.1-16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダ
リにかかる温度は，評価項目の限界温度（200℃）を下回る。
第 2.1-5 図に示すように，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.1-15 図及び第 2.1-16 図に示すように，事象発生の約
28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
（添付資料 2.1.1）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱実施時の敷地境界での実効線量は，格納容器除熱開始までの時間が本事象より短く，格納容器内での放射性物質の減衰効果が少ない「2.6
2.1-13

ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の19

評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，高圧・低圧注水機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧代替注水系（常設）の起動後に原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納容器圧力及び雰囲気
温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作），代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「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」に示すとおり
2.1-1420

であり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 10℃～50℃
高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする
運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員
2.1-1521

等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰
囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータ対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さく
2.1-1622

なるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.1-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした
2.1-1723

場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等
操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，運転員等操作の観点では，
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作の前に常設代替高圧電源装置の起動操作が必要となり，注水開始が遅くなる条件として，外部電源なしを想定する。外部電源がある場合は，常設代替高圧電源装置の起動が不要となることから，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作の開始は早くなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.1.2）
2.1-1824

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展の観点では，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定する。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大2.1-1925

きくなる。
（添付資料 2.1.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解2.1-2026

析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード
及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の2.1-2127

操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
約 40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器
圧力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.1.2）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）については，同様に高圧・低圧注水機能が喪失し，原子炉減圧操作も 25 分であることから事象進展が同等となる「ＬＯＣＡ時
注水機能喪失」において，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足する。また，25 分の減圧操
作遅れを想定した場合には，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，格納容器ベント時の敷地境界線量も約 4.4mSvとなり 5mSv を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後のマネジメントに移行するため，重大事故での対策の範囲となる。
2.1-2228

操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 14 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達してから，炉心損傷後の格納容器スプレイ実施基準である 465kPa[gage]に到達するまで約 2 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 30分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.2，2.6.5）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.1.4

必要な要員及び資源の評価
2.1-2329

(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において重大事故等対策に必要な要員は，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 17名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な招集要員は 5 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で確保可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮す
ると，合計約 5,350m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。
ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.1.3）

2.1-24

30

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，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及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.1.4）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの，電源供給を考慮する負荷については約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 22.1-2531台）の連続定格容量は 2,208kW であることから必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.1.5）

2.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」では，高圧・低圧注
水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対す
る炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施すること
で，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
2.1-2632

等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した
重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグ
ループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対して有効である。

2.1-2733

第 2.1-1 表

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（1／3）

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
原 子 炉 ス ク ラ ム 及 び 外 部 電 源 ・原子炉スクラムを確認する。
【非常用ディー －平均出力領域計装喪失の確認
・外部電源が喪失したことで，非常用ディーゼル ゼル発電機】
起動領域計装発電機が自動起動し，非常用母線の電圧が回復 軽油貯蔵タンク
6.9kV ２Ｃ 及び ２Ｄ 母線電 圧したことを確認する。
計
高圧注水機能喪失の確認
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２） 【主蒸気隔離弁】 －原子炉水位計（広帯域，燃料域）
ＡＴＷＳ緩和設
設定点に到達したことを確認する。
原子炉水位計（SA 広帯域，SA・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 備（代替原子炉再燃料域）
循環ポンプトリ
自動起動に失敗したことを確認する。
【高圧炉心スプレイ系系統流・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の ップ機能）
量計】
手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したこ【原子炉隔離時冷却系系統流とを確認する。
量計】
原子炉圧力計・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注原子炉圧力計（SA）
水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧代替注水系の起動操作
・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を 高圧代替注水系－
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
起動する。
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）
高圧代替注水系系統流量計
低圧注水機能喪失の確認
・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起動操 －－【低圧炉心スプレイ系ポンプ
作失敗後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去
吐出圧力計】
系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手【残留熱除去系ポンプ吐出圧
動起動に失敗したことを確認する。
力計】
操作及び確認

手

順

了

8
8
2
2
1
1
.
.
2
2

【

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作34

第 2.1-1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
低圧代替注水系（常設）の起動
準備操作

了

逃がし安全弁による原子炉減
圧操作

9
9
2
2
1
1
.
.
2
2
原子炉水位の調整操作

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（2／3）
手

順

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 低 圧 代 替 注 水
電後，低圧代替注水系（常設）を起動する。 系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・低圧代替注水系（常設）の起動準備完了後， 逃がし安全弁
逃がし安全弁 7 弁を手動開放することによ 常 設 低 圧 代 替 注 水り，原子炉減圧操作を実施する。
系ポンプ
・原子炉減圧に伴い，低圧代替注水系（常設） 代替淡水貯槽からの原子炉注水が開始され，原子炉水位 常 設 代 替 高 圧 電 源装置が回復することを確認する。
軽油貯蔵タンク・炉心損傷がないことを継続的に確認する。
・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

・低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
緊急用母線電圧計－

常設低圧代替注水系ポンプ吐
出圧力計－

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）

－

35

第 2.1-1 表
操作及び確認
代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器冷却

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順了・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施
する。

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量計
代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水位計－

ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
サプレッション・プール水位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
耐圧強化ベント系放射線モニ
タ

0
0
3
3
1
1
.
.
2
2

36

コメント No.163-46 に対する回答

第 2.1-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300 t／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

了

初期条件

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

1
1
3
3
1
1
.
.
2
2

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

37

第 2.1-2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件

初期条件

了

事故条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位-4.7cm）

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失

2
2
3
3
1
1
.
.
2
2

外部電源

5,700m３

32℃

外部電源あり条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失
を設定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる
なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動前に常設代替高圧電源装置の起動が必要となる外部電源なしを想定する

重 大 事故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）
信号で全台停止

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

38

第 2.1-2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定＜常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0～378m３ ／h
・注水圧力：0～2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

了重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の
範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

3
3
3
1
1
.
.
2
2

代替格納容器スプレイ冷却
系（常設）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230 m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

39

第 2.1-2 表
項

了

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

目

逃がし安全弁

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

4
4
3
3
1
1
.
.
2
2

ベント管真空破壊装置
作動差圧
格納容器圧力逃がし装置

3.45kPa（ドライウェル－サプレッション・チェン
バ間差圧）
排気特性：最小流量特性
13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において）設計値を設定格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

40

第 2.1-2 表
項目

重 大 事 故 等 対策 に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉減
圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

了代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生から 25 分後

運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

5
5
3
3
1
1
.
.
2
2

41

←
逃が し安 全 弁

常設 高圧 代 替注 水ポ ンプ（評 価上 考 慮し ない ）ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機

Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置Ｇドラ イウ ェ ル※

格納 容器 圧 力逃がし 装置※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油 貯蔵 タ ンク

6
3
1
.
2

←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

↑

→
→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑
可搬 型代 替 注水大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

タン クロ ー リ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

42

←
逃が し安 全 弁

常設 高圧 代 替注 水ポ ンプ（評 価上 考 慮し ない ）ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機

Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置Ｇドラ イウ ェ ル

格納 容器 圧 力逃がし 装置※※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油 貯蔵 タ ンク

7
3
1
.
2

←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ↑→→

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ
代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑
可搬 型代 替 注水大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

タン クロ ー リ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

43

←
逃が し安 全 弁

常設 高圧 代 替注 水ポ ンプ（評 価上 考 慮し ない ）ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機

Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置Ｇドラ イウ ェ ル

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油 貯蔵 タ ンク

8
3
1
.
2

←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

↑

→
→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑
可搬 型代 替 注水大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

タン クロ ー リ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱段階）

44

(解析 上 の時 刻)

凡

給水 流量 の 全喪 失
（外 部電 源 喪失 ※ １ ）(0秒)

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故等 対応 要 員（ 現場）の 作業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員（現 場）の共 同作 業原子 炉ス ク ラム 及び外部 電源 喪 失 ※ １ の確 認 ※ ２(約20秒)

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等の自 動起 動 確認

高圧 注水 機 能喪 失確 認 ※ ３

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２

低圧 注水 機 能喪 失確 認 ※ ３

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

水源 補給 準 備

燃料 補給 準 備

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作

高圧 ／低 圧 注水 機
能の 回復 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 準備

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作
水源 補給 準 備完 了

燃料 補給 準 備完了

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

タン クロ ー リによる燃料 補給 操 作

低圧 代替 注 水系 （常 設）の起 動準 備 操作 ※ ４(約25分)

逃が し安 全 弁に よる
原子 炉減 圧 操作 ※ ５(約29分) 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※６

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

Ⅰ
原子 炉水 位 不明
でな いこ と の確 認 ※８
水位 不明 で はな い

水位 不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認

原子 炉満 水 操作 ※ １ ０

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

※７

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※９

原子 炉水 位 の調 整操 作 ※ １ １(約14時 間)【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制 御 棒駆 動水 圧系 に よる 原子 炉圧 力容 器へ の 注水 が継続 して い るこ とを 確認 す る。 また ， 追 加起 動の 準 備も 開始 する 。
低圧 代替 注 水系 （常 設） と 同等 の流 量 は 確保 でき な いが ，消 火系 及 び復 水補 給水 系に よる 原 子炉 注
水も 実施 可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実施 可能 であ る 。
Ⅱ
代替 格納 容 器ス プレ イ（ 常 設） によ る 格 納容 器ス プ レイ を優 先す る が， 代替 格納 容器 スプ レ イ（ 可搬型 ）に よ る格 納容 器ス プ レイ も実 施 可 能で ある 。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧 強化 ベン ト系 によ る格 納 容器 除
熱も 実施 可 能で ある 。

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達※１ ：外 部 電源 あり とし て いる が， 運 転 員等 操作 の 観点 では 低圧 代 替注 水系 （ 常 設） の起 動 前に 常設 代替高 圧電 源 装置 の起 動が 必 要と なる 外 部 電源 なし を 想定 している 。

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る
格納 容器 ス プレ イ操 作 ※ １ ２※２ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。 また ，外 部 電源 喪失 に伴い 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機が 自動 起 動 した こと を 6.9kV２Ｃ 及び ２ Ｄ電 圧計 によ り確 認す る 。
※３ ：中 央 制御 室に て機 器 ラン プ表 示 ， 機器 故障 警 報， 系統 流量 計 指示 等に て 確 認す る。

サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 +5.5m 到 達

代替 循環 冷 却系の起 動操 作

代代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系（ 常 設） 及び 代替循 環冷 却 系以 外に よる 格 納容 器ス プ レ イ
・代替 格 納容 器ス プ レイ（ 可 搬型 ）に よ る格 納
容器 スプ レ イ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

格納 容器 ベ ント 準備 操作※１３

Ⅱ

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

炉心 損傷 な し

※５ ：逃 が し安 全弁 によ る 原子 炉減 圧 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・低 圧で 注 水可 能な 系統 （ 低圧 代替 注 水 系（ 常設 ）） の準 備完了※６ ： 原 子炉 水 位が 燃 料有 効 長 頂部 以 下 とな っ た 場合 は ，格 納 容器 雰囲 気監 視 系 等に よ り 格納 容 器内 の水素 ・酸 素 濃度 を確 認す る 。
※７ ：炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る。（燃 料損 傷 をも って 炉心 損傷後 の手 順 に 移行 ）・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ γ 線 線 量 率 が 設 計 基 準 原子 炉 冷 却 材 喪 失 事 故 時 追 加 放 出 相 当の 10 倍 以上※８ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・原 子炉 水 位計 のば らつ き が大 きく 燃 料 有効 長頂 部 以上 であるこ と が判 断で き な い場 合

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る
格納 容器 ス プレ イ停 止操 作 ※１４

炉心 損傷 な しの
確認 ※７

※４ ：低 圧 代替 注水 系（ 常 設） の起 動 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失※９：原 子炉 水位 が 燃料 有効 長 頂部 以下 とな った 場 合は，燃 料有 効長頂 部以 下の 継続 時間 を 測定 し，「最長許 容 炉 心露 出 時間 」 の 禁止 領 域に 入 っ てい る か を確 認 すると と もに ， 格納 容 器 雰囲 気 監 視系 γ
線モ ニタ に より 燃料 の健 全 性を 確認 す る 。

炉心 損傷 確 認

※１ ０ ： 原子 炉 水位 不 明の 場 合 は， 原 子 炉圧 力 容 器を 満 水と し ，原 子炉 圧力 と サ プレ ッ シ ョン ・ チェ ン
バ圧 力の 差 圧を 確認 する こ とで ，原 子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂部以 上 であ るこ と を 確認 する 。

原子 炉満 水 操作 ※ １ ５※１ １ ： 低圧 代 替注 水 系（ 常 設 ）に よ り ，原 子 炉 水位 を 原子 炉 水位 低（ レベ ル ３ ）設 定 点 から 原 子炉 水
位高 （レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

※１ ２ ： 代替 格 納容 器 スプ レ イ 冷却 系 （ 常設 ） に よる 格 納容 器 スプ レイ 操作 は ， サプ レ ッ ショ ン ・チ ェ
ンバ 圧力 が 279kPa[gage]に到 達し た 場合 に実 施し ，こ れ 以降 はサ プ レッ ショ ン・チェ ンバ 圧 力
を 217kPa[gage]か ら 279kPa[gage]の範 囲 に維 持す る 。

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達※１ ３：サ プレ ッシ ョ ン・プ ール 水位 が 通 常水 位＋5.5m に到 達 した 場合 は ，格 納容 器ベ ント 準 備の ため ，
中央 制 御 室に て 機器 ラ ン プ表 示 に より 系 統構 成 を 確認 す るとと も に， 格 納 容器 圧 力逃 が し 装置
一次 隔離 弁 を全 開と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 側」を優 先し て 実
施し ，中 央 制御 室か らの 遠 隔操 作及 び 現 場で の手 動 操作 に失敗し た 場合 は，「ド ラ イウ ェル 側 」の開 操作 を 実施 する 。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる
格納 容器 除 熱操 作
（サプレッション・チェンバ側）※１ ４： 格 納容 器ス プレ イ の停 止は ， 以 下に より 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ り 原 子 炉 水 位 を 維 持し ， 格
納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認す
る 。 ま た ， 機 能 喪 失 し て い る 設 備 の 復 旧 を 試 み ，残 留 熱
除 去 系 の 復 旧 後 ， 原 子 炉 は 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ード に よ
り 冷 温 停 止 状 態 と し ， 格 納 容 器 は 代 替 循 環 冷 却 系又 は 残
留 熱 除 去 系 の 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び サプ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 モ ー ド に よ る 冷 却 が 可 能 で ある こ と並 び に 水 素 濃 度 制 御 が 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た後 に 格
納容 器ベ ン トを 停止 し， 隔 離状 態と す る 。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器 除熱 操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系※１ ５ ： 格納 容 器ベ ン ト操 作 前 に， 原 子 炉圧 力 容 器の 隔 離状 態 を確 認し ，原 子 炉 水位 を 可 能な 限 り高 く
維持 す る こと で ，原 子 炉 格納 容 器 への 放 熱を 抑 制 し， 格 納容器 圧 力の 上 昇 を緩 和 する （ 解 析上
考慮 しな い）。

Ⅲ

第 2.1-2 図

高圧・低圧注水機能喪失の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

45

2.1-39高圧・低圧 注水機能 喪失

経過時間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

1人

発電長

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

事象 発生
原子 炉ス ク ラム

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

中央監視運転操作指揮プラ ント 状 況判 断
操作の内容

操作項目
補佐

通報連絡者
運転員
(中央制御室)

副発電長

災害対策要員
運転員
(現場)

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達

25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A，B

－

－

10 分

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●再循環ポンプトリップの確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動失敗の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確
認

高圧注水機能喪 失
の判断

【1人】
A

－

－

●高 圧 炉 心ス プ レイ 系 及 び原 子 炉隔 離 時 冷却 系 の手 動 起 動操 作
（失敗）

2分

常設代替高圧電 源装置による緊急 用
母線受電操作

【1人】
B

－

－

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

4分

高圧代替注水系 の
起動操作

【1人】
A

－

－

●高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪 失
の判断

【1人】
A

－

－

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系)の手動起動
操作（失敗）

高圧／低圧注水機能の回復 操作－－－

●高圧炉心 スプレイ系等の 回復操作

低圧代替注水系（常設）の起 動準
備操作

【1人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁に よる原子炉減圧操作

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調 整
操作

【1人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

4分

解析上考慮 しない

4分
対応可能な 要員にて 実施

3分

系統構成

1分
原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.1-3 図

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.1-4046高圧・低圧 注水機能 喪失

経過時間（ 時間）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

44

48

52

備 考

事象 発生
実施箇所・必要要員数

25分

操作項目

原 子 炉減 圧開 始
約14時間

【 】は他作業後移動してきた要員

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達

操作の内容

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

運転員
(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調
整操作

【1人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

代替格納容器ス
プレイ冷却 系（常設）によ る格納容
器冷却操作

【1人】
B

－

－

●格納容器スプレイ操作

通 常水 位 ＋5.5m到 達
通 常水 位 ＋6.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa［gage］到 達

原子炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●代替循環 冷却系に よる原子 炉注水操 作

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

解析上考慮 しない
代替 循環 冷却 系の みで 状態

代替循環冷却系
の起動操作

【1人】
B

－

維持 が可 能な 場合 は， 低圧－●代替循環 冷却系に よる格納 容器スプ レイ操作

原子炉満水 操作
使用済燃料プール
の冷却操作

【1人】
B

－

－

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

－

－

－

●使用済燃料プールの冷却操作－－●格納容器 ベント準 備（系統 構成）

－

3人
C,D,E

－

●現場移動(第一弁)●格納容器 ベント準 備（系統 構成）

－

－

3人
（招集）

【1人】
A

－

－

●中央制御室からの格納容器ベント操作

－

－

【3人】
（招集）

●現場手動による格納容器ベント操作

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給 準備

－

－

8人
a～h

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給 操作

－

－

【2人】
a,b

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器除熱操
作 （サプレッショ
ン・チェンバ側）－－

対応可能な 要員にて 実施

125 分
45 分

●現場移動（第二弁）

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視30 分

解析上考慮 しない

150 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

適宜 実施●ポンプ起動及び水源補給操作

水源枯渇までは十分余裕がある

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

110 分

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

3人
C,D,E

解析上考慮 しない

2人
（招集）

燃料補給操 作2人
A,B

解析上考慮 しない

5分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

燃料補給準 備必要要員合計注水を停止 する

●原子炉注水流量の増加操作【1人】
A
格納容器ベント
準備操作

代替 注水 系（ 常設 ）に よる

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

8人 a～h及び招集5人コメント No.147-27 に対する回答

第 2.1-3 図

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.1-4147

10

逃がし安全弁開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）

逃がし安全弁 7 弁による手動減圧86

原子 炉圧力

）主蒸気隔離弁閉鎖
による圧力上昇42(MPa[abs])
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

コメント No.147-02,18,
150-47 に対する回答
20

逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉圧力の推移

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化
原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下

原子炉減圧に伴う減圧沸騰による水位上昇

シュラウド内（炉心上部プレナム） ※ １

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
除々に水位が回復

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体） ※ １
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム） ※ １

（ｍ）

(m)

第 2.1-4 図

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※２※１

ＳＡＦＥＲでは炉心シュラウド内側を下から炉心下部プレナム，炉心，炉心上部プレナムの領域に分け水位を計算している。ここでは炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード内水位なしの状態），平均出力
燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。例えば，
炉心上部プレナムの水位を「下限の水位」と表現しているのは，その領域の冷却材が完全になくなった状態を示し，炉心部または高出力燃料集合体と炉心下部プレナムの水位を「上限の水位」と表現しているのは，各々の領域が満水となっている状態を示している。
なお，図の点線は炉心上部プレナム，実線は高出力燃料集合体，一点破線は炉心下部プレナムそれぞれの領域の水位を示す。
※２ シュラウド内外水位はボイドを含む二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を 0.9 と制限している。（蒸気単相を仮定している蒸気ドームを除く各領域では，水と蒸気の質量及び二相混合相のボイド率が計算され，二相混合体積から二相水位を求めている。ボイド率が 1.0 となるまで二相混合体積を計算し続けると，水がほぼない状態でも，二相混合体積（水位）として扱われるため水位を高めに評価することとなる。）※３ 高出力燃料集合体とは，「燃料被覆管温度計算の観点から，集合体初期出力を保守的な設定とした燃料集合体」をいう。
（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 第 1 部 ＳＡＦＥＲ
コード 3.3 解析モデル 3.3.1 熱水力モデル (1) ノード分割 ⑨ノード 9：燃料集合体 参照）

2.1-4248

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

600
低圧代替注水系（常設）による注水(m３ ／h)
400
）

200

0
0

10

20

30

40

50

60

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-6 図

注水流量の推移3000
逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気 流量

2000

1500

(t／h)
1000

500

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.1-4349

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量(t)

逃がし安全弁作動による水量減少

400

逃がし安全弁の圧力制御による水量減少300
原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料 被覆 管 温度(℃)

燃料被覆管最高温度発生（約 338℃，約 35 分）（発熱部 10 分割中，下から 9 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

600
原子炉減圧による飽和温度の低下

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200
炉心露出による燃料被覆管温度上昇

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.1-4450

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却
沸騰遷移冷却

熱伝達係 数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3２(W／(mK)）・K))
1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減(－)
0.4

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率の推移

2.1-4551

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1
減圧率の低下に伴うボイド率減少ボイド率0.8

下部プレナムでの水位形成に伴いボイド率が変化

0.6

(－)

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

1

ボイド率

0.8
減圧率の低下によるボイド率減少0.6

原子炉減圧に伴うボイド率増加

(－)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.1-4652

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値－２σ曲線m2) ２ )
(N／mm
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.1-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.1-4753

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器
圧力上昇

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]）

0.6

格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]）
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

原子炉注水のための低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉圧力変化の影響を受ける
0.2

ウェットウェルベント
によりドライウェルに比べて圧力低下が早い
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-15 図

格納容器圧力の推移

コメント No.147-24 に対する回答

300

格納容器雰 囲気温 度

格
納
容
器
温
度

ド ラ イ ウェ ル温 度 は以 下 により 初 期 温度 から
ドライウェル
急激に上昇する・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
作動による温度上昇の抑制

200

格納容器ベントによる温度低下（約 28 時間）
最高温度：約 143℃

(℃)

(℃)

100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.1-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.1-4854

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）
ベントライン（約 15m）
15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）停止（通常水位＋6.5m）
10

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動ー

サプレッシ ョン・プール水 位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

格納容器ベント（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下

200

最高温度：約 139℃（約 29 時間）ーサプレッシ ョン・ プール水 温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動

ル
水
温
度

100

(℃)

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.1-4955

コ メ ン ト N o . 1 47 - 1 0 , 1 1 , 1 7 , 1 5 0 - 0 1 , 3 1 , 1 6 3 - 0 5 , 1 4 , 2 0 , 4 2 , 1 7 1 - 3 2 , 1 8 1 - 0 9 , 1 0 ,
1 8 2 - 0 4 , 1 2 , 1 8 7- 0 4 , 2 0 5 - 0 1 , 0 3 , 0 4 , 0 6 , 2 6 5 - 0 4 , 2 7 0 - 0 1 に 対 す る 回 答添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）
高圧・低圧注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150 ℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
－１
mS v と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及 び 維 持 が 可 能 と な る 。（ 別 紙 １ ）

添付 2.1.1－156

安定状態の維持について

1.

安定状態の維持に関する定量評価
サプレッション・プール水温度に関する長期間解析及び残留熱除去系の復旧に関する定量評価について以下に示す。

(1)

格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・プール水温度に関する長期間解析
代替循環冷却系又は格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッ
ション・プール水温度の挙動を確認するため，有効性評価の対象とした事
故シーケンスのうち，サプレッション・プール水温が高く推移するシーケンスとして，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用しない場合）」について，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において格納容器ベントを実施するシーケンスのうち，サプレッション・プー
ル水温度が高く推移する「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」について，サプレッション・プール水温度が約 100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
第 1 図から第 3 図に「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における格納容器圧力，温度及びサプレッション・プール水温度の解析結果を示す。同様に，第 4 図から第 6 図に「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」の解析結果を，第 7 図から第 9
図に「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」シナリオの解析結果を示す。

（別紙 1）-1

57

第 3 図，第 6 図及び第 9 図に示すとおり，事象発生から 7 日後時点では，
サプレッション・プール水温度は最高使用温度の 104℃（格納容器設計条
件を決定するための冷却材喪失事故時の解析結果での最高温度に余裕をもたせた温度）を上回っているが，事象発生から 7 日以降の 100℃に低下するまでの全期間にわたって 150℃を下回っている。トップヘッドフランジ
や機器搬入用ハッチに使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材は一般特性
として耐温度性は 150℃であることから，格納容器の放射性物質の閉じ込め機能は維持される。
したがって，事故発生 7 日以降にサプレッション・プール水温度が最高
使用温度を上回っていても格納容器の健全性が問題となることはない。

第1図

格納容器圧力の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」）（別紙 1）-258

第2図

格納容器雰囲気温度の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」）

第3図

サプレッション・プール水温度の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」）（別紙 1）-359

第4図

格納容器圧力の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」）

第5図

格納容器雰囲気温度の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」）（別紙 1）-460

第6図

サプレッション・プール水温度の推移（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」）

0.8
ドライウェル

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ
0.6

ベントによる圧力低下
0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第7図

格納容器圧力の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-561

300
ドライウェル
格 納容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバベントによる温度低下

200

(℃)
100

(℃)

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第8図

格納容器雰囲気温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

ベントによる温度低下

200

104℃到達時間
約 334h

100

(℃)
（℃）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第9図

サプレッション・プール水温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-662

(2)残留熱除去系の復旧に関する定量評価
ここでは，残留熱除去系の復旧による安定状態の維持に関する定量評価として，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）を例に残留熱除去系により原子炉停止時冷却モード運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 10 図から第 12 図に格納容器圧力，サプレッション・プール水温度及び水位の解析結果を，それぞれ事象発生の 14 日後まで示す。
第 5 図に示すとおり，サプレッション・プール水温度は事象発生の約 13
時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始した以降に低下傾向となり，事象発生の 7 日後までに最高使用温度（104℃）を下回る。その後，事象発生の 7 日後に原子炉停止時冷却モード運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 10 図及び第 11 図に示すとおり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は大幅に低下する。サプレッション・プール水位については，第 12 図に示すとおり残留熱除去系により格納容器除熱を実施しつ
つ，サプレッション・プール水源にて原子炉注水を行うことで上昇は抑制される。
以上から，残留熱除去系の復旧により安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能である。

（別紙 1）-763

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器スプレイによる
圧力低下
0.4

(MPa[gage])(MPa[gage])

サプレッション・プール水冷却
モード運転開始

0.2

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）

0
0

48

96

144

192

240

288

336

288

336

事故後の時間(h)第 10 図

格納容器圧力の推移

300

サプレッシ ョン・プール水温度
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

格納容器スプレイによる
温度低下
200

サプレッション・プール水
冷却モード運転開始

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）
100

(℃)

（℃）

0
0

48

96

144

192

240

事故後の時間(h)第 11 図サプレッション・プール水温度の推移（別紙 1）-864

20

ベントライン（約 15m）
サプレッシ ョン・プール水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
位

15

10

5

（m）
(m)

0
0

48

96

144

192

240

288

336

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG61002

第 12 図サプレッション・プール水位の推移（別紙 1）-965

2.

残留熱除去系の復旧について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，１ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である
場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系
海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管している。
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷もしくは格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，運転員及び災害対策要員により残留熱除去系を復旧するための手順を整備してきている。
本手順では，機器の故障個所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択するものとしている。具体的には，故障個所の特定と（別紙 1）-1066

対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。第 13 図に，手順書の記載例を示す。

（別紙 1）-1167

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（1／7）（別紙 1）-12

68

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（2／7）（別紙 1）-1369

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（3／7）（別紙 1）-1470

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（4／7）（別紙 1）-15

71

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（5／7）（別紙 1）-16

72

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（6／7）（別紙 1）-1773

第 13 図残留熱除去系の復旧手順書の記載例（7／7）（別紙 1）-1874

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.1.2－1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰 遷移 ，気液熱 非平 衡炉心
燃料 被覆 管 酸化燃料 被覆 管 変形

解析 モデ ル

崩壊 熱モ デ ル

燃料棒表面熱伝
達モ デル

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価モ
デル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。

「解 析条 件 を最 確 条件 とし た 場合 の 運転 員等 操作 時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさとあいまってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比 べて ＋50℃ 程度 高め に 評価 する 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 起点 と する 運転 員等 操 作は ない こ と から ，運 転 員等 操作 時間に与 える 影 響は ない 。
解析 コー ド は， 酸 化量 及び 発 熱量 の 評価 につ いて 保 守的 な 結果 を与え るた め ，解 析 結果 は燃 料 被覆 管 温度 を高 く評 価 する 可 能性 がある。よ って，実際 の 燃料 被覆 管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に注 水 手段 を 準備 する こ と） に 変わ りは なく ， 燃料 被 覆管 温度を 起点 と する 運 転員 等操 作 はな い こと から ，運 転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は ない
解析 コー ド は， 燃 料被 覆管 の 破裂 判 定に おい てお お むね 保 守的 な
判定 結果 を 与え ， 有効 性評 価 解析 に おけ る燃 料被 覆 管の 最 高温 度
は 338℃ で ある こ とか ら， ベ スト フィ ッ ト曲 線の 破 裂判 断 基準 に対し て十 分 な余 裕 があ り， 燃 料被 覆 管の 破裂 判定 の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析 コー ド は ，実 験解 析に お いて熱伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し ，有効性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラメ ータの判 断基 準 に対 する 余裕 は 大き くな る 。

酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え る。

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

解析 コー ド は ，酸 化量 及び 発 熱熱の評 価 につ いて 保 守的 な結 果を与え るた め ，燃 料 被覆 管温 度を 高く評 価 する こと か ら，評 価項 目とな るパ ラ メー タの 判断 基 準に 対す る 余 裕は 大き く なる 。

破裂 発生 前 の被 覆管 の膨 れ 及び 破裂 発 生 の有 無は ，伝 熱面 積や ギャッ プ熱 伝 達係 数 ，破 裂後 の金 属－水 反 応熱 に影 響 を与 え ，燃 料
被覆 管最 高 温度 及び 酸化 割 合に 影響 を 与 える 。解析 コー ド は，燃料被 覆管 の 破裂 判定 にお い てお おむ ね 保 守的 な判 定 結果 を与 え ，
有効 性評 価 解析 にお ける 燃 料被 覆管 の 最 高温 度は 338℃で ある ことか ら ，ベ ス トフ ィッ ト曲 線 の破裂判 断 基準 に対 し て十 分な 余裕
があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判定 の不確 か さに より ，評価 項 目と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.1.2

75

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果解析 モデ ル

二相流体の流動モデ ル

添付 2.1.2－2
沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果二相流体の流動
モデ ル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（ 臨 界流・ 差圧 流 ）臨界 流モ デ ル

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 系 含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動
成分を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確 かさ は ＋20℃～ ＋40℃ 程度 であ る 。
また ，原 子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水
系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，
水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し ，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注
水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ ～40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 338℃であ り，判断 基準 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

76

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

分類重要 現象

解析 モデ ル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心

崩壊 熱

炉 心 モ デ ル
（原子炉出力及び 崩壊 熱 ）入力 値に 含 まれる。
保 守 的 な 崩 壊熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響は ない 。
入力 値に 含 まれる。
保 守 的 な 注 水特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の
影響 はな い 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータに 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータに 与え る影 響 」 にて 確認 。

解 析 コ ー ド は ， HDR 実 験 解 析 に お い て 区 画 に よ っ て 格 納 容 器
雰囲 気温 度 を十 数℃ 程度 ， 格納 容器 圧 力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認されているが，これらの不確かさは実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力を操作
開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格
納容 器除 熱 に係 る運 転員 等 操作 時間 に 与 える 影響 は 小さ い。
また，ＣＳＴＦ実験解析において格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響は
小さ い。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

解析 コー ド は ，HDR 実験解析 に おい て区 画 によ って 格 納容 器雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格納 容 器圧 力を 1 割程 度高 め に評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いるが、こ れら の不 確 かさ は実 験 体系 に起因す るも の であ り，実機体系 に おい ては 不 確か さが 小 さく なる
もの と推 定 され，全 体として は 格納 容器 圧 力及 び温 度 の傾 向を適切 に再 現 でき てい るため，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与える影 響は 小 さい 。
また ，Ｃ ＳＴ Ｆ実 験 解析によ り 格納 容器 雰 囲気 温度 及 び非 凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているた め， 評 価項 目と なるパ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータに 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータに 与え る影 響 」 にて 確認 。

原子 炉
圧力 容器

添付 2.1.2－3

格納 容器

ECCS 注 水（ 給 水系・代替 注
水 設 備 含む。 ）格 納 容 器各 領 域 間の流 動
構 造 材 との 熱 伝 達及 び 内 部
熱伝 導

安全系モデル（非常用炉心
冷却 系）

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

Ｈ Ｄ Ｒ 実 験 解析 で は ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成 層 化 を 含 めて 傾 向 を よ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気 温度 を 十数℃程 度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価
す る 傾 向 が 確認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実
機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる 。 ま た ， 非凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー
タと よく 一 致するこ とを 確 認し た。
Ｃ Ｓ Ｔ Ｆ 実 験解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度の 挙 動 に つ いて ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確 認
した 。

安全系モデル（格納容器ス
プレ イ）
格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力 値に 含 まれる。
ス プ レ イ の 水滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平 衡 に 至 る こ と か ら 伝
熱モ デル の 不確かさ はな い 。
入力 値に 含 まれる。
格 納 容 器 ベ ント に つ い て は ， 設 計 流 量 に 基 づ い て 流 路 面 積 を 入 力 値と し て 与 え ，格 納 容 器 各 領 域 間 の 流 動 と 同 様 の 計 算 方 法 を 用 い て られて いる 。

気 液 界 面の熱 伝達

ス プ レ イ冷却
格 納 容 器
ベン ト

77

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析 条件 の 不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

原子 炉熱 出 力

3,293MW

約 3,279～
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

6.93MPa[gage]

約 6.91～ 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら約 122cm～＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定 格流 量（100％ 流量 ））

定格流量の約 86％～約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.1.2－4

原子 炉水 位

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最 大線出 力密 度

９×９ 燃 料(Ａ型 )44.0kW／ m

装荷 炉心 ご と約 33～ 41kW／m（実 績値 ）

９×９ 燃 料(Ａ型)と ９×９ 燃 料(Ｂ型)は ，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃 料(Ａ型)を 設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメー
タに与える影響は，最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 にて 説明 する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事故初期において主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）設定点までの原子炉水位の低下量は約2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約40mm であ り非 常に 小 さい 。し た がっ て， 事象 進展 に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，事象進展に及ぼす影響は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している
燃料棒線出力密度よりも小さくなるため，燃料被覆
管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 と した場合 には ，最 大線 出 力密 度 及び 原子 炉
停止 後の 崩 壊熱が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明する。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メータに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対して非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） 設定 点 までの原 子炉 水 位の 低下 量 は 約 2m で あるのに 対し て ゆらぎに よる 水 位低 下量 は 約 40mm であ り
非常 に小 さ い。した がっ て，事象 進 展に 及 ぼす 影響 は
小さ く，評価 項目 と なる パラ メー タ に与 え る影 響は 小
さい 。
最確 条件 と した場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムすると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合がある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とから，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 燃
料棒 線出 力 密度より も小 さ くな るた め，燃 料被 覆管 温度の 上昇 が 緩和され るこ と から，評 価項 目 とな るパ ラ
メー タの 判 断基準に 対す る 余裕 は大 き く なる 。

78

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響(2／4）
解析 条件 の 不確 かさ

項

目
解析 条件

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

格納 容器 圧 力

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

5kPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が，原 子炉 水位 低
下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る。この ため ，崩 壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イク ル の 運 転 期 間(13ヶ 月)に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月)を 考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している崩壊
熱よりも小さくなるため，原子炉からサプレッション・
プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操
作の 開始 時 間は 遅く なる 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始時 間は 遅 くな る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影響は小さく，運転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2～4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 値 を設 定
ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

初期条件

添付 2.1.2－5

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25～ 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェ ル）

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ ～ 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～ 約 3,342m ３（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 位

6.983m（通 常運 転 水位 －4.7cm）

7.000m～ 7.070m（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 温 度

32℃

約 15～ 約 32℃（実 績値 ）

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェ
ル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レッ ショ ン・プ ール 水 位が 6.983m の時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約
42m ３ で あり ， そ の 割合 は 初 期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非
常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さく， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に おける 下限 値 を設 定

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時の 水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。
したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温よりも低くなるため，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和されることから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始は遅く なる 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 崩壊熱 より も 小さくな るた め ，燃料 から の 発 熱が 小さ く
なり ，原子 炉から サプ レッ ショ ン・プ ー ル に流 出す る
蒸気 量が 減 少するこ とで ，原 子炉 水位 の 低 下並 びに 格
納容 器圧 力 及び温度 の上 昇 が緩 和さ れ る こと から ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 対す る余 裕 が 大き くな る 。

最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 格
納容 器初 期 圧力より も小 さ くな るた め ，格 納容 器圧 力が低 めに 推 移するこ とか ら ，評価 項目 と な るパ ラメ ー
タの 判断 基 準に対す る余 裕 は大 きく な る 。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ によ り 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は ，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから ，初期 温 度の ゆら ぎが 事 象進 展に 与 え る影 響は 小
さく ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら ，事 象進 展に影 響は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した場合 には ，格納 容 器体 積（ ウェ ット ウェル ）の液 相 部の 運転 範囲 に おい て解 析 条 件よ り高 めの水 位と な るが，ゆら ぎ の幅 は非 常 に小 さ い。例 え ば，
サプ レッ シ ョン・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あるの に 対し 、 ゆら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非常 に 小 さ い 。し た が っ て ， 事 象 進 展に与え る影 響 は小さく ，評価 項 目と なる パ ラ メー タに 与える 影響 は 小さい。
最確 条件 と した場合 には ，サプ レ ッシ ョ ン・プ ール 水
位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常 に小 さい 。例 え ば ，サ プレ ッ
ショ ン・ プ ール水位が 6.983m の 時 の水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し、ゆら ぎ（0.087m）に よ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あり，その 割 合は 初期 保有 水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい。した がっ て ，事 象進 展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は小さ い。
最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 水
温よ りも 低 くなるた め ，サ プレ ッ ショ ン・プー ルで の圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される こと か ら ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ の判 断基 準に対 する 余 裕は大き くな る 。

79

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析 条件 の 不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方

事故条件

解析 条件

最確 条件

起因 事象

給水 流量 の
全喪 失－

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

高圧 注水 機 能喪 失
低圧 注水 機 能喪 失

－

外部 電源

外部 電源 な し： 運転 員
等操 作， 資 源
外部 電源 あ り： 事象 進展

添付 2.1.2－6

原子 炉ス ク ラム

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替原 子 炉再 循
環ポ ンプ ト リッ プ
機能 ）低圧 代替 注 水系
（常 設）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号

（原 子炉 注 水単 独時 ）最小 流量 特 性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0～ 378 m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 ～2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器ス プレ イ 併用 時）・注水 流 量：230 m ３ ／h

代替 格納 容 器ス プ
レイ 冷却 系（ 常設 ）スプ レイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

－

－

－

（原 子炉 注 水単 独時 ）定格 流量 特 性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0～ 378 m ３／h 以上
・注 水圧 力 ：0～
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器ス プレ イ 併用 時）
・注 水流 量 ：230 m ３ ／ h
以上
スプ レイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水
流量 の全 喪 失を 設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉
心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機 能喪 失 を設 定
運転 員等 操 作の 観点 では ， 低圧 代替 注 水 系（ 常設） の起 動 前に 常設 代替 高 圧電 源装 置 の 起動 が必要 とな る 外部 電源 なし を 設定
事象進展の観点では，起因事象発生から原子炉
スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳し
くす る条 件 とし て， 外部 電 源あ りを 設 定
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉
水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設 定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉
水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポ
ンプ トリ ッ プを 設定

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上 の最 低 要求 値で ある 最 小流 量特 性 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響－－外部電源がある場合は，常設代替高圧電源装置の起動が不要となることから，低圧代替注水系（常設）によ る原 子 炉注 水操 作の 開 始は 早く な る 。

外部 電源 が ある場合 は，常設 代替 高 圧電 源 装置 の起動 が不 要 となるこ とか ら，低 圧代 替注 水系（常設）に よ る原 子炉 注 水操 作の 開始 が 早く な るこ とで原 子炉 水 位の低下 が緩 和 され るこ と か ら，評 価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大 きく な る。
最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早く なる た め，原子 炉か らサ プ レッ ショ ン・プー
ルに 流出 す る蒸気量 が減 少 する こと で，原 子炉 水位の低下並びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和 され る ことから ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに対 する 余 裕が大き くな る 。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッ
ション・プール水位及びサプレッション・プール水
温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とす る運 転 員等 操作 の開 始 時間 は遅 く な る。
最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。
最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早く なる た め，原子 炉か らサ プ レッ ショ ン・プー
ルに 流出 す る蒸気量 が減 少 する こと で，原 子炉 水位の低下並びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和 され る ことから ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに対 する 余 裕が大き くな る 。

最確 条件 と した場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水
位の 回復 が 早くなり ，炉 心の 再冠 水 が早 ま るこ とから，評 価項 目と な るパ ラメ ータ の 判断 基 準に 対する 余裕 は 大きくな る。

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設
定格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手 順に 基 づき 設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象
進展 に影 響 はなく，評価 項目 とな る パラ メ ータ に与え る影 響 はない。

80

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析 条件 の 不確かさ

項

目
解析 条件

外部 水源 の 温度

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.1.2－7

逃が し安 全 弁

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

35℃

35℃ 以下（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79～8.31MPa[gage]385.2～410.6t／ h／ 個

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79～8.31MPa[gage]385.2～410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原 子炉 減 圧操 作時 ）自動 減圧 機 能付 き逃がし 安全 弁 7 弁 を開 放する こと に よる 原子
炉減 圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ド ライ ウ ェル －サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

（原 子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧機能付き逃がし 安全 弁 7 弁 を開 放することによる原子炉減 圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ド ライ ウ ェル －サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）

格納 容器 圧 力逃 がし装置

排気 流量 ：
最小 流量 特 性

外部 水源 の 容量

約 9,300m ３

燃料 の容 量

約 1,010kL

排気 流量 ：
定格 流量 特 性

約 9,300m ３ 以 上（淡 水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タ
ンク ）評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している
水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプ
レッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開 始は 遅 くな る。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くなる可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わりはな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラメー タに 与 える 影響 は な い。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納
容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベント後に格納容器圧力を起点とする操作はないため，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，格 納容 器 ベン ト 後の 格納 容器圧 力の 低 下が早く なる が，格納 容 器最 高 使用 圧力 に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジメ
ント に変 わ りはなく ，格 納容 器圧 力 の最 大 値は おお むね格 納容 器 ベント時 の圧 力 で決 定さ れ る ため，評 価項
目と なる パ ラメータ に与 え る影 響は な い 。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件

設計 値を 設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

－

－

81

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

目

操作条件

添付 2.1.2－8

低圧代替注
水系 （常 設 ）による原子炉注 水操 作
（逃がし安
全弁による
原子炉減圧
操作 ）

事 象発 生 から25 分後

条件 設定 の考え 方

運転手順に基づき，高 圧・低圧注
水機能喪失を確
認し ，低 圧 代替注
水系（ 常設 ）の準備が完了した時
点で原子炉減圧操作を実施する
ため ，状 況 判断，
高圧・低 圧 注水機
能喪 失の 確 認，解析上考慮しない
高圧代替注水系の起 動，常 設代替
高圧電源装置及
び低圧代替注水系（常 設）の準備
並びに原子炉減
圧操作に要する
時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示，機 器故 障警 報，平均 出力 領域 計 装，系 統 流量計等 にて ，原子 炉 スク ラム 等 を確 認す る 。この 事象 初期 の 状況 判断 に 余裕 時間
を含 めて 10 分を 想 定し てい る 。こ の後 ，高 圧炉 心 スプ レイ 系及 び 原子 炉隔 離時冷 却系 の 手動 起動 操作（失 敗）として 2 分，解 析上 考 慮し ない 高 圧代 替注 水系の 起動 操 作と して 4 分 並 びに 低圧 炉 心 スプ レイ 系 及び 残留 熱除 去 系（ 低圧 注
水系 ）の 手 動起 動操 作（ 失 敗） とし て 4 分を 想定 し ，余 裕時 間を 含 めて 10 分を設 定し て いる 。よ って ， 認知 時間 と し て余 裕時 間 を含 めて 20 分を 設 定し て
おり ，十分 な時 間 余裕 を確 保 して いる こ とか ら ，認 知遅 れ が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）の起 動 操作 とし て 3 分及 び 逃が し安 全弁 に よる 原子 炉
減圧 操作 と して 1 分 を想 定 し，余裕 時間 を含 めて 操 作時 間と して 4 分を 設定 している。いずれも中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作であり ，操 作所 要時 間 が長 くな る 可能 性は 非 常に 低く ，操作 所 要時 間が 操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時 間は ，余 裕 時間 を含めて設定していること から ，実 態 の操 作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和され，評価 項 目と なる パ
ラメータの判断基準に対する余裕は大きくな る。

高圧・低 圧 注水 機能 が喪失 し，原 子炉 減圧 操
作 も 25 分 であ るこ とから事象進展が同等とな る「 Ｌ ＯＣ Ａ時 注
水機 能喪 失 」に おい ては ，10 分 の 減圧 操作 開始遅れを想定した場
合で も，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目 を満 足 する ため ，10 分 程 度 の 操 作 時 間
余裕は確保されている。
また ，25 分 の減 圧操 作
開始遅れを想定した
場合 には ，一部 の燃 料
被覆管に破裂が発生
する が，炉 心の 著し い
損傷 は発 生 せず ，格 納容器ベント時の敷地
境界 線量 も 5mSv を 下
回る が，こ の場 合に は格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷 の判 断 を行 い，炉心損傷後のマネジメ
ント に移 行 する ため ，重大事故での対策の範囲 とな る 。
（添 付資 料 2.6.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の給水流量の全喪失か
ら高圧・低圧注水
機能喪失の認知及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作準備
後の原子炉減圧操
作ま で 25 分 とし ているところ，訓練
実績 は約 18 分。想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

82

添付 2.1.2－9

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

目

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却 操作

サ プレ ッ ショ
ン ・チ ェ ンバ
圧
力279kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づ
き格納容器ベント実施基準である格納容器最高
使用
圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮 し設 定【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 14 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 操作 所要 時間 は 十分 に短 く，操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の 操作 との重複もないことから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（ 常設 ）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 14
時間後に実施するもので あり ，準備 時間 が確保 でき る ため ，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，格納容
器圧力の上昇傾向を 監 視 し ，
279kPa[gage] 到 達
時に，格納容器ス
プレイを実施し，
操作 時間 は 約 4 分。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確認し た。

83

添付 2.1.2－10

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件目

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側 ）サ プレ ッ ショ
ン ・チ ェ ンバ
圧力310kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

運転手順に基づき，格納 容器 最高
使用圧力を踏まえて 設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，格納 容器 ベ ント の操 作 実施 基準（ サ プレ ッシ ョン・チ ェン バ 圧力
310kPa[gage]） に到 達す る のは ，事 象 発 生の約 28 時 間後 で あり ，比 較 的緩 やかな パラ メ ータ 変化 であ る こと から ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 十分 に短 く，操作 所 要時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）によ る 原子 炉水 位維 持操 作 を並 列し て実 施 する 場合 がある が ，異 なる 運 転員 によ る 対応 が可 能 であ るこ と から ，他の 並列 操 作が 操作
開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，誤 操作 は 起こ りに く いこ とか ら ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
なお，中 央制 御室 で の操 作に 失 敗し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す るこ とと してお り， 操 作の 信頼 性を 向 上し てい る が ，こ の場 合 ，約 30 分程 度は 操 作開 始
時間 が遅 れ る可 能性 があ る 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操 作に て対 応する ため ， 約 30 分 程度操作開始時間が遅れる 可能 性 があ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅くなる可能性がある
が，他に 並 列操 作が ある場合でも異なる運転員による対応が可能で ある こ とか ら，この他の操作に与える
影響 はな い 。な お，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場
合に も，異 なる 要員 により対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，現 場 操作 にて 対応す るた め ，約 30 分
程度操作開始時間が遅れ る可 能 性が ある 。
この 場合 ，格納 容器 圧
力は 310kPa［ gage］より若 干上 昇 し，評価 項
目となるパラメータに影 響を 及 ぼす が，格納容器限界圧力は620kPa［gage］で あ り，
格納容器の健全性の観点からは問題とならな い。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除 熱操 作 は，事象 発
生の約 28 時 間 後に 実施す るも の であ り，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある 。また ，中 央 制御 室での遠隔操作の失敗によ り，格納 容 器ベ ント操 作が 遅 れる 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［gage］から 上
昇す るが ，過 圧 の観 点で厳 しい「 3．1 雰 囲
気圧 力・温度 に よる 静的負荷（格納容器過圧・過温 破損 ）」に お
いて ，格 納容 器 圧力 が310kPa[gage] に 到 達
して から ，炉 心 損傷 後の格納容器スプレイ
実 施 基 準 で あ る
465kPa[gage] に 到 達する まで 約 2 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 30 分 程度 で ある ことか ら，時間 余 裕が ある。

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績 では ，約 25 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

84

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

条件 設定 の考え 方

事 象 発 生 48
時間後程度
から

代替淡水貯槽への補 給は ，解 析条
件で はな い が，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作
業で あり ，代 替淡水貯蔵タンクが枯渇しないように設 定

目

代 替淡 水 貯槽
への 補給

操作条件

添付 2.1.2－11

代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 大 型ポ
ン プへ の 燃料補給

事 象 発 生 48
時間後程度
から 適宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料 補給 は，解析条件 では な いが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業 であ り，燃料が枯渇しないように 設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あ り 十分 な時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あり十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響－－

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響－－操作 時間 余 裕

訓練 実績 等－

代替淡水貯槽への補給は所要時間150 分 のと ころ ，訓練実績等により約
120 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

－

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，各機器の燃料が枯渇しない
時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，許容時間 150 分 のと ころ，訓練実績等によ り 約 25 分 で あり，許容時間内で意図している作業が実施可能である
こと を確 認 した 。

85

添付資料 2.1.3
7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽：約 4,300m３
・淡水貯水池2.

：約 5,000m３（約 2,500m３ ×2 基）

水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事象発生 25 分後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達する事象発生約 14 時間後，代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプレイを実施する。
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達後，格納容器スプレイを停止する。

③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給事象発生 48 時間程度以降から，淡水貯水池の水を代替淡水貯槽へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.1.3-1

86

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発生 48 時間
程度以降の代替淡水貯槽の減少は，崩壊熱による蒸散量に相当する量である
ため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始
4,300m ３ 到達

積算注水量(m ３ )代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第1図

外部水源による積算注水量（高圧・低圧注水機能喪失）

4.

水源評価結果時間評価の結果から代替淡水貯槽が枯渇することはない。また，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m３ 必要となる。代替淡水貯槽及び淡水貯水池に合計約 9,300m３ の水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.1.3-287添付資料 2.1.4
7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

事象:保守的に全ての設備が，事象発生直後から燃料を消費するものとして評価
する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36.6kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝
約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約
130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約
141.2kL
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
218L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約
36.6kL※１：事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※２：事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※３：緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.1.4-188添付資料 2.1.5
常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量 (kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12

経過 時間 (ｈ )負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.1.5-189

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.4.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ
失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑥「サポート系
喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」及び⑦「ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
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）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊
熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した場合について
は，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が失われることによって最
終的に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，重大事
故対策の有効性評価には，残留熱除去系の有する原子炉注水機能及び格納
2.4.2-190

容器除熱機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した
場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち残留熱除去系が故障した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。
対策の概略系統図を第 2.4.2-1 図に，対応手順の概要を第 2.4.2-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.4.2-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行うための招集要員 2 名,現場手動による格納容器ベント操作を行うための招2.4.2-2

91

集要員 3 名である。この必要な要員と作業項目について第 2.4.2-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び外部電源喪失の確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。また，外部電源が喪失したことで，非常用ディーゼル発電機が自動起動したことを確認する。
原子炉スクラム及び外部電源喪失の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装，6.9kV２C，２D 母線電圧計等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系
統流量計等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉水位回復後は，原子炉水位を監視しつつ，原子炉隔離時冷却系
により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量計等である。
2.4.2-392

ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認し，崩壊熱除去機能喪失を確認する。
崩壊熱除去機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力計等である。
ｅ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作に必要な計装設備は，緊急用母線電圧計である。
ｆ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後に，低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
ｇ．逃がし安全弁による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，サプレッション・
プール水温度が 65℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力計等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁による原子炉減圧により，原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉
2.4.2-493

水位が回復する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量系等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｉ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
ｊ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェ
ンバ側）
2.4.2-594

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。サ
プレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に行う。

2.4.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス

は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（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）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケンスも含め，高圧炉心スプレイ系に期待でき，炉心冷却に成功している。また，中長期的な格納容器の過圧・2.4.2-695

過温の観点では，崩壊熱が支配要因となりＬＯＣＡも過渡事象も同等となる。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要
事故シーケンスとしている。なお，ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧
力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の挙動を確認している。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣ
ＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

2.4.2-796

(2)有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.2-2 表に示す。

また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系の故障等により，崩壊熱除去機能が喪失するものとす
る。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
2.4.2-897

逃がし安全弁の安全弁機能にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，自動減圧機能付き逃がし安全弁（7 弁）を使用するものとし，容量として，1
弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
(d)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 7.86～1.04MPa[dif]※ において）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設
定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉減圧時の低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]・・・原子炉圧力容器と水源との差圧（以下，同様）(e)

高圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，最小流量特性（0～1,419m ３ ／h，注水圧力：1.38～7.65MPa[dif]）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。

(f)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0～378m３ ／h，注水圧力：0～2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水2.4.2-998

位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の範囲に維持する。
(g)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(h)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。

ｃ．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。なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動の前に常設代替
高圧電源装置の起動操作が必要となる，外部電源なしを設定する。
(a)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作は運転手順に基づきサプレッ
ション・プール水温が 65℃に到達した時点で実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
2.4.2-1099ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉内保有水量の推移を第 2.4.2-4 図から第 2.4.2-8 図に，燃料被覆管温度，高出力燃料集合体の熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，
高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移並
びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.2-9 図から第 2.4.2-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プ
ール水温度の推移を第 2.4.2-15 図から第 2.4.2-18 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ
ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動することで原子炉水位が維持される。
その後，低圧代替注水系（常設）を起動し，サプレッション・プール
水温度が 65℃に到達した時点で逃がし安全弁 7 弁による原子炉減圧を実
2.4.2-11100

施する。逃がし安全弁開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下す
るが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却
系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉減圧により増加する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa［gage］に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
2.4.2-12101

燃料被覆管温度は，第 2.4.2-9 図に示すとおり，炉心は冠水状態が維持されることから，初期値（約 309℃）以下にとどまる。このため，燃料被覆管温度は，評価項目である 1,200℃以下にとどまる。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.2-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.4.2-15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.2-16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値約143℃となり，以降は低下傾向となっており，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である限界温度（200℃）を下回る。
第 2.4.2-5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.4.2-15
図及び第 2.4.2-16 図に示すように，事象発生の約 28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確
2.4.2-13102

立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行
い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
（添付資料 2.4.2.1）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント実施時の敷地境界での実効線量は，格納容器ベント実施までの時間が本事象より短く，格納容器内での放射性物質の減衰効果が少ない「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線
被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.4.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉隔離時冷却系等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する
運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作），代替格
2.4.2-14103

納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「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」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 10℃～50℃
高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員
等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾
2.4.2-15104

向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰
囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.4.2-16105

格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.2-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は2.4.2-17106

燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力及びサプレッション・プ
ール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，運転員等操作の観点では，
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作の前に常設代替高圧電源装置の起動操作が必要となる，外部電源なしを想定する。外部電源がある場合は，常設代替高圧電源装置の起動が不要となるが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に期待するのは事象発生の 2 時間後であり，起動操作に要する時間と比較して十分な時間余裕が確保されていることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
2.4.2-18107

機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展の観点では，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定する。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.4.2-19108

機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に起因して生じる運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影
響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，2.4.2-20

109

実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード
及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
2.4.2-21110

間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
約 40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器
圧力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。

(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全
弁による原子炉減圧操作）については，少なくも原子炉隔離時冷却系による注水持続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から 8 時間程度の時間余裕が確保されている。なお，
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することも可能であり，この2.4.2-22111

場合は更に余裕時間がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達してから，炉心損傷後の格納容器スプレイ実施基準である 465kPa[gage]に到達するまで約 2 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 30分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.2.2）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.2-23112

2.4.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において重大事故等対策に必要な要員は，「2.4.2.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 名であり，発電所構外から時間以内に参集可能な要員の 71 名で確保可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,410m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。
ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.4.2.3）
2.4.2-24

113

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，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及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.4.2.4）
ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電2.4.2-25

114

源供給が可能である。
（添付資料 2.4.2.5）

2.4.2.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合では，崩壊熱除去機能の喪失により格納容器が先行破損し，その後，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機
能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格
納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）+ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧
代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
2.4.2-26115

等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケ
ンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対して有効である。

2.4.2-27

116

第 2.4.2-1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(1／3)

操作及び確認
原子炉スクラム及び外部電源喪失の確認

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起
動の確認

8
2
2
.
4
.
2
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

崩壊熱除去機能喪失の確認

手順

重大事故等対処設備
可搬型
計装設備
設備
－
平均出力領域計装
起動領域計装6.9kV ２Ｃ及び２Ｄ母線電圧計

常設設備

・原子炉スクラムを確認する。
【非常用ディー
・外部電源が喪失したことで，非常用ディーゼ ゼル発電機】
ル発電機が自動起動し，非常用母線の電圧が 軽油貯蔵タンク
回復したことを確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル 【 原 子 炉 隔 離 時 －２）設定点に到達したことを確認する。
冷却系】
・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系 【 高 圧 炉 心 ス プ
が自動起動し，原子炉水位が回復したことを レイ系】
【主蒸気隔離弁】
確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。 Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。 備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）・原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原 【 原 子 炉 隔 離 時 －子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レ 冷却系】
ベル８）の間に維持する。
【高圧炉心スプ・原子炉隔離時冷却系により原子炉水位の維持 レイ系】
が可能な場合は，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を停止する。
・サプレッション・プール水温度が 32℃以上で －－あることを確認する。
・残留熱除去系によるサプレッション・プール
冷却操作を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により崩壊熱除去機能喪失を確認する。

【

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA 燃料域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】【高圧炉心スプレイ系系統流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA 燃料域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】【高圧炉心スプレイ系系統流量計】

サプレッション・プール水温度計【残留熱除去系ポンプ吐出圧力計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

117

第 2.4.2-1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(2／3)

操作及び確認
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
低圧代替注水系（常設）の起動
準備操作

逃がし安全弁による原子炉減
圧操作

9
2
2
.
4
.
2

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

手

順

常設設備
・常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受常設代替高圧電源
電する。
装置
軽油貯蔵タンク
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受
常設低圧代替注水
電後，低圧代替注水系（常設）を起動する。 系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・サプレッション・プール水温度が 65℃に到 常 設 低 圧 代 替 注 水
達したことを確認する。
系ポンプ
・逃がし安全弁 7 弁の手動開放により，原子代替淡水貯槽
炉減圧操作を実施する。
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
・原子炉減圧により低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁
からの原子炉注水が開始され，原子炉水位
常設低圧代替注水が回復することを確認する。
系ポンプ
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認 代替淡水貯槽する。
常設代替高圧電源
・以降，原子炉水位は，原子炉水位低（レベ 装置
ル３）設定点から原子炉水位高（レベル８） 軽油貯蔵タンク
設定点の間に維持する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
緊急用母線電圧計－－

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計－

サプレッション・プール水温度計
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計－

118

第 2.4.2-1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(3／3)

操作及び確認手順

代替格納容器スプレイ冷却系(常 設 )に よ る 格 納 容 器 冷 却 操
作・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到達したことを確認し， サ
プレッション・チェンバ側から格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

格納容器圧力逃がし装置重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ
圧力計
低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量計代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水
位計－
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ
圧力計
サプレッション・プール水
位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）

0
3
2
.
4
.
2

119

コメント No.163-46 に対する回答

第 2.4.2-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（1／6）
主要解析条件
原子炉側；ＳＡＦＥＲ
格納容器側；ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300ｔ／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

初期条件

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

1
3
2
.
4
.
2

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した
運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい設定として，通常運転時の管理範囲を考慮した高めの圧力を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計におけるドライウェル平均温度を設定

120

第 2.4.2-2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（2／6）

目

主要解析条件初期条件
事故条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・
プール水位
サプレッション・
プール水温度

空間部：4,100m３
液相部：3,300 m３
6.983m（通常水位-4.7cm）

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去機能喪失

5,700m３32℃

条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能の喪失を設定

2
3
2
.
4
.
2

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

外部電源

外部電源あり外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる
なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動前に常設
代替高圧電源装置の起動が必要となる外部電源なしを想定する

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉
原子炉水位異常低下（レベル２）
水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異信号で全台停止
常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

121

項

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定 点 ま で 回 復し た 以 降は原 子 炉 水 位 を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉
水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
原子炉減圧時の低圧代替注水系（常設）によ る 原 子 炉 水位 回 復 性能を 確 認 す る 観点
で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている
10.0

8.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

最小流量特性・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：7.86～1.04MPa[dif]

3
3
2
.
4
.
2

高圧炉心スプレイ系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設
定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみに よ り 原 子 炉水 位 の 維持が 可 能 な 場 合は
注水停止
最小流量特性・注水流量：0～1,419m３ ／h
・注水圧力：1.38M～7.65Pa[dif]設計値を設定原子炉水位の観点で厳しい設定として，最小流量特性を設定
10.0

8.0
原 子炉圧 力（ MPa[dif]）

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（3／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.2-2 表

6.0

4.0

2.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3/h）

1400

1600

1800

2000

122

第 2.4.2-2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（4／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定＜常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0～378m３ ／h
・注水圧力：0～2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3/h）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m３ ／h（一定）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基
づき設定

4
3
2
.
4
.
2

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水
貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設
定123

第 2.4.2-2 表
項目

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

逃がし安全弁

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル－サプレッション・チェ
ンバ間差圧）

格納容器圧力逃がし装置

排気特性：最小流量特性
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において） の最低要求値である最小流量特性を設定

設計値を設定

5
3
2
.
4
.
2

124

第 2.4.2-2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（6／6）

重 大 事 故 等 対策 に関連する操作条件

主要解析条件

条件設定の考え方

逃がし安全弁による原子炉
減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器最高
使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

6
3
2
.
4
.
2

125

←
逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル※

格納容器圧力逃がし装置※

サプレッション・
チェンバ

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク

7
3
2
.
4
.
2

←
可搬型設備用軽油タンク

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

タンクローリ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯水槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

126

←
逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

サプレッション・
チェンバ

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール

←

8
3
2
.
4
.
2

可搬型設備用軽油タンク

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←
タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

127

←
逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

サプレッション・
チェンバ

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール

9
3
2
.
4
.
2

可搬型設備用軽油タンク←
残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←

タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑

→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

128←
逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

サプレッション・
チェンバ

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール

可搬型設備用軽油タンク

←

0
4
2
.
4
.
2

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←

タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（4／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる格納容器除熱段階）

129(解析 上 の時 刻)

凡
給水 流量 の 全喪 失
（外 部電 源 喪失 ※ １ ）(約 0 秒 ）例：操 作・ 確 認（運転 員）：プ ラン ト 状態（解 析）：判 断

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：解 析上 考 慮しない 操作：重大 事 故等 対応 要員（現 場）の作 業：運 転員 と重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場）の共 同作 業原子 炉ス ク ラム 及び外部 電源 喪 失 ※ １ の確 認 ※ ２（約 20 秒）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等の自 動起 動 確認 ※ １

原子 炉隔 離 時冷 却系 及び 高 圧炉 心
スプ レイ 系 の自 動起 動の 確 認 ※ ３

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ３

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ３

水源 補給 準 備

燃料 補給 準 備

水源 補給 準 備完 了

燃料 補給 準 備完 了

使用 済燃 料 プール
冷却 準備

使用 済燃 料 プール
冷却 操作
可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

原子 炉水 位 の調 整操 作
（原子炉隔離時冷却系）※４

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

※１： 外 部電 源あ りと し てい るが ，運 転 員等 操作 の 観点 では低圧 代 替注 水系 （常 設）の 起 動前 に
常設 代替 高 圧電 源装 置の 起 動が 必要 と な る外 部電 源 なし を想定し て いる 。
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
32℃ 到達※２： 原 子炉 スク ラム は， 中央 制 御室 に て平 均出 力 領域 計装等に よ り確 認す る。 また， 外 部電 源
喪失 に伴 い 非常 用デ ィー ゼ ル発 電機 が 自 動起 動し た ことを 6.9kV２ Ｃ 及び ２Ｄ 電圧 計に より確 認す る 。
※３ ：中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，自 動起 動 警報 ，ポンプ 吐 出圧 力計 ， 系 統流 量計 指 示，
原子 炉水 位 計（ 広帯 域），原 子炉 圧 力計 等 にて 確認 す る。

崩壊 熱除 去 機能 喪失 の確 認 ※ ５ ， ６※４： 原子 炉 隔離 時冷 却系 及 び高 圧炉 心 スプ レイ 系 によ り ，原 子炉 水 位を 原子 炉 水位 低（レ ベ ル
３）か ら 原子 炉水 位高 （レ ベル ８） の間 に維 持す る。 原子 炉水 位 が安 定し て 維持 され る場
合は ，高 圧 炉心 スプ レイ 系 は待 機状 態 と する 。

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作 ※ １

残留 熱除 去 系の回 復操 作

※５ ：サ プ レッ ショ ン・ プ ール 冷却 の 実 施を ，以 下 によ り判断す る が操 作に 失 敗 する 。
・ サ プレ ッシ ョン ・ プー ル水 温度 32℃到 達

低圧 代替 注 水系 （常 設）の起 動操 作 ※ ７（約 2 時 間 ）※６： サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ル冷 却操 作 の失 敗は ，中 央制 御室に て， 機器 ラン プ 表示， 機 器故 障
警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力計 ， 系統 流量 計 指 示等 にて 確 認す る。

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度
65℃ 到達逃が し安 全 弁に よる
原子 炉減 圧 操作 ※ ８

原子 炉水 位 不明 でない こと の 確認 ※９※７ ：蒸 気 駆動 の原 子炉 隔 離時 冷却 系 は 原子 炉減 圧 後の 注水がで き ない ため ， サ プレ ッシ ョ ン・プー ル水 温 度上 昇に 伴い 原 子炉 減圧 が 必 要に なっ た 場合 に備え ，低 圧 で注 水可 能 な系 統を待機 状態 と する。 なお ，本 事故 シ ーケ ン スで は， 低圧 で注 水可 能 な系 統と し て， 自動 起動
した 高圧 炉 心ス プレ イ系 も しく は低 圧 炉 心ス プレ イ 系又 は残留熱 除 去系（ 低圧 注 水系 ）Ｃ系の 手動 起 動に 期待 する こ とも 可能 で あ るが ，原子 炉 減圧 時の 水位 回 復性 能を 確 認す る観
点で ，低 流 量の 低圧 代替 注 水系 （常 設 ） に期 待し て いる 。
※８：サプ レッ ショ ン・プ ー ル水 温度 が Ｓ／ Ｐ熱 容 量制 限（原 子炉 が高 圧 の場 合 は 65℃ ）に到 達
した 場合 は ，原子 炉減 圧操 作 を実 施す る 。実際 の操 作 では ，原子 炉 圧力 が低 下し 低圧 代替
注水 系（常 設 ）によ る原 子 炉注 水が 開始 され た後 に 原子 炉隔離時 冷 却系 が停 止 す るが ，低圧代 替注 水 系（常 設 ）の み によ る原 子炉 注水 性能 を 確認 する観点 で ，原子 炉減 圧 開始 と同時に 原子 炉 隔離 時冷 却系 は 停止 する 想 定 とし てい る 。

Ⅰ※９ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ ド ライ ウェ ル雰 囲 気温 度と 原 子 炉圧 力の 関 係が 原子炉水 位 不明 領域 に 入 った 場合
・ 原 子炉 水位 計の 電 源が 喪失 し た 場合・ 原 子炉 水位 計の ば らつ きが 大 き く燃 料有 効 長頂 部以上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合

水位 不明

水位 不明 で はな い

原子 炉満 水 操作 ※ １ ０※１ ０： 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原 子 炉圧 力容 器 を満 水とし， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力の 差圧 を確 認 する こと で ，原子 炉水 位が燃 料有 効長 頂 部以 上で あ る こと を確認 する 。

原子 炉水 位 の調 整操 作
（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）※１ １： 低圧 代替 注 水系（ 常 設） によ り ，原子 炉 水位 を原 子炉水 位低 （レ ベル ３ ）設定 点 から 原
子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維 持す る。

格納 容器 圧 力
279kPa[gage]到 達※１ ２：代替 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 常 設）によ る格 納容器 スプ レイ 操 作は，サ プ レッ ショ ン ・チ ェ ンバ 圧 力が 279kPa[gage]に 到達 し た 場 合 に実施 し ， こ れ以 降 は サ プ レッ シ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の範 囲に 維持 する 。

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る
格納 容器 ス プレ イ操 作 ※ １ ２※１ ３：サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 位が 通常 水位 ＋5.5m に 到達し た場 合は ，格納 容器 ベン ト 準備のた め ，中 央制 御室 に て機 器ラ ン プ表 示 によ り系 統構成 を確 認す る とと もに ，格 納容 器
圧力 逃が し 装置 一次 隔離 弁 を全 開と す る 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サプ レッシ ョン・チェ ン バ側 」を優 先して 実施 し ，中 央制 御 室か らの 遠 隔操 作 及び 現場 で の手 動操作に 失 敗し た場 合 は，「ド ラ
イウ ェル 側 」の 開操 作を 実 施す る。

サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 +5.5m 到 達

代替 循環 冷 却系の起 動操 作格納 容器 ベ ント 準備 操作※１３（約 27 時間 ）サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位
通常 水位＋6.5m 到 達

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る格 納
容器 スプ レ イ停 止操 作 ※ １ ４

炉心 損傷 な しの
確認 ※１６
炉心 損傷 な し
（約 28 時間 ）代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） 及 び代替循 環冷 却 系以 外に よる 格 納容 器ス プ レ イ
・代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型 ）・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達※１ ４： 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 常設） に よる 格納 容器 ス プレ イの 停 止は ，以下 に より 判断す る。
・ サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位 が通 常水 位 ＋6.5m に 到達
※１ ５：格 納 容器 ベン ト操 作 前に ，原子 炉圧 力容 器 の隔 離状態を 確 認し ，原子 炉 水位 を可 能 な限
り高 く維 持 する こと で ，原 子炉 格 納容 器 への 放熱 を抑制 し，格 納容 器圧 力 の上 昇 を緩 和する （解 析 上考 慮し ない ）。

Ⅱ※１ ６： 炉 心損 傷は ，以 下 によ り判 断 す る。（ 炉 心損 傷を もって 炉心 損傷 後 の手 順 へ移 行す る ）・格納 容 器雰 囲気 放 射線 モニ タ γ線 線量 率が 設計 基 準原 子炉 冷却 材 喪失 事故 時 追 加放 出相当の 10 倍以 上原子 炉満 水 操作 ※ １ ５

炉心 損傷 確 認

炉心 損傷 が 確認 され た場 合 は，炉心損 傷後 の 対応 手順 に移 行 する
【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
制御 棒駆 動 水圧 系に よる 原 子炉 圧力 容 器 への 注水 が 継続 して いる こ とを 確認 す る 。ま た， 追 加起 動の準 備も 開 始す る。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる
格納 容器 除 熱操 作
（サプレッション・チェンバ側）

低圧 代替 注 水系 （常 設） と 同等 の流 量 は 確保 でき な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 原 子炉 注
水も 実施 可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ

低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ り 原 子 炉 水 位 を 維 持し ， 格 納 容 器 ベン ト に よ る 格 納 容 器 圧 力 の 低 下 傾 向 を 確 認 す る 。ま た ， 機 能 喪 失
し て い る 設 備 の 復 旧 を 試 み ， 残 留 熱 除 去 系 の 復 旧後 ， 原 子 炉 は 原子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド に よ り 冷 温 停 止 状 態 と し ，格 納 容 器 は 代 替
循 環 冷 却 系 又 は 残 留 熱 除 去 系 の 格 納 容 器 ス プ レ イ冷 却 モ ー ド 及 び
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 モ ー ド に よ る 冷 却 が可 能 で あ る こ と並 び に 水 素 濃 度 制 御 が 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た後 に 格 納 容 器 ベ
ント を停 止 し， 隔離 状態 と する 。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
除熱 操作
・耐 圧強 化 ベン ト系

代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） に よる 格納 容 器ス プレ イを 優 先す るが ， 代 替格 納容 器 スプ レ
イ冷 却系 （ 可搬 型） によ る 格納 容器 ス プ レイ も実 施 可能 であ る。
流量 は少 な いも のの 消火 系 及び 復水 補 給 水系 によ る 格納 容器 スプ レ イも 実施 可 能 であ る。
ⅢⅢ

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧 強化 ベン ト 系 によ る格 納 容器 除熱も 可能 で ある 。

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

第 2.4.2-2 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の対応手順の概要

130

2.4.2-41

崩壊熱除去 機能喪失 （残留熱 除去系が 故障した 場 合）

経過時間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

事象 発生

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡通報連絡者

運転員（中央制御室）

災害対策要員

運転員（現場）

原子 炉ス ク ラム
約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

操作の内容

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A,B

●外部電源喪失の確認
－

10 分

－
●非常用ディーゼル発電機の自動起動確認●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系自動起動の確
認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認●再循環ポンプトリップの確認

原子炉水位の調整操
作（原子炉隔離時冷
却系）

【1人】
A

－

－

●原子炉隔 離時冷却 系及び高 圧炉心ス プレイ系 に よる
原子炉注水 の調整操 作

崩壊熱除去機能喪失
の確認

【1人】
B

－

－

●残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作（失敗）

残留熱除去系の回復
操作

－

－

－

●残留熱除 去系の機 能回復操 作

常設代替高圧電源装置による緊急用母線
受電操作

【1人】
B

－

－

●常設代替 高圧電源 装置2台起 動及び緊 急用母線 受電操作

低圧代替注 水系（常 設）によ る原子炉 注水が開 始 されるまで の間，原 子炉水位 を原子炉 水位低（ レ ベル３）設 定点から 原子炉水 位高（レ ベル８） 設 定点の間に 維持
原子炉水位 が安定し て維持さ れる場合 は，高圧 炉 心スプレイ 系は待機 状態とす る

10 分
解析上考慮 しない
対応可能な要員にて実施

4分

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.4.2-3 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.2-42131

崩壊熱除去 機能喪失 （残留熱 除去系が 故障した 場 合）

経過時間（ 時間）
4

12

16

20

備 考

24

28

32

36

44

48

52

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時 間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達
約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
(中央制御室 )運転員(現場)

重大事故等 対応要員
(現場)

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作

【1人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原
子炉減圧操作

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常
設））

【1人】
A

－

－

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格
納容器冷却操作

【1人】
B

－

約28時間

系統構成

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

通 常水 位 ＋6.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa［gage］到 達
サプレッション・プー
ル熱容量制限到達まで
に実施

3分

1分

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作－

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●格納容器スプレイ操作

解析上考慮 しない
代替循環冷却系の起動
操作

【1人】
B

－

代替循環冷却系のみで注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

●代替循環 冷却系に よる原子 炉注水操 作

状態維持が可能な場合－

は，低圧代 替注水系（常設）による 注水を停 止す

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●代替循環 冷却系に よる格納 容器スプ レイ操作る
原子炉満水操作
使用済燃料プールの冷却操作

格納容器ベント準備操
作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・
チェンバ側）
可搬型代替注水大型ポン
プによる水源補給準備
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操
作

【1人】
B

－

－

●原子炉注水流量の増加操作

－

－

－

●使用済燃料プールの冷却操作

【1人】
A

－

－

●格納容器ベント準備（系統構成）

－

3人
C,D,E

－

●現場移動（第一弁）●格納容器ベント準備（系統構成）

－

－

3人
(招集)

【1人】
A

－

－

●中央制御室からの格納容器ベント操作

－

－

【3人】
(招集)

●現場手動による格納容器ベント操作

－

－

8人
a～h

－

【2人】
a,b

－

2人
（招集）

－

タンクローリによる燃料補給準備－5分
125 分●現場移動（第二弁）

45 分
格納 容器 ベ ント 実施 後

3人
C,D,E

適 宜状 態監 視
解析上考慮 しない

30 分
150 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

水源枯渇までは十分余
裕がある。

適宜 実施

●ポンプ起動及び水源補給操作

タンクローリー残量に応じて適宜軽油タンク
から補給

110 分

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油
2人
A,B

解析上考慮 しない

対応可能な要員にて実施●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

燃料補給操作

必要要員合計原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

8人 a～h及び招集5人コメント No.147-27 に対する回答

第 2.4.2-3 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.2-43132

10
原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の上昇／低下を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の降下する幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8

逃がし安全弁による
原子炉減圧

原子 炉圧力6

高圧炉心スプレイ系の起動／停止に伴う原子炉圧力低下／上昇

4）MPa[abs]

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10
シュラウド内（高出力燃料集合体）

レベル 1
燃料有効長頂部
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.4.2-44133

コメント No.147-05 に対する回答

2000

注 水 流 量注 水 流 量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

1500(m３ ／h)低圧代替注水系(常設) による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持す
るよう注水）

1000
高圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）到達時に注
水停止）

）

500

0
0

1

2

3

4

5

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-6 図

注水流量の推移3000

逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気 流量

2000

1500
逃がし安全弁

(t／h)

1000

500

0
0

1

2

3

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.4.2-45

134

500

原子 炉内 の 保有 水 量(t)

原子炉水位維持操作（原子炉水位低（レベル３）～原子炉水位高（レベル８））に伴う水量の増減

400

300

200
逃がし安全弁（7 弁）
開放による水量減少

100

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-8 図

原子炉内保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）を上回らない）

燃料 被覆 管 温度

1000

800

600

(℃)

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従する変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.2-46

135

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２ ・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減1

ボイド率

低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減

0.8

0.6

(－)
0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2－11 図

燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率の推移

2.4.2-47136

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

1

ボイド率

0.8

(－)

0.6

低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加(－)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

原子炉減圧完了
によるボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第2.4.2-13図炉心下部プレナム部におけるボイド率の推移

2.4.2-48

137

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円周方向の応力GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周

NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向JNES(内圧破裂試験)

100のNFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力(N／mm２ )平均値－２σ曲線

mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.2-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.2-49

138

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇
0.8

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による圧力上昇の抑制（217 kPa[gage]～279 kPa[gage]に維持）
ドライウェル圧力は原子炉水位の変動による原子炉圧力容器からの放熱の変動により上下し，ベント
管真空破壊装置の作動によりサプレッション・チェ
ンバ圧力もドライウェル圧力の変動に追従

0.6

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]到達時）
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-15 図

格納容器圧力の推移

コメント No.163-17 に対する回答
ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及び原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止

300

ドライウェル

格納容器雰 囲気温 度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は原子炉水位の変動による原子炉圧力容器からの放熱の変動により上下する

200

格納容器ベントによる温度低下
最高温度約 143℃，約 28 時間

(℃)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.2-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.2-50

139

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
ベントライン（約 15m）
サプレッシ ョン・プール水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動105

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）
(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サプレッシ ョン・プール水温
ー度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
(℃)
温
(℃)
度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
200

格納容器ベントによる（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下
最高温度：約 139℃
（約 28 時間）100

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.2-51

140

添付資料 2.4.2.1
安定状態について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た炉 心 冷 却が 維持 可 能で あ り ，また ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ ，必 要 な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び温 度 が 安定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子 炉 を 減 圧 し ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）を 用 い た 原 子 炉 注 水 を 継 続 す る こ と で ，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150 ℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
－１
mS v と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 ）

添付 2.4.2.1-1

141

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.4.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移 ，気液熱 非平 衡解析 モデ ル

崩壊 熱モ デ ル

燃料棒表面熱伝達モ デル

炉心
燃料 被覆 管 酸化燃料 被覆 管 変形

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価 モ
デル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさとあいまってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比 べて ＋50℃ 程度 高め に 評価 する 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 実 験結 果 の燃 料被 覆 管温 度に 比 べて ＋50℃ 高め に
評価 す るこ とか ら ，解 析 結果 は燃 料 棒表 面の 熱 伝達 係数 を 小さ く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 棒 表面 での 熱 伝達 は
大き く なる こと で ，燃 料 被覆 管温 度 は低 くな る が， 操作 手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 原子 炉 隔離 時 冷却 系及 び 高圧 炉心 ス プレ イ系 の 自動 起
動に よ り確 保さ れ ，燃 料 被覆 管温 度 を起 点と す る運 転員 等 操作 はない こと か ら， 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は な い。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある。よ って，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 原子 炉 隔離 時 冷却 系及 び 高圧 炉心 ス プレ イ系 の 自動 起
動に よ り確 保さ れ ，燃 料 被覆 管温 度 を起 点と す る運 転員 等 操作 はない こと か ら， 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は な い。
有効 性 評価 解析 で は原 子 炉水 位が 燃 料有 効長 頂 部を 下回 る こと はなく ，燃 料 被覆 管最 高温 度 は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら，
燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の 不確 かさ が 運転 員等 操 作に 与え る 影響 はない 。

実解 析コ ー ドは ，実 験解 析 にお いて 熱 伝 達モ デル の 保守 性に より
燃料 被覆 管 温度 を高 めに 評 価し ，有 効 性 評価 解析 に おい ても 燃料
被覆 管温 度 を高 めに 評価 す るこ とか ら ， 評価 項目 と なる パラ メー
タに 対す る 余裕 は大 きく な る。

酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え る。

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはなく ，燃料 被覆 管 最高 温度 は初 期値を 上 回る こと が ない こと から ，
燃料被覆管の破裂判定の不確かさが評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

添付資料 2.4.2.2

142

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果解析 モデ ル

二相流体の流動モデ ル

添付 2.4.2.2-2
沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果二相流体の流動
モデ ル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（ 臨 界流・ 差圧 流 ）臨界 流モ デ ル

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 系 含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動
成分を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確 かさ は 20℃～ 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉 圧力 の評 価 にお いて，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り 低い 圧力 で系 統 的に 圧力 低 下を 早め に予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水
系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，
水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し ，LPCS ス プレ イの 液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注
水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ ～40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 で は 原
子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要が ない た め， 評価 項目 と なる パラ メ ー タに 与え る 影響 はな い。

解析 コー ド は， ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コー ド は， 原子 炉圧 力 変化 を適 切 に 評価 する こ とか ら， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ， 圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

143

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現
分類

解析 モデ ル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 となる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心 モデ ル（ 原子炉出力及び崩壊 熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却 系）

入力 値に 含 まれる。
保 守 的 な 崩 壊熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響は ない 。
入力 値に 含 まれる。
保 守 的 な 注 水特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の
影響 はな い 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件とし た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに与 える 影響 」 に て確 認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件とし た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに与 える 影響 」 に て確 認。

Ｈ Ｄ Ｒ 実 験 解析 で は ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成 層 化 を 含 めて 傾 向 を よ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気 温度 を 十数℃程 度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価
す る 傾 向 が 確認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実
機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる 。 ま た ， 非凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー
タと よく 一 致するこ とを 確 認し た。
Ｃ Ｓ Ｔ Ｆ 実 験解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度の 挙 動 に つ いて ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確 認した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格 納容 器圧 力を 1 割程 度高 め に評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いる が ，こ れら の 不確 かさ は実 験 体系 に起因す るも の であ り，実機 体 系に おい て は不 確か さが 小 さく なる
もの と推 定 され ，全 体と し ては 格納 容 器圧 力及 び温 度 の傾 向を適切 に再 現 でき てい るた め ，格 納容 器 圧力 を操 作開 始 の起 点として いる 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系（ 常設 ）に よ る格 納容 器
冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は 小 さ い。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析 に おい て格 納 容器 雰囲 気温 度 及び 非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認して
おり ，そ の 差異 は小 さい た め，格納 容 器圧 力及 び雰 囲 気温 度を
操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ る 格納 容器 冷却 及 び格 納容 器 圧力 逃が し装 置 等に よる
格納 容器 除 熱に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格 納容 器圧 力を 1 割程 度高 めに 評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いるが 、こ れら の 不 確か さは 実 験体 系に 起因す るも の であ り， 実機体 系に おい て は 不確 かさ が 小さ くな る
もの と推 定 され ，全 体とし ては 格納 容 器 圧力 及び 温 度の 傾向 を
適切 に再 現 でき てい るため ，評 価項 目 と なる パラ メ ータ に与 え
る影 響は 小 さい 。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析に より 格納 容 器 雰囲 気温 度 及び 非凝 縮性ガ スの 挙 動は 測定 データ と良 く一 致 す るこ とを 確 認し てい る
ため ，評 価 項目 とな るパラ メー タに 与 え る影 響は 小 さい 。

入力 値に 含 まれる。
ス プ レ イ の 水滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平 衡 に 至 る こ と か ら 伝
熱モ デル の 不確かさ はな い 。
入力 値に 含 まれる。
MAAP コ ード では 格納 容 器ベ ント に つい て は， 設計 流 量に 基づ いて 流
路 面 積 を 入 力値 と し て 与 え ， 格 納 容 器 各 領 域 間 の 流 動 と 同 様 の 計 算
方法 を用 い てられて いる 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件とし た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに与 える 影響 」 に て確 認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件とし た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに与 える 影響 」 に て確 認。

象

炉心

原子 炉
圧力 容器

添付 2.4.2.2-3
原子 炉
格納 容器

崩壊 熱
ECCS 注
水（ 給水
系・代替
注 水 設
備含 む）
格 納 容
器 各 領
域 間 の
流動
構造 材
との 熱
伝達 及
び内 部
熱伝 導

格納容器モデル（格 納 容器 の熱水 力モ デ ル）

気液 界
面の 熱
伝達

ス プ レ
イ冷 却
格 納 容
器 ベ ン
ト

安全系モデル（格納容器ス
プレ イ）
格納容器モデル（格 納 容器 の熱水 力モ デ ル）

144

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析 条件 の 不確 かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

3,293MW

約 3,279～
約 3,293MW（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 6.91～ 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定
原子 炉熱 出 力

定格 圧力 を 設定
原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー ト下
端か ら約 122cm～ ＋132cm）（実 績値 ）

初期条件

添付 2.4.2.2-4

原子 炉水 位

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最 大線出 力密 度

48,300t／h（定 格流 量（100％ 流量 ））９×９ 燃 料(Ａ型 )44.0kW／ m

定格流量の
約 86％～約 104％（実績値）

装荷 炉心 ご と約 33～ 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 ( Ｂ 型 )は， 熱水 力 的な 特性 はほ ぼ 同等 であ り，
その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることか ら，代 表的 に９ ×９ 燃料 (Ａ 型)を設
定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる
この ため ，保 安規 定 の運 転上 の 制限 における 上限 値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事故初期において主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は 小さ く ，運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，事象進展に及ぼす影響は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明する。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メータに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対して非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ による水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たがって ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なるパラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
最確 条件 と した場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムすると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合がある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とから，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管温度を高く評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与 える 影 響は ない 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さくなる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ ることか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ に対す る余 裕 は大きく なる 。

145

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析 条件 の 不確かさ

項

目
解析 条件

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

格納 容器 圧 力

初期条件

添付 2.4.2.2-5

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度
格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 位

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 温 度

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2～
4.7kPa[gage]（実 績値 ）

57℃

約 25～ 58℃
（実 績値 ）

5,700m ３

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

6.983m（通 常運 転 水位
-4.7cm）

32℃

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊熱が大きい方が，原子炉水位低下
及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となる。このため，崩壊熱が大き
くな る燃 焼 度の 高い 条件 と して ，1 サ イ
クル の運 転 期間(13 ヶ月 )に 調整 運転 期
間 (1 ヶ 月 ) を 考 慮 し た 運 転 期 間 に 対 応する 燃焼 度 を設 定

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる。このため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されること から ，運転 員 等操 作時 間 に与 える 影 響は ない 。また ，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移することから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確 条件

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,092m ３ ～ 約
4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～ 約
3,342m ３（実 績値 ）

7.000m～ 7.070m（実 績値 ）

約 15～ 約 32℃（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値 を設 定ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を 設定

設計 値を 設 定
サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限 値を 設 定

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限
値を 設定

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を 設定

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影響は小さく，運転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェ
ル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約
42m ３ であ り ， その 割 合 は初 期 保 有水 量 の 1.3％ 程度 と 非
常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さく， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位 が 6.983m の 時 の水 量 は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。
したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧 力を 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 は 解析 条件 で設定 して いる 崩 壊 熱よ りも 小 さく なる 。
この ため ，燃 料か らの 発熱が 小さ くな り ，原子 炉か ら サプ レッ
ショ ン・プ ー ルに 流出 する蒸 気量 が減 少 する こと で ，原子 炉水位の低下並びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さ くな る 。この ため ，格 納容 器圧 力 が低 めに 推移 す るこ とから， 評価 項 目と なる パラメ ータ に対 す る 余裕 は大 き くな る。

最確 条件 と した 場合 には，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して 変動
を与 えう る が ，ド ライ ウェル 雰囲 気温 度 は ，格 納容 器 スプ レイの実 施に 伴 い飽 和温 度とな るこ とか ら ，初 期温 度の ゆ らぎ が事
象進 展に 与 える 影響 は小さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与える 影響 は 小さ い。
解析 条件 は 最確 条件 と同等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影響 はなく ，評 価 項目 とな るパラ メー タに 与 え る影 響は な い
最確 条件 と した 場合 には，格納 容器 体 積（ ウェ ット ウ ェル ）の液相 部の 運 転範 囲に おいて 解析 条件 よ り 高め の水 位 とな るが ，
ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さい 。例 えば ，サプ レッ ショ ン・プ ール
水位 が 6.983m の 時 の水量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆ らぎ（0.087m） によ る水 量変化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は 初期
保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常 に小 さい 。し たが って ，事象 進 展に与 える 影 響は 小さ く，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には，サ プレ ッシ ョ ン・プ ール 水 位の 運転
範囲 にお い て解 析条 件より 高め の水 位 と なる が，ゆら ぎ の幅 は
非常 に小 さ い 。例 えば ，サプ レ ッシ ョン・プー ル水 位が 6.983mの時 の水 量は 3,300m ３ で あるの に対 し 、ゆ らぎ（0.087m）に よる水 量変 化 は約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水 量の 1.3％程度 と非 常 に小 さい 。したが って ，事 象進 展に 与え る 影響 は小さく ，評 価 項目 とな るパラ メー タに 与 え る影 響は 小 さい 。
最確 条件 は 解析 条件 で設定 して いる 水 温 より も低 く なる ため ，
サプ レッ シ ョン・プ ールで の圧 力抑 制 効果 が高 まり 格 納容 器圧力の 上昇 は 緩和 され る 。この ため ，評 価項 目と なる パ ラメ ータに対 する 余 裕は 大き くなる 。

146

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析 条件 の 不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方

事故条件

解析 条件

最確 条件

起因 事象

給水 流量 の
全喪 失－

原子炉水位の低下が早く，事象進展の早い
給水 流量 の 全喪 失を 設定

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

崩壊 熱除 去 機能 喪失－

残留 熱除 去 系の 故障 によ る 崩壊 熱除 去 機 能の喪 失を 設 定

外部 電源

外部 電源 な し：
運転 員等 操 作
外部 電源 あ り：
事象 進展

－

運転 員等 操 作の 観点 では ， 低圧 代替 注 水 系（常 設） の 起動 前に 常設 代 替高 圧電 源 装 置の起 動が 必 要と なる 外部 電 源な しを 設 定
事象 進展 の 観点 では ，起 因 事象 発生 か ら 原子炉 スク ラ ムま での 期間 の 原子 炉水 位 の 低
下を 厳し く する 条件 とし て ，外 部電 源 あ りを設 定

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-6

原子 炉ス ク ラム

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替原 子 炉再 循環
ポン プト リ ップ 機能 ）原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号－－

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原 子炉 ス クラ ムを 設定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号に よる 再 循環 ポン プト リ ップ を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響－－外部 電源 が ある 場合 は， 常 設代 替高 圧 電 源装 置の 起動が 不要 と なる が， 低圧 代 替注 水系 （ 常 設） によ る
原子 炉注 水 に期 待す るの は 2 時 間後 で あ り， 起動 操
作に 要す る 時間 と比 較し て 十分 な時 間 余 裕が 確保 されて いる こ とか ら， 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響
は小 さい 。

外部 電源 が ない場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電 源が あ る場合と 比較 し て原 子炉 水 位 の低 下は 緩
和さ れる こ とから，評価 項目 とな る パラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きくなる 。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。
最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き くなる 。

最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き く
なる 。

147

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析 条件 の 不確 かさ

項目

原子 炉隔 離 時
冷却 系

高圧 炉心
スプ レイ 系

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-7

低圧 代替
注水 系（ 常設 ）代替 格納 容 器
スプ レイ 冷 却
系（ 常設 ）

外部 水源
の温 度

解析 条件

最確 条件

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：7.86～ 1.04MPa[gage]・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：7.86～ 1.04MPa[gage]

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動

最小 流量 特 性・注 水流 量 ：0～ 1,419m ３ ／ h
・注 水圧 力 ：1.38～ 7.65MPa[dif]（原 子炉 注 水単 独時 ）最小 流量 特 性（2 台）・注 水流 量 ：0～ 378 m ３ ／h
・注 水圧 力 ：0～ 2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ
併用 時）
・注 水流 量 ：230 m ３ ／ h

定格 流量 特 性・注 水流 量 ：0～ 1,419m ３ ／h 以 上・注 水圧 力 ：1.38～ 7.65MPa[dif]（原 子炉 注 水単 独時 ）定格 流量 特 性（2 台）・注 水流 量 ：0～ 378 m ３ ／h 以上
・注 水圧 力 ：0～ 2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ
併用 時）
・注 水流 量 ：230 m ３ ／h 以上

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

35℃

35℃ 以下条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定。原 子 炉隔 離時 冷 却系
は，ター ビン 回転 数 制御 によ り 原子
炉圧力に依らず一定の流量にて注水す る設 計 とな って いる 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象
進展 に影 響 はなく ，評 価項 目 とな るパ ラ メ ータ に与え る影 響 はない。

設計 値を 設 定。原 子 炉水 位の 観 点で厳し い設 定 とし て，最小 流量 特 性を設定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉水位回復までの期間は原子炉水位を継続監視していることから，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 は小 さ い 。

最確 条件 と した場合 には ，注 水開 始後 の 原 子炉 水
位の 回復 が 早くなり ，炉心 の 再冠 水が 早 ま るこ とから評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計上 の 最低 要求 値 である最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える 影響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，注 水開 始後 の 原 子炉 水
位の 回復 が 早くなり ，炉心 の 再冠 水が 早 ま るこ とから ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に対 す る 余裕 は
大き くな る 。

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量と して ， 運転 手順 に基 づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象
進展 に影 響 はなく ，評 価項 目 とな るパ ラ メ ータ に与え る影 響 はない。

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として ，年 間の 気象 条 件変 化を 包 含する高 めの 水 温を 設定 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレイによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレ
イ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開始は遅くなる 。

最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる水 温よ り も低くな る可 能 性が あり ，格 納 容器 ス
プレ イに よ る圧力抑 制効 果 が高 まる が ，格 納容 器
最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実 施す る マネジメ ント に 変わ りは な く ，格納 容
器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力 で決 定 されるた め ，評 価 項目 とな る パ ラメ ー
タに 与え る 影響はな い。

併用 時の 系 統評 価に 基づ き，保 守的な流 量を 設 定

148

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析 条件 の 不確かさ項

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

（原 子炉 減 圧操 作時 ）自動 減圧 機 能付 き逃がし 安全 弁 7 弁 を開 放する こと に よる 原子炉減 圧

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

作動 差圧 ：3.45kPa（ド ライ ウ ェル －サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納
容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベント後に格納容器圧力を起点とする操作はないため，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，格 納容 器 ベン ト 後の 格納 容器圧 力の 低 下が早く なる が，格納 容 器最 高 使用 圧力 に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジメ
ント に変 わ りはなく ，格 納容 器圧 力 の最 大 値は おお むね格 納容 器 ベント時 の圧 力 で決 定さ れ る ため，評 価項
目と なる パ ラメータ に与 え る影 響は な い 。

目条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79～8.31MPa[gage]385.2～410.6t／ h／ 個

（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79～8.31MPa[gage]385.2～410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原 子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧機能付き逃がし 安全 弁 7 弁 を開 放することによる原子炉減 圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ド ライ ウ ェル －サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）

逃が し安 全 弁

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.4.2.2-8

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

格納 容器 圧 力逃 がし装置

排気 流量 ：
最小 流量 特 性

排気 流量 ：
定格 流量 特 性

外部 水源 の 容量

約 9,300m ３

約 9,300m ３ 以 上（淡 水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

燃料 の容 量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タ
ンク ）

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

－

－

149

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

項

解析 上の
操作 開始 条 件目

サ プレ ッ ショ
ン ・プ ー ル水
温 度 65 ℃ 到
達時

運転 手 順に 基 づき
サプ レ ッシ ョ ン・プー ル 熱容 量 制限
を踏 まえ て 設定

操作条件

添付 2.4.2.2-9

低圧代替注
水系 （常 設 ）による原子炉注 水操 作
（逃がし安
全弁による
原子炉減圧
操作 ）

条件 設定 の
考え 方

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）によ る 格
納容器冷却操作

サ プレ ッ ショ
ン ・チ ェ ンバ
圧
力279kPa[gage]
到達 時

運転 手 順に 基 づき
格納 容 器ベ ン ト実
施基 準 であ る 格納容器 最 高使 用 圧力（310kPa[gage]）に対 す る余 裕 を考
慮し 設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃が し 安全 弁に よ る原 子 炉減 圧の 操 作実 施基 準（ サプ レッ シ ョン・プー ル 水温度 65℃）に到 達す る のは 事象 発生 約 2 時 間後 であ り ，比 較的 緩
やか なパ ラ メー タ変 化で あ るこ とか ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 操作 と し て余 裕時 間 を含 めて 1 分 を設 定 して いる 。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所 要時
間が 長く な る可 能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 13 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
操作 開始 時 間は 設定 して い ない が，中央 制御 室の 制 御盤 の操 作ス イ ッチ によ る
簡易なものであり，緩やかな圧力上昇に対して操作所要時間は十分に短いため， 操作 所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操作は，解析条件（操 作条 件 を除 く。 ）の不確かさにより操
作開始時間が遅くなる可 能性 が ある が，他の操作との重複もな
いこ とか ら ，他 の操 作に与 える 影 響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析 条件（操 作 条件 を除 く 。） の 不 確 か さ により ，操 作開 始 時間 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

少なくとも原子炉隔
離時冷却系による注
水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避する
こと が可 能 であ り，事象発生から少なくとも 8 時間 程 度の 操作 時
間余裕が確保されている 。な お ，高 圧炉 心
スプレイ系による原子炉注水を継続する
こと も可 能 であ り，この場合には更に余裕があ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分 。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他の 操作 との重複もないことから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（ 常設 ）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 13
時間後に実施するもので あり ，準備 時間 が確保 でき る ため ，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練を取得。訓練
では，格納容器圧
力 279kPa[gage]到
達時に，代替格納容器スプレイ冷却系（ 常設 ）を 実施 ，スプレイ操作は約4 分。想定 し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確
認し た。

150

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

目

操作条件

添付 2.4.2.2-10

格納容器圧
力逃がし装
置等による
格納容器除
熱操 作（ サ プ
レ ッ シ ョン・チェ ン バ側）

サ プレ ッ ショ
ン ・チ ェ ンバ
圧力310kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

運転手順に基づき，格納 容 器最高
使用圧力を踏まえて 設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧
力を 継続 監 視し てお り，格納 容 器ベ ント の操 作実 施 基準（ サ プレ ッ
ショ ン・チェ ンバ 圧力 310kPa[gage]）に 到達 する の は，事 象発 生 の約 28 時間 後 であ り， 比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり，運 転員 は中 央制 御 室に 常駐 して い
るこ とか ら ，要 員配 置が 操 作開 始時 間 に 与え る影 響 はな い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り，移動 が操 作開 始 時間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり，緩 や
かな 圧力 上 昇に 対し て十 分 に短 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常 設）によ る原 子 炉水 位維 持操 作 を並 列し て実 施する場合があるが，異なる運転員による対応が可能であることから， 他の 並 列操 作が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ によ る
簡易 な操 作 であ り，誤操 作は 起 こり にく いこ とか ら，誤操 作 等が 操
作開 始時 間 に影 響を 及ぼ す 可能 性は 非 常 に小 さい 。
なお，中央 制 御室 での 操 作に 失敗 し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す
るこ とと し てお り，操 作の 信頼 性 を向 上 して いる が ，こ の場 合 ，約30 分程 度 は操 作開 始 時間 が遅 れる 可 能性 があ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は
解析上の設定とほぼ同等である。仮に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合は，現場操作にて対応する
ため ，約 30 分程 度 操作 開始
時間が遅れる可能性がある。
解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不
確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性がある
が，他に並列操作がある場
合でも異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能である
ことから，この他の操作に与え る影 響 はな い。

実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項目に与える影響はない。仮に中央制
御室での遠隔操作が失敗した場合は，現場操作にて対応す るた め ，約 30 分程 度操
作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容
器圧 力は 310kPa［gage］より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa［gage］ で あり，格納容器の健全性の観点か
らは 問題 と なら ない 。
解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不
確かさにより，操作開始時間が遅くなる場合でも，パラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格
納容器圧力の最大値に変わりがないことから，操作開始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント操作は，事象発生の 約 28 時 間 後 に 実 施するものであり，準備時間が確保できるた
め，時間余裕がある。
また，中央制御室での遠隔操作の失敗により，格納容器ベント操
作が遅れる場合，格納
容 器 圧 力 は 310kPa［ gage］ か ら 上 昇 す るが，過圧の観点で厳しい「3．1 雰 囲気 圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，格納 容 器 圧 力 が310kPa[gage]に 到 達 してから，炉心損傷後の格納容器スプレイ実施
基 準
で
あ
る
465kPa[gage]に 到 達 す
るま で約 2 時 間程 度 の時間余裕があり，現場操作 に要 す る時 間は 30分程度であることから， 時間 余 裕が ある 。

中 央制 御 室 で の操
作 は， シ ミ ュ レー
タ（模擬操作含む 。） に て 訓 練実
績 を取 得 。 訓 練では ，格 納 容 器 圧力の 上昇 傾 向 を 監視
し ， 310kPa[gage]
到 達時 に ， 格 納容器ベントを実施
し ，操 作 時 間 は約4 分。 想 定 し てい
る 範囲 内 で 意 図して いる 運 転 操 作が実 施可 能 で あ ることを 確認 し た。
ま た， ベ ン ト 実施
時 に遠 隔 操 作 に失敗 した 場 合 は 現場
操 作に て 対 応 するが ，現 場 モ ッ クア
ッ プ等 に よ る 訓練
実 績 で は ， 約 25分 で操 作 を 実 施でき た。 想 定 し てい
る 範囲 内 で 意 図して いる 運 転 操 作が実 施可 能 で あ ることを 確認 し た。

151

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

条件 設定 の考え 方

事 象 発 生 48
時 間後 程 度から

代替淡水貯槽への補 給は ，解析条
件で はな い が，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作
業で あり ，代替淡水貯蔵タンクが枯渇しないよう
に設 定

目

代替淡水貯
槽へ の補 給添付 2.4.2.2-11

操
作
条
件

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水大型ポン
プへの燃料
補給

事 象 発 生 48
時 間後 程 度から適 宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料 補給 は ，解析条件 では な いが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業 であ り ，燃料が枯渇しないように 設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間 程度 あり 十 分な 時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間 程度 あ
り十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響－－

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響－－操作 時間 余 裕

訓練 実績 等－

代 替淡 水 貯 槽 への補給は所要時間150 分 の と こ ろ，
訓 練実 績 等 に より
約 120 分 に実 施可
能 なこ と を 確 認した。

－

可 搬型 代 替 注 水大型 ポン プ へ の 燃料
補 給は ， 各 機 器の燃 料が 枯 渇 し ない
時 間間 隔 （ 許 容時
間 ）以 内 で 実 施することとしている 。可 搬 型 代 替注
水 大型 ポ ン プ への燃 料補 給 は ， 許容
時 間 150 分の とこ
ろ ，訓 練 実 績 等によ り約 25 分 であり ，許 容 時 間 内で意 図し て い る 作業
が 実施 可 能 で あること を確 認 した 。

152

添付資料 2.4.2.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時

間後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，

代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。
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
容器スプレイを停止する。
③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給
事 象 発 生 48 時 間 程 度 以 降 か ら ， 淡 水 貯 水 池 の 水 を 代 替 淡 水 貯 槽

へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.4.2.3-1

153

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発

生 48 時 間 程 度 以 降 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 減 少 は ，崩 壊 熱 に よ る 蒸 散 量 に相当する量であるため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始

積 算 注 水 量 (m３ )

4,300m３ 到 達
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,410m ３ 必 要 と な る 。 代 替 淡 水 貯
槽 及 び 淡 水 貯 水 池 に 合 計 約 9,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水
量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.2.4-2154

添付資料 2.4.2.4
7 日間における燃料の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

７日間の
軽油消費
量
約 755. 5kL

軽油貯蔵
タンクの
容量は約
800kL で あ
り，７日間
対応可能

７日間の
軽油消費
量
約 36.6 kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210k L で
あり，７日
間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440. 4L/h( 燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ） ×2 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 484.0 kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L /h(燃 料 消 費 率 ) ×168h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 13 0.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L /h(燃 料 消 費 率 ) ×168h（ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 14 1.2kL
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
218L/h (燃 料 消 費 率 )× 168h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）＝ 約 36 .6kL

※１

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

※３

緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置２台で確保することを仮定した。

添付 2.4.2.4-1

155添付資料 2.4.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量 (kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12

経過 時間 (ｈ )負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.4.2.5-1

156

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.6.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「ＬＯＣ
Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
なお，大破断ＬＯＣＡのように破断規模が一定の大きさを超える場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することができないため，格納容器破損防止対策を講じて，その有効性を確認する。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原子
炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系機能喪失による崩壊熱除去機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，中小破断ＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失した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，重大事故等対策の有効性評価としては，中小破断ＬＯＣＡ発生時の高圧注水機能又は低圧注水機能に対する重
2.6-1

157

大事故等対処設備に期待することが考えられる。中小破断ＬＯＣＡ発生後に高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として重大事故等対処設備の低圧注水機能の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉減圧後に低圧の注
水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.6-1 図に，対応手順の概要を第 2.6-2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.6-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
2.6-2

158

発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行うための招集要員 2 名,現場手動による格納容器ベント操作を行うための招集要員 3 名である。必要な要員と作業項目について第 2.6-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム，外部電源喪失及びＬＯＣＡ発生の確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。また，外部電源が喪失したことで，非常用ディーゼル発電機が自動起動したことを確認する。さらに，
格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
原子炉スクラム，外部電源喪失及びＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
2.6-3

159

高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｃ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｂ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作に必要な計装設備は，緊急用母線電圧計である。
ｅ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電後に，低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
ｆ．逃がし安全弁による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。
逃がし安全弁による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力
2.6-4

160

計等である。
炉心損傷がないことの継続的な確認に必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作
低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後は，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，中央制御室
2.6-5

161

からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。

ｉ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器ベント操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制
御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に
行う。

2.6.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＬＯＣＡ
2.6-6

162

を起因事象とし，全ての注水機能を喪失する「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビア
アクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコ
ードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.6-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以
2.6-7

163

下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
破断箇所は原子炉再循環系配管（配管断面積約 2,400 ㎝ ２ ）とし，破断面積は約 3.7 ㎝ ２ とする。
（添付資料 2.6.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。また，保守的に外部電源喪失による給水流量の全喪失についても設定する。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
2.6-8

164

プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁の安全弁機能にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，自動減圧機能付き逃がし安全弁（7 弁）を使用するものとし，容量として，1
弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0～378m３ ／h，注水圧力：0～2.38MPa[dif] ※ ）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉
水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(f)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。
2.6-9

165

ｃ．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。なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動の前に常設代替高圧電源装置の起動操作が必要となる，外部電源なしを設定する。
(a)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，低圧代
替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

コメント No.148-18,150-24 に対する回答(3)

有効性評価（敷地境界外での実効線量評価）の条件
本重要事故シーケンスでは炉心損傷は発生せず，燃料被覆管の破裂も発生していないため，放射性物質の放出を評価する際は，設計基準事故に対する評価手法を採用することで保守性が確保される。このため，敷地境界外での実効線量評価にあたっては，「 実用発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針（原子力安全委員会

平成 2 年 8 月 30 日）」に示されている評価手法を参照した。本重要事故シーケンスに対する主要な評価条
2.6-10166

件を以下に示す。
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，I-131 等価量で約4.7×10１２ Bq となる。
ｂ．原子炉圧力の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 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値※である 2.22×10１４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについては γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約6.0×10１５ Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。
※：過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW あたりの追加
放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場合，熱出力 1,000MW あたりの I-131 の追加放出量の平均値にあたる値は 2.78×10 １３ Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これに余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。（1Ci＝3.7×10１０ Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

ｃ．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，残りの 96％は無機よう素とする。
ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスはすべて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％は瞬時に移
2.6-11167

行するものとし，残りは分解するものとする。有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オーバされる割合は 2％とする。
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁を介して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場合，
希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからのベントを考慮し，スクラビングの効果を考慮しないものとする。また，核分裂生成物の減衰は，格納容器ベン
ト開始までの期間について考慮する。
ｇ．敷地境界外における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及び外部
被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被ばくによる実効線量(1)式で，希ガスの外部被ばくによる実効線量は(2)式で，それぞれ計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
Ｒ：呼吸率（m３ ／h）

Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量(1)（1.6×10－７ Sv／Bq）
χ／Ｑ ：相対濃度（s／m３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量－小児実効線量係数換算）

Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ
Ｋ(2)：空気吸収線量から実効線量への換算係数
2.6-12

168

（K=1Sv／Gy）
Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｈ．大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，
地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
を 2.9×10 －６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10 －１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベントを用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1
時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10 －５ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10－２０ Gy／Bq とする。
ｉ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.6-4 図から第 2.6-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数及びボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率，破断流量の推移並
びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.6-9 図から第 2.6-15 図に，格納容器圧力，格納容
器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の推移を第 2.6-16 図から第 2.6-19 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることか

2.6-13169

ら，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ
ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展
外部電源が喪失し，給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。
その後原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下す
ると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるが，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，逃がし安全弁 7 弁による原子炉減圧操作を実施することで，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下し低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が2.6-14170上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，上記の挙動に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.6-9 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 37 分後に最高値の約 616℃に到
コメント No.181-18 に対する回答

達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管最高温度は平2.6-15171

均出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの約 1％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.6-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.6-16 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.1-17 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダ
リにかかる温度は，評価項目である限界温度（200℃）を下回る。
第 2.1-5 図に示すように，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.1-16 図及び第 2.1-17 図に示すように，事象発生の約
28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
（添付資料 2.6.3）
2.6-16172

格納容器圧力逃がし装置によるベント時の敷地境界での実効線量の評
価結果は，約 1.6×10 －１ mSv であり，5mSv を下回る。また，耐圧強化ベントによるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10 －１
mSv であり，5mSv を下回る。いずれの場合も，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線
被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に
中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧・低圧注水機能及び減圧機能の喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧代替注水系（常設）の起動後に原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁
による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧
力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
2.6-17173

(1)解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「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」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 10℃～50℃
高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする
運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向
2.6-18174

を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験
解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格
納容器ベント操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
2.6-19175

器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.6-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響
2.6-20176

はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位，格納容器体積（ウェットウェル）及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度及びサプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，気相部の配管と比べ破断口からの流出流量が大きくなり，また，低圧注水のために原子炉の減圧が必要となる燃料有効長頂部以下の液相配管のうち，代表として原子炉再循
環配管に約 3.7 ㎝ ２ の破断面積を設定している。なお，破断面積が約9.5 ㎝ ２ までは，同じ 25 分後の原子炉減圧操作を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止することが可能であり，運転員等操作時間に与える影響は小さい。破断面積が約 9.5cm２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む）に至る場合については，「3.1

雰囲気圧

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，運転員等操作の観点では，
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作の前に常設代替高圧電2.6-21177

源装置の起動操作が必要となり，注水開始が遅くなる条件として，外部電源なしを想定する。外部電源がある場合は，常設代替高圧電源装置の起動が不要となることから，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作の開始は早くなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.6.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33～41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の起因事象については，気相部の配管と比べ破断口からの流出流量が大きくなり，また，低圧注水のために原子炉の減圧が必要となる燃料有効長頂部以下の液相配管のうち，代表として原子炉再循
2.6-22178

環配管に約 3.7 ㎝ ２ の破断面積を設定している。なお，破断面積が約9.5 ㎝ ２ までは，同じ 25 分後の原子炉減圧操作を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止することが可能であり，燃料被覆管の最高温度は約 842℃となる。破断面積が約 9.5cm２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，
「3.1

雰囲気圧

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展の観点では，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定し，また保守的に外部電源喪失
による給水流量の全喪失も想定する。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，保守的に外部電源喪失による給水流量の全喪失についても設定する。
給水系による原子炉注水に期待する場合は，原子炉水位の低下は緩和
されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.6.1，2.6.4）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実
2.6-23

179

さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作時間は，余裕時間を含めて設定していることか
ら，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード
2.6-24180

及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.6.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
約 40 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器
2.6-25181圧力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.6.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）については，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足する。また，25分の減圧操作遅れを想定した場合には，一部の燃料被覆管に破裂が発生す
るが，炉心の著しい損傷は発生せず，格納容器ベント時の敷地境界線量も約 4.4mSv となり 5mSv を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後のマネジメントに移行する
ため，重大事故での対策の範囲となる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 16 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
2.6-26

182

するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達してから，炉心損傷後の格納容器スプレイ実施基準である 465kPa[gage]に到達するまで約 2 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 30分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.6.4，2.6.5）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.6.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重大事故等対策における事象発生 2 時間までに必要な要員は，「 2.6.1(3)
策」に示すとおり 17 名である。
「6.2

炉心損傷防止対重大事故等対策時に必要な要員の評

価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は 5 名であり，発電所構外から 2 時間以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。

(2)必要な資材の評価
2.6-27183

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮す
ると，合計約 5,320m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯蔵槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.6.6）

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高2.6-28184

圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.6.7）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については，約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.6.8）

2.6.5

結

論

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管において中小破断ＬＯ
ＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ，自動減圧系が機能喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至るこ
2.6-29185

とが特徴である。事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）
及び逃がし安全弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施すること
で，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に
2.6-30186

おいて，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した
重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグ
ループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対して有効である。

2.6-31187

第 2.6-1 表
確認及び操作原子炉スクラム，外部電源喪失
及びＬＯＣＡ発生の確認

高圧注水機能喪失の確認

2
3
6
.
2
高圧代替注水系の起動操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（1／3）
手順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。
・外部電源が喪失したことを確認する。
・格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を起動する。

常設設備【非常用ディーゼ
ル発電機】
軽油貯蔵タンク【主蒸気隔離弁】
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

高圧代替注水系【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
平均出力領域計装
起動領域計装ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧
力計－
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）【高圧炉心スプレイ系系統流量計】【原子炉隔離時冷却系系統流
量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）－

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）
高圧代替注水系系統流量計】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

188

第 2.6-1 表
確認及び操作低圧注水機能喪失の確認

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
低圧代替注水系（常設）の起動
準備操作

逃がし安全弁による原子炉減
圧操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（2／3）
手順・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起動操作失敗後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設設備－

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 低 圧 代 替 注 水
電後，低圧代替注水系（常設）を起動する。 系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の 逃がし安全弁
完了後，逃がし安全弁 7 弁を手動開放する 常 設 低 圧 代 替 注 水
ことにより，原子炉減圧操作を実施する。
系ポンプ
・原子炉減圧に伴い，低圧代替注水系（常設） 代替淡水貯槽からの原子炉注水が開始され，原子炉水位 常 設 代 替 高 圧 電 源が回復することを確認する。
装置
・炉心損傷がないことを継続的に確認する。
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
【低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力計】【残留熱除去系ポンプ吐出圧
力計】－

緊急用母線電圧計－

常設低圧代替注水系ポンプ吐
出圧力計－

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）

3
3
6
.
2

189

第 2.6-1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（3／3）
手順

原子炉水位の調整操作

・低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器冷却・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッショ
ン・チェンバ側）

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

格納容器圧力逃がし装置重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
代替淡水貯槽水位計－

ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
低圧代替注水系格納容器スプ
レイ流量計
代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水位計－

ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
サプレッション・プール水位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

4
3
6
.
2

190

コメント No.163-46,182-17,18 に対する回答

第 2.6-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300 t／h

炉心入口温度
炉心入口サブクール度

初期条件

燃

料

約 278℃
約 9℃
９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

5
3
6
.
2

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度
格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）

条件設定の考え方

5kPa[gage]
57℃
5,700m３
空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

通常運転水位を設定
定格流量を設定
熱平衡計算による値
熱平衡計算による値
９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

191

第 2.6-2 表
項

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（2／5）

初期条件

目

主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水位

6.983m（通常水位-4.7cm）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプレッション・プール水
温度

起因事象

安全機能の喪失に対する仮定

事故条件

6
3
6
.
2

外部電源

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）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
破断位置は，流出流量が大きくなり，低圧代替注水系（常設）を用いる場合
は原子炉の減圧が必要となる液相部配管のうち，代表として原子炉再循環配管を設定
再循環配管に
炉心損傷防止を有効に実施することが可能な破断面積の範囲においては，破約 3.7cm２ の破断が発生
断面積に応じて対応手順を変更することはないため，低圧代替注水系（常設）による注水開始が可能な時間及びその注水特性を踏まえ，代表として原子炉
再循環系配管に約 3.7cm２ の破断面積を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水
高圧注水機能喪失
機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失
低圧注水機能喪失を設定
減圧機能喪失減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。また，保守的に外部電源喪失による給水流量の全喪失についても
外部電源あり設定する。
なお，運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動前に常設代替高圧電源装置の起動が必要となる外部電源なしを想定する
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水原子炉水位低（レベル３）信号位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レ（遅れ時間：1.05 秒）
ベル３）信号による原子炉スクラムを設定
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水原子炉水位異常低下（レベル２）
位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低信号で全台停止下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定
32℃

192

第 2.6-2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0～378m３ ／h
・注水圧力：0～2.38MPa[dif]

4.0

3.0
原子炉圧力（ MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230 m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づ
き設定

7
3
6
.
2

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

193

第 2.6-2 表
項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

逃がし安全弁

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放する
ことによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

8
3
6
.
2

ベント管真空破壊装置
作動差圧
格納容器圧力逃がし装置

3.45kPa（ドライウェル－サプレッション・チェ
設計値を設定ンバ間差圧）
排気特性：最小流量特性
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の13.4kg／s（ 格納容器圧力 310kPa[gage]において） 最低要求値である最小流量特性を設定

194

第 2.6-2 表
項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生から 25 分後

運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

9
3
6
.
2

195

←

逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→
再循環ポンプＧ

ドライウェル※

格納容器圧力逃がし装置※

サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

0
4
6
.
2

サプレッション
・プール←
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

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

タンクローリ196

←

逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→
再循環ポンプＧ

ドライウェル※

格納容器圧力逃がし装置※

サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

1
4
6
.
2

サプレッション
・プール←
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

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

タンクローリ197

←
逃がし安全弁常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）
タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→

Ｇ

格納容器圧力逃がし装置※

ドライウェル※サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

2
4
6
.
2

サプレッション
・プール
タンクローリ←
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

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

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

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント段階）

198

(解析 上 の時 刻)
原子 炉冷 却 材喪 失（ 中小 破断 LOCA）（外部電源喪失及び給水流量の全喪失※１）

(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（運転 員）：プ ラン ト 状態（解 析）：判 断

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：解 析上 考 慮しない 操作：重 大事 故 等対応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子 炉ス ク ラム ，外 侮電 源 喪失 ※ １
及び ＬＯ Ｃ Ａ発 生の 確認 ※ ２の共 同作 業

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等の自 動起 動 確認 ※ １

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達(約22秒)

高圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ３

低圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ３

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

水源 補給 準 備

燃料 補給 準 備

使用 済燃 料 プー ル
冷却 準備

水源 補給 準 備完 了

燃料 補給 準 備完 了

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作 ※１

高圧 ／低 圧 注水
機能 の回 復 操作

※１ ：外 部 電源 あり とし て いる が， 運 転 員等 操作 の 観点では 低圧 代 替注 水系 （ 常 設） の起動 前に 常 設代 替高 圧電 源 装置 の起 動 が 必要 とな る外部 電源 なし を 想定 して いる。 また ， 原子 炉水 位低 下 の観 点で 厳 し い条 件と して， 外部 電源 喪 失に 伴う 給 水
流量 の全 喪 失も 想定 して い る。

低圧 代替 注 水系 （常 設）の起 動準 備 操作 ※ ４ ， ５※２ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装等に よ り確 認す る 。 また ，
外部 電源 喪 失に 伴い 非常 用 ディ ーゼ ル 発 電機 が自 動起動 した こと を 6.9kV２Ｃ 及び２ Ｄ電 圧 計に より 確認 す る。
低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

逃が し安 全 弁に よる
原子 炉減 圧 操作 ※ ６(約25分)※３：中央 制御 室に て 機器 ラン プ 表示 ，機 器故 障警 報，系 統流 量 計指 示等 に て確 認 する。
※４ ：解 析 上は 考慮 しな い が， 原子 炉 冷 却材 浄化 系 吸込 弁の閉止 操 作を 実施 す る 。

Ⅰ

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７※５ ：低 圧 代替 注水 系（ 常 設） の起 動 操 作は ，以 下 によ り判断す る 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失
※６ ：逃 が し安 全弁 によ る 原子 炉減 圧 操 作は ，以 下 によ り判断す る 。
・低 圧で 注 水可 能な 系統 （ 低圧 代替 注 水 系（ 常設 ）） の準 備 完了

原子 炉水 位 不明
でな いこ と の確 認 ※９

水位 不明

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

水位 不明 で はな い
原子 炉満 水 操作

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※１０※７ ：原 子 炉水 位が 燃 料有 効 長頂 部以 下 とな った 場 合は ，格納 容器 雰 囲気 監視 系 等に より格 納容 器 内の 水素 ・酸 素 濃度 を確 認 す る。

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※ ８※１１※８ ：炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る。（炉 心損 傷 をもって 炉心 損 傷後 の手 順 に 移行）
・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射線 モ ニ タ γ 線 線 量 率 が 設計 基 準 原 子 炉 冷却 材 喪 失 事 故時追 加放 出 相当の 10 倍 以上
※９ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ ド ラ イウ ェ ル 雰 囲 気 温 度と 原 子 炉 圧 力 の 関 係 が原 子 炉 水 位 不 明 領域 に 入 っ た
場合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・ 原 子 炉水 位 計 の ば ら つ きが 大 き く 燃 料 有 効 長 頂部 以 上 で あ る こ とが 判 断 で き
ない 場合

原子 炉水 位 の調 整操 作 ※ １ ２(約16時 間)サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達※１ ０： 原 子炉 水位 が 燃料 有 効長 頂部 以 下と なっ た 場合 は，燃 料有 効 長頂 部以 下 の継 続
時間 を測 定 し，「 最長 許 容炉 心露 出時 間」の禁 止領 域 に入 って いる か を確 認す る ととも に， 格 納容 器雰 囲気 監 視系 γ線 モ ニ タに より燃 料の 健全 性を 確 認す る。
※１ １： 原 子炉 水位 不 明の 場 合は ，原 子 炉圧 力容 器 を満 水とし ，原 子 炉圧 力と サ プレ ッ
ショ ン・ チ ェン バ 圧力 の差 圧 を確 認す る こと で， 原子炉 水位 が 燃料 有 効長 頂部 以
上で ある こ とを 確認 する 。

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る
格納 容器 ス プレ イ操 作 ※ １ ３※１ ２： 低 圧代 替注 水 系（ 常 設） によ り ，原 子炉 水 位を 原子炉 水位 低 （レ ベル ３ ）設 定
点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持する 。
サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 +5.5m 到 達

代替 循環 冷 却系 の
起動 操作

格納 容器 ベ ント 準備 操作※１４（約 27 時間 ）代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） 及 び
代替 循環 冷 却系 以外 によ る 格納 容器 ス プ レ
イ・代 替格 納 容器 スプ レイ （ 可搬 型） に よ る
格納 容器 ス プレ イ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達※１ ３： 代 替格 納容 器 スプ レ イ冷 却系 （ 常設 ）に よ る格 納容器 スプ レ イ操 作は ， サプ レ
ッシ ョン・チ ェン バ圧 力が 279kPa[gage]に到 達し た 場合 に実 施し ，こ れ以 降 は
サプ レッ シ ョン・チェ ン バ圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範 囲に 維持する 。

Ⅱ※１ ４：サプ レッ シ ョン・プ ール 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格 納 容器 ベ
ント 準備 の ため ， 中央 制御 室 にて 機器 ラ ンプ 表示 により 系 統構 成を 確 認す るととも に， 格 納容 器圧 力逃 が し装 置一 次 隔 離弁 を全 開とす る。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョン・チ ェ ンバ 側」
を 優 先 して 実 施 し ， 中 央 制御 室 か ら の 遠 隔 操 作 及び 現 場 で の 手 動 操作 に 失 敗 した場 合は ，「 ドラ イ ウェ ル側 」の 開 操作 を 実施 する。
※１ ５： 格 納容 器ス プレ イ の停 止は ， 以 下に より 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

原子 炉満 水 操作 ※ １ ６

代替 格納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 常 設） によ る
格納 容器 ス プレ イ停 止操 作 ※１５

炉心 損傷 な しの
確認 ※８

炉心 損傷 確 認

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

炉心 損傷 な し

(約28時 間)

※１ ６： 格 納容 器ベ ン ト操 作 前に ，原 子 炉圧 力容 器 の隔 離状態 を確 認 し， 原子 炉 水位 を可能 な限 り 高く 維 持す るこ と で， 原子 炉 格納 容器 への放 熱 を抑 制し ， 格納 容器
圧力 の上 昇 を緩 和す る（ 解 析上 考慮 し な い）。

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる
格納 容器 除 熱操 作
（サ プレ ッ ショ ン・ チェ ン バ側 ）低圧 代替 注 水系（常 設 ）に より 原 子炉 水位 を維 持し，格
納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認する。また ，機能 喪失 し てい る設 備 の復 旧を 試み ，残留 熱除去 系の 復 旧後 ，原子 炉は 原子 炉 停止 時冷 却モ ードに よ
り冷 温停 止 状態 とし ，格納 容器 は 代替 循環 冷却 系又は 残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却モード及びサプレ
ッシ ョン・プー ル 冷却 モー ドに よ る冷 却が 可能 である こと並びに水素濃度制御が可能であることを確認した後に格 納容 器 ベン トを 停止 し ，隔 離状 態 と する 。

第 2.6-2 図

格納容器圧力逃がし装置以外による格 納容 器 除熱 操作
・耐 圧強 化 ベン ト系

Ⅲ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが ， 他 に取 り得 る 可能 性の ある も の】Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制御 棒 駆動 水圧 系 による原 子炉 圧 力 容器 への注
水が 継続 し てい るこ とを 確 認す る。 ま た ，追 加起 動 の準 備も 開始 す る。
低圧 代替 注 水系（常 設 ）と 同 等の 流量 は 確保 でき な いが ，消 火 系及 び復 水 補給 水 系に よる 原子
炉注 水も 実 施可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る。
Ⅱ
代替 格納 容 器ス プレ イ（常 設 ）に よる 格 納容 器ス プ レイ を優 先す る が，代 替格 納 容器 スプ レイ（可 搬型 ） によ る格 納容 器 スプ レイ も 実 施可 能で あ る。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧強化ベ ント 系 に よる 格納容器除 熱も 実 施可 能で ある 。

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中小破断ＬＯＣＡ）の対応手順の概要

199

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

2.6-43

ＬＯＣＡ時 注水機能 喪失

経過時間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

約40秒

ド ライ ウェ ル圧 力 高設 定点 （13.7kPa[gage]）到達

1人

運転操作指揮補佐

運転員(中央制御室)

災害対策要員
運転員
(現場)

50

60

70

80

90

100

110

備 考

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡プラ ント 状 況判 断
約15分

通報連絡者

40

約20秒

操作の内容
副発電長

30

原子 炉ス ク ラム

操作項目
補佐

20

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

原 子炉 水位 異常 低 下（レベ ル １ ）設 定点 到 達
25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●ＬＯＣＡ発生の確認●外部電源喪失及び給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A,B

－

－

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

10 分●再循環ポンプトリップの確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動失敗の確認●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動失敗の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認
高圧注水機能喪失の判
断

【1 人】
A

－

－

●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）2分

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電
操作

【1 人】
B

－

－

●常 設 代替 高圧 電源 装置 2台 起動 及び 緊急 用 母線
受電操作

4分

高圧代替注水系の起動
操作

【1人】
A

－

－

●高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の判
断

【1人】
A

－

－

●低 圧炉 心ス プレ イ系 及び 残留 熱除 去系(低圧 注水系)の手動起動操作（失敗）

高圧／低圧注水機能の
回復操作

－

－

－

●高圧炉心 スプレイ系等の 回復操作

【1人】
A

－

－

●原子炉冷 却材浄化 系吸込弁 の閉操作

低圧代替注 水系（常設 ）の起動準備 操作4分

解析上考慮しない

4分
対応可能な 要員にて 実施

2分

【1人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
統構成

系

逃がし安全弁による原
子炉減圧操作

【1 人】
B

－

－

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調整操作

【1 人】
B

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

解析上考慮しない

3分 3分
1分

第 2.6-3 図

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.6-44200

ＬＯＣＡ時 注水機能 喪失

経過時間（ 時間）
4

25分

8

12

16

約16時間

【 】は他作業後移動してきた要員

24

28

32

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調 整
操作

【1人】
A

－

－

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

代替格納容器ス プ
レイ冷却系（常設）による格納容器 冷
却操作

【1人】
B

－

－

●格納容器 スプレイ 操作

代替循環冷却系 の
起動操作

【1人】
B

44

48

52

備 考

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

操作の内容

運転員
(中央制御室)36

原 子 炉減 圧開 始

実施箇所・必要要員数

操作項目

20

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa[gage]到達

原子炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視
解析上考慮 しない

適宜 原子 炉 注水 を調 整

●代替循環 冷却系に よる原子 炉注水操 作－

代替循環冷却系のみで状態維持が可 能な場合 は，低－圧代替注水 系（常設）によ格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●代替循環 冷却系に よる格納 容器スプ レイ操作

る注水を停 止する
原子炉満水操作

【1人】
A

－

－

●原子炉注 水流量の 増加操作

使用済燃料プー ル
の冷却操作

－

－

－

●使用済燃料プールの冷却操作

【1 人】
A

－

－

●格納容器 ベント準 備（系統 構成）

－

3人
C,D,E

－

●現場移動(第一弁)●格納容器 ベント準 備（系統 構成）

－

－

3人
(招集)

【1 人】
A

－

－

●中央制御室からの格納容器ベント操作

－

－

【3人】
(招集)

●現場手動による格納容器ベント操作

－

－

8人
a～h

－

－

【2人】
a，b

格納容器ベント
準備操作

格納容器圧力逃 がし装置による格 納容器除熱操作（ サプレッション・ チ
ェンバ側）
可搬型代替注水 大型ポンプによる 水
源補給準備
可搬型代替注水 大型ポンプによる 水
源補給操作

－

－

タンクローリに よる燃料補給操作5分
125 分●現場移動（第二弁）

解析上考慮 しない

75 分
格納 容器 ベ ント 実施 後

3人
C,D,E

適 宜状 態監 視

40 分

解析上考慮 しない

140 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

水源枯渇までは十分余裕
がある。

適宜 監視

●ポンプ起動及び水源補給操作

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

110 分

2人
（招集）

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

2人
A,B

解析上考慮 しない

対応可能な 要員にて 実施●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

燃料補給準備必要要員合計原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

8人 a～h及び招集5人

第 2.6-3 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.6-45201

10
逃がし安全弁開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁 7 弁による手動減圧

8

原子 炉圧力

原子炉圧力(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18,182-08 に対する回答

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減20

原子 炉水 位 （シュ ラウ ド内外水 位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム） ※１

15

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇

レベル 8

注水開始後，徐々に
水位が回復

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体） ※１
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム） ※１

（ｍ）
(m)

注水された原子炉冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-5図※１※２

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※２

ＳＡＦＥＲでは各ノードの水位を計算している。ここでは炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード
内水位なしの状態），平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。
シュラウド内外水位はボイドを含む二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を 0.9 と制限している。

2.6-46202

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

注水流量

600

低圧代替注水系（常設）
による注水

３
（m3(m
/h）
／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-6図

注水流量の推移3000
逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気 流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）
逃がし安全弁

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-7図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.6-47203

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁作動による水量減少

400

逃がし安全弁の圧力制御による水量減少300

原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-8図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料 被覆 管 温度

燃料被覆 管温度(℃)（℃）

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃，約 37 分）（発熱部 10 分割中，下から 8 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度低下

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.6-48204

コメント No.147-02,182-09 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水時）

蒸気冷却

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係 数

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+4

1.0E+3

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料集合体内を流れる蒸気流量の変化に応じて熱伝達係数が変化する

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減(－)（－）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-11図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.6-49205

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1
下部プレナムでの水位形成に伴いボイド率が変化

原子炉減圧に伴うボイド率増加

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6
逃がし安全弁開閉によるボイド率増減（－）(－)
0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-12図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6

（－）
(－)

原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-13図炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.6-50206

150
平衡均質流モデル

差圧流モデル

破断流量

破断流量

100
逃がし安全弁の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

（t/h）
(t／h)
50

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6-14図

破断流量の推移

2.6-51SA3NT2SBA99AG2NR000

207

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値－２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.6-15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.6-52208

0.8
ドライウェル

炉内蒸気が格納容器に流入するため圧力が上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]）
格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]）

0.4

最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

ウェットウェルベントによりドライウェルに比べて圧力低下が早い

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-16 図

格納容器圧力の推移

300

格 納容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度が上昇する
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・ドライウェル冷却装置の停止作動による温度上昇の抑制
・ＬＯＣＡブローダウン

200

最高温度：約 143℃
（約 28 時間）
格納容器ベントによる温度低下

(℃)
(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000
原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.6-17 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.6-53209

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）ー
サプレッシ ョン・プール水 位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）停止（通常水位＋6.5m）
10

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-18 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

ー
サプレッシ ョン・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
格納容器ベント（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下
最高温度：約 138℃（約 28 時間）

200

100

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が徐々に上昇

（℃）
(℃)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-19 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.6-54210

添付資料 2.6.1
コメント No.182-02,14 に対する回答「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

1.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の特徴「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後に，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉へ注水する機能が喪失するとともに，破断口及び逃がし安全弁からの原子炉冷却材の流出により，原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。よって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価
においては，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水をする。また，低圧注水機能喪失に伴い残留熱除去系による崩壊熱
除去機能喪失を想定することから，代替循環冷却系に期待しない場合は，格
納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器除熱を実施する。
ＬＯＣＡ事象は，破断位置及び破断面積により原子炉冷却材の流出流量や原子炉圧力挙動が変化し，事象進展や評価結果に影響を与えることから，「Ｌ
ＯＣＡ時注水機能喪失」の炉心損傷防止対策の有効性評価における破断位置
及び破断面積の事故条件設定の考え方について以下に示す。

2.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する評価項目「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループであるため，「 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備基準に関する規則の解釈」及び「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」に基づき，以下の評価項目をいずれも満足する必要がある。
①炉心の著しい損傷が発生するおそれのないものであり，かつ炉心を十添付 2.6.1-1

211

分に冷却できるものであること(a)

燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること(b)

燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること②格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね 5mSv 以下）

燃料被覆管温度の最高温度が 1,200℃以下で，①の評価項目を満足する場
合でも，燃料被覆管の最高温度が約 900℃を超え，破裂が発生する燃料棒の割合が 1％を超えると，燃料棒ギャップ中に蓄積した放射性物質が原子炉冷却材中に放出され，破断口及び逃がし安全弁を介して格納容器内に蓄積し，格納容器ベント実施時に環境に放出されることで，敷地境界外での実効線量が 5mSv を超過し，②の評価項目を満足しない（添付 2.6.5 参照）。また，この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで最大約 4.8×10３ Gy／h，
サプレッション・チェンバで最大約 4.3×10４ Gy／h となり，炉心損傷後の運転手順へ移行する判断基準を上回る。
以上により，炉心損傷防止対策の有効性評価においては，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安とする。

3.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件設定の考え方

3.1

破断位置の事故条件設定の考え方(1)

破断位置の分類
ＬＯＣＡの破断を想定する原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管は，大きく以下の 3 通りに分類することができる。また，代表的な原子炉
添付 2.6.1-2

212圧力容器に接続する配管を第 1 表に示す。

ａ．気相部配管
気相部配管に破断が発生した場合は，液相部配管破断と比較して破断流量は小さくなる。また，原子炉の減圧が促進されることから，低圧の原子炉注水開始が早くなる。
ｂ．シュラウド外の液相部配管
液相部配管に破断が発生した場合は，配管の接続位置が低いほど
水頭圧の影響により破断流量は大きくなる。シュラウド外の液相部
配管に破断が発生した場合，燃料棒が配置されるシュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発及びジェットポンプ上端からのオーバーフローとなる。このため，シュラウド内に崩壊熱相当の流量で注水することにより，ジェットポンプ上端までのシュラ
ウド内冠水は維持され，炉心冷却は確保される。
ｃ．シュラウド内の液相部配管
シュラウド内の液相部配管に破断が発生した場合，シュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発，ジェットポンプ上端からのオーバーフロー及び破断口からの流出となる。このため，
ジェットポンプ上端までのシュラウド内冠水を維持するためには，崩壊熱相当の流量に破断流量を加えた原子炉注水が必要となる。

添付 2.6.1-3

213

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

添付 2.6.1-4

214

第1図

(2)

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

破断位置の違いによる影響について
破断位置の違いによる燃料被覆管温度挙動への影響を確認するため，気相部配管の代表として主蒸気配管及びシュラウド内の液相部配管の代表と添付 2.6.1-5215

して底部ドレン配管にベースケースと同じ約 3.7 ㎝ ２ （0.004ft ２ ）の破断面積を設定した場合の感度解析を実施した。原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 2 図に，評価結果の比較を第 2 表に示す。
この結果，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。
また，液相部配管についてはシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。したがって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））での想定との整合も考慮し，原
子炉圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環配管（出口ノズル）を設定した。

第2表
破断位置
ａ．気相部配管（主蒸気配管）ｂ．シュラウド外の液相部配管（再循環配管）ｃ．シュラウド内の液相部配管（ 原 子 炉圧 力 容 器 底 部 ド
レン配管）

破断位置の感度解析結果
破断面積

燃料被覆管最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

約 616℃
約 617℃

3.2

破断面積の事故条件設定の考え方(1)

燃料被覆管の破裂を回避可能な破断面積の範囲2.に示すとおり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安としている。この考え方に基づき，低圧代
替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認し，約 9.5ｃｍ ２ の破断面積の範囲までは添付 2.6.1-6216

燃料被覆管の破裂発生を防止することが可能であることを確認した。ベースケース（約 3.7ｃｍ ２ ）と感度解析ケース（約 9.5ｃｍ ２ ）との原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 3 図に，評価結果の比較を第3 表に示す。
第 2 図のとおり，ベースケースと感度解析ケースとでは，事象進展に有意な差が生じるものではない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全弁による原子炉減圧操作）の操作条件（事象発生の 25 分後）は，10 分間の状況判断の後に高圧炉心スプレイ系等の手動起動を試みる操作など一連の操作時間を考慮して設定したものであり，パラメータを起点とした操作条件設定としていないことから，破断面積の違いによる影響はない。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

シュラウド外の液相部配管（再循環配管）約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有(2)

有効性評価における破断面積の事故条件の設定
有効性評価においては，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（逃がし安全弁による原子炉減圧操作）に対して評価上の操作時間余裕を確認している。
破断面積の事故条件を燃料被覆管の破裂発生防止が可能な限界である
9.5ｃｍ ２ に設定すると，評価上の操作余裕時間がなくなることから，炉心損傷防止対策の有効性評価では，燃料被覆管の破裂防止が可能であり，かつ，10 分程度の操作時間余裕が確保できる破断面積として，3.7ｃｍ ２ を破断面積の事故条件として設定する。
添付 2.6.1-7

217なお，実際にＬＯＣＡが発生した場合，破断面積を確認することはできないため，運転手順においては，ＬＯＣＡの確認（ドライウェル圧力
13.4kPa[gage]）後に炉心損傷発生の有無によってその後の対応手順を選択することとしている。また，ＬＯＣＡ時に高圧及び低圧注水機能が喪失する場合の有効性評価は，炉心損傷防止対策としてのＬＯＣＡ時注水機能喪失及び格納容器破損防止対策としての雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）により中小破断ＬＯＣＡから大破断ＬＯＣＡまでの範囲を確認している。

(3)

炉心損傷防止対策が有効である破断面積について
気相部配管，シュラウド内の液相部配管及びシュラウド外の液相部配管に対して低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認した。評価結果を第 4 表
並びに第 4 図及び第 5 図に示す。
この結果，低圧代替注水系（常設）による炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積の範囲は以下のとおりとなる。
ａ．気相部配管：約 224cm２ 以下

ｂ．シュラウド外の液相部配管：約 9.5cm２ 以下
ｃ．シュラウド内の液相部配管：約 9.2cm２ 以下
確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）では，ＮＵＲＥＧ－1150の定義と同様にＬＯＣＡを第 5 表のとおり分類しており，125A（約 126cm
２）以上の配管破断は大破断ＬＯＣＡと定義されることから，炉心損傷防止対策が有効に実施可能な気相部配管の破断面積は大破断ＬＯＣＡ相当となる。一方，液相部配管破断は炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積が小さいが，原子炉冷却材の流出が長期的に継続すること及び原子炉
添付 2.6.1-8218

の高圧状態が維持されるための原子炉減圧が必要となることから，事象進展の厳しさとしては中破断ＬＯＣＡ相当となる。

第4表
破断位置
ａ．気相部配管（主蒸気配管）ｂ．シュラウド外の液相部配管（再循環配管）
ｃ．シュラウド内の液相部配管（原子炉圧力容器底部
ドレン配管）

第5表
事象分類
漏えい
小破断ＬＯＣＡ
中破断ＬＯＣＡ
大破断ＬＯＣＡ
ＤＢＡ超過ＬＯＣＡ

破断面積の感度解析結果
破断面積

破裂の有無

約 224 ㎝ ２

無約 225 ㎝ ２

有

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有

約 9.2 ㎝ ２

無約 9.3 ㎝ ２

有

ＬＯＣＡ関連事象の分類定義

状態定義
常用系（ＣＲＤポンプ等）で補給可能な範囲

等価破断径

流出流量

ＲＣＩＣで注水可能な範囲
小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯ
ＣＡの中間範囲
事象発生により原子炉が減圧状態になる範囲
設計基準事象でのＬＯＣＡを超える範囲

添付 2.6.1-9219添付資料 2.6.1

気相部配管（主蒸気配管）

シュラウド外液相部配管（再循環配管）
10

10

10
逃が し安 全弁 7 弁に よ る
手動 減圧 （25 分 ）逃が し安 全弁 7 弁に よ る
手動 減圧 （25 分 ）4（MPa[abs]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力

6

2

6

4

（MPa[abs]）

0

10

20

30

40

50

0

10

20

事故後の時間（min）

30

40

50

0

60

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体）
シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

燃料 有効 長 底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5（ｍ）

燃料 有効 長 底部

0

10

20

30

40

50

10

20

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 338℃ ）

600

30

40

50

（℃）

400

20

30

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

40

50

0

10

20

800

600

（℃）

400

第2図

40

50

60

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 617℃ ）

800

600

400

200

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

30

1000
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）060

燃料 有効 長 底部

1200

0

0
10

レベル 2

事故後の時間（min）

200

200

0

レベル 3

60

燃 料 被覆 管 温 度

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

800

60

レベル 8

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

1200

50

0

0

60

40

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

0

30

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

レベル 8

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

（ｍ）

20

事故後の時間（min）

20

5

10

事故後の時間（min）

20

15

4

0

0

60

6

2

2

0

（℃）

逃が し安 全弁 7 弁に よ る
手動 減圧 （25 分 ）88（MPa[abs]）

シュラウド内液相部配管（底部ドレン配管）

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

破断位置の違いによるパラメータ推移の違いの比較
添付 2.6.1-10

220添付資料 2.6.1
破断面積：約 3.7 cm２

破断面積：約 9.5 cm２10

10

逃がし安 全弁 7 弁に よ る
手動減圧 （25 分 ）逃が し安 全弁 7 弁に よ る
手動 減圧 （25 分 ）
8

8

原子炉圧力

原子炉圧力
（MPa[abs]）

64（MPa[abs]）

6

4

2

2

0

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

20

50

60

20

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

燃料 有効 長底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

レベル 8
レベル 3
レベル 2

15

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（高 出力 燃 料集 合体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

（ｍ）

0

燃料 有効 長
底部

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

1200

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）燃料被覆管温度

燃料被覆管温度（℃）

40

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

800

600

（℃）

400

200

燃料被覆 管 最高 温度 発 生（約 842℃ ）

800

600

400

200

0

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第3図

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

破断面積約 3.7 cm２ と約 9.5cm２ とのパラメータ推移の比較

添付 2.6.1-11

221

添付資料 2.6.1
10

8

原子炉圧力

6

4

（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心 上部 プ レナ ム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部
シュ ラウ ド 外高出 力燃 料 集合 体
燃料 有効 長底部

5

炉心 下部 プ レナ ム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 887℃ ）1000

燃料被覆管温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

第4図２

主蒸気配管に約 224cm の破断面積を設定した場合

添付 2.6.1-12

222

10
逃が し安 全弁 7 弁に よ る
手動 減圧 （25 分 ）8

原 子 炉圧 力（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心 上部 プ レナ ム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部
シュ ラウ ド 外高出 力燃 料 集合 体
燃料 有効 長底部

5

炉心 下部 プ レナ ム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 846℃ ）1000

燃 料 被 覆 管 温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

第5図

原子炉圧力容器底部ドレン配管に約 9.2cm２ の破断面積を設定した場合
添付 2.6.1-13

223

(4)

再循環配管の破断に伴う炉心損傷の発生頻度について
原子炉冷却材圧力バウンダリの溶接箇所における配管の破断により，Ｌ
ＯＣＡが発生することを想定し，かつ，非常用炉心冷却系によるＬＯＣＡ
発生後の事象緩和に期待できないものとして，以下の式により炉心損傷頻度を算出した。
配管の破断による炉心損傷頻度

配管の機能維持に係る溶接線数
各LOCA発生頻度 各LOCA発生時の条件付き炉心損傷確率
原子炉圧力容器バウンダリでの全溶接線数

各系統の配管口径別の溶接線数と炉心損傷頻度を第 5 表に示す。なお，
ＬＯＣＡ発生頻度及び全非常用炉心冷却系機能喪失確率はＰＲＡで用いた値を使用した。

第5表
系統

溶接
線数 ※１

各系統における溶接線数とＬＯＣＡ後炉心損傷頻度
小破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
1.3×10－５－ ※２
7.2×10－６－ ※２
7.2×10－６－ ※２
8.0×10－６－ ※２－６
8.0×10－ ※２－６
8.0×10－ ※２
7.4×10－５ 1.5×10－４

炉心損傷
頻度
(／炉年)
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
1.1×10－８

溶接
線数 ※１

中破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
8.4×10－６－ ※２
4.8×10－６－ ※２
4.8×10－６－ ※２
5.3×10－６－ ※２－６
5.3×10－ ※２－６
5.3×10－ ※２
4.9×10－５ 1.5×10－４

RCIC
33
33
HPCS
19
19
LPCS
19
19
RHR-A
21
21
RHR-B
21
21
RHR-C
21
21
PLR
193
193
その他
の原子
－ ※２
－ ※２
460
1.2×10－４
－ ※２
炉圧力
460
1.8×10－４
バウン
ダリ
合計
787
3.0×10－４787
2.0×10－４※1：溶接線数はクラス 1 機器の検査カテゴリ B-F 及び B-J から抽出。
※2：再循環配管の破断による炉心損傷頻度の算出には不要であるため，記載を省略した。

炉心損傷
頻度
(／炉年)
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
－ ※２
7.4×10－９－ ※２

再循環配管の破断によりＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系による事象緩和ができず，炉心損傷に至る頻度は 1.1×10 －８ ／炉年である。なお，
破断面積約 9.5cm２ 以下のＬＯＣＡは炉心損傷防止が可能であるため，実際添付 2.6.1-14224

に炉心損傷に至る頻度は 1.1×10－８ ／炉年より小さくなる。
また，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難である大破断ＬＯＣＡについては，ＰＲＡにおいて，炉心損傷頻度を 3.0×10－８ ／炉年としている。なお，気相部配管の破断面積224cm２ 以下のＬＯＣＡは，炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 3.0×10 －８ ／炉年より小さくなる。したがって，再循環配管の破断により発生するＬＯＣＡで炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものであると整理される。

(5)

国内外の先進的な対策との比較
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対しては，炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難であることから，審査ガイドに基づき,「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する重大事故等対策である低圧代替
注水系（常設）が国内外の先進的な対策と同等であることを確認する。
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対して炉心損傷防止対策を有効に実施するためには，ＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段が必要となる。東海第二発電所と欧米のプラントで講じられている諸対策の対比を第 6 表に示す。
第 6 表に示すとおり，国外プラントにおいてＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段については確認されなかった。
なお，東海第二発電所の重大事故等対策のうち高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象初期において重要な高圧注水機能の多重性
添付 2.6.1-15225向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

添付 2.6.1-16

226

第6表
事故シーケンス
グループ
LOCA 時注水機能喪失

機能
炉心冷却

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する国外における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較

東海第二発電所
・常設低圧代替注水ポンプ
・常設高圧代替注水ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入系ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注
ンプ(RHR 経由)
入ポンプ
・ 高 圧 サ ー ビ ス 水 系 ・サービス水系（RHR
経由）（RHR 経由）・RHRSW (RHR 経由)
・復水ポンプ（給水ポン
プバイパスライン追・制御棒駆動機構ポンプ
・復水ポンプ設）
・インターナルポンプ・
シール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ドレンポンプ（RHR
経由）
・1 次系満水ポンプ
・可搬型ポンプ

・可搬型消火ポンプ（サー ビ ス 水 系 -RHR 経
由）スウェーデンフィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源
あり）

－

対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
これらの代替炉心冷却手段のポンプの吐出容量は，最大でも 300m3／h 程度であり，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段とは考えにくい。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。
これらの対策のうち，高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象
初期において重要な高圧注水機能の多重性向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

・可搬型ポンプ－

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

添付 2.6.1-17

227

敷地境界外での実効線量評価について【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】
敷地境界外での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。
【格 納容 器 圧力 逃が し装 置 】⑥耐圧強化ベント系を用い た排 気 筒放 出

添付 2.6.2-1② 原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行①b)原子 炉 冷却 材中FP（ 初期 存 在量 ）

耐圧 強化
ベン ト系

⑤格納容器圧力逃がし装置を用 いた 放 出（ 地上 放 出として 評価 ）

希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）⑤大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq－－

6.0×10 １ ３ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％－－－（ ※２ ）

－

50

100

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ １ Bq（※ ３）

【耐 圧強 化 ベン ト】
希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①a)追加 放 出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置サプ レッ シ ョン ・プ ール①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数
⑥大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)－－

6.0×10 １ ３ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％－－－（ ※２ ）

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 1.0×10 １ ２ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ ３ Bq（※ ３）

※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材 中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ， 保 守 的 にサ プレ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） まで の放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考 慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置
耐圧 強化 ベ ント
（地 上放 出 ）（排 気筒 放 出）
相対 濃度 （ χ／ Ｑ）
相対 濃度 （ χ／ Ｑ）－５３
約 2.9×10 s／ m
約 2.0×10 － ６ s／ m ３
気象 条件
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ）
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ）
約 4.0×10 － １ ９ Gy／ Bq
約 8.1×10 － ２ ０ Gy／ Bq－１
実効 線量
約 1.6×10 mSv
約 6.2×10 － １ mSv

添付資料 2.6.2③ サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル のスク ラビ ン グ

④格納容器圧力逃がし装置によ る除 染

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)228

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq※

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2229

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10１１ Bq※（Ｉ－131 等価量 約 2.3×10 １１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3

230

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq※

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4231

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ－131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ－131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.7×10１３ Bq※（Ｉ－131 等価量 約 2.2×10 １３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5232添付資料 2.6.3
安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た炉 心 冷 却が 維持 可 能で あ り ，また ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ ，必 要 な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150 ℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における
実 効 線 量 は ， 6.2 × 10 － １ m Sv と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い ことから，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 ）

添付 2.6.3-1

233

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.6.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移 ，気液熱 非平 衡解析 モデ ル

崩壊 熱モ デ ル

燃料棒表面熱伝達モ デル

炉心
燃料 被覆 管 酸化燃料 被覆 管 変形

ジルコニウム－
水反 応モ デ ル

膨れ・破 裂評 価 モ
デル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 まれ る。
最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩 壊熱 を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデ
ルの不確かさとあいまってコード全体として，スプレイ冷却のない実験結果の燃料被覆管温度に比 べて +50℃程 度 高め に評 価す る 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 起点 と する 運転 員等 操 作は ない こ と から ，運 転 員等 操作 時間に与 える 影 響は ない 。

解析 コー ド は，実 験解 析 にお いて熱 伝達 モデ ルの 保 守性 により燃 料被 覆 管温 度を 高め に 評価 し，有効 性評 価解 析 にお いても燃 料被 覆 管温 度を 高め に 評価 する こ と から，評価 項 目と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る 。

酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく
見積 もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用
して おり ， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある。よ って，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 燃料 被 覆管 温度を 起 点と する 運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は ない 。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 616℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対し て 十分 な余 裕 があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定
し保守的に評価している。したがって，ベスト
フィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね 保守 的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属－水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 616℃ であ るこ とか ら，ベス トフ ィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

添付資料 2.6.4

234

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果添付 2.6.4-2

沸騰・ボ イド 率 変化，気液 分離（ 水位変 化 ）・対 向流 ，三次 元効 果解析 モデ ル

二相流体の流動
モデ ル

二相流体の流動
モデ ル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（ 臨 界流・ 差圧 流 ）臨界 流モ デ ル

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 系 含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動
成分 を除 い て， 実験 結果 と おお むね 同 等 の結 果が得 られ て いる 。低 圧代 替 注水 系の 注 水 によ る
燃料 棒冷 却 （蒸 気単 相冷 却 又は 噴霧 流 冷 却） の
不確 かさ は 20℃～ 40℃程 度で ある 。
また ，原 子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa よ り 低い 圧力 で 系統 的に 圧力 低 下を 早め に予測 する 傾 向を 呈し てお り ，解 析上 ， 低 圧注 水系の 起動 タ イミ ング を早 め る可 能性 が 示 される。 しか し ，実 験で 圧力 低 下が 遅れ た 理 由は ，
水面 上に 露 出し た上 部支 持 格子 等の 構 造 材の 温
度が 燃料 被 覆管 から の輻 射 や過 熱蒸 気 に より 上
昇し ，LPCS ス プレ イ の液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が 発生 し たた めで あり ， 低圧 代替 注 水 系を 注
水手 段と し て用 いる 本事 故 シー ケン ス で は考 慮する 必要 の ない 不確 かさ で ある 。こ の た め， 燃
料被 覆管 温 度に 大き な影 響 を及 ぼす 低 圧 代替 注
水系 の注 水 タイ ミン グに 特 段の 差異 を 生 じる 可
能性 はな い と考 えら れる 。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，
燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデ
ルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけて定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを 考慮 す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確 かさ を 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ ～40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 338℃であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力 値に 含 まれ る。
各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高め に評 価 する 。

235

第 1-2 表
分類

炉心
原子 炉
圧力 容器

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

崩壊 熱
ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 設 備含む ）格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝達

添付 2.6.4-3

解析 モデ ル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心 モデ ル（ 原 子
炉出力及び崩壊熱）
安全 系モ デ ル（ 非常用 炉心 冷 却系 ）入力 値に 含 まれ る。
保守的な崩壊熱を入力値に用いており，解析モ
デル の不 確 かさ の影 響は な い。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析
モデ ルの 不 確か さの 影響 は ない 。
ＨＤＲ実験解析では，格納容器圧力及び雰囲気
温度について，温度成層化を含めて傾向をよく再現できることを確認した。格納容器雰囲気温度を 十数 ℃ 程度 高め に， 格 納容 器圧 力 を 1 割 程
度高めに評価する傾向が確認されたが，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果が測定データとよく一致することを確 認し た 。
ＣＳＴＦ実験解析では，格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果
が測 定デ ー タと よく 一致 す るこ とを 確 認 した 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， こ れら の不 確 か さは 実験 体 系に 起因 する
もの であ り ，実 機体 系に お いて は不 確 か さが 小さ く なる もの と推定さ れ， 全 体と して は格 納 容器 圧力 及 び 温度 の傾 向 を適 切に 再現
でき てい る ため ，格 納容 器 圧力 を操 作 開 始の 起点 と して いる 代替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 常設 ）に よ る 格納 容器 冷 却及 び格 納容
器圧 力逃 が し装 置に よる 格 納容 器除 熱 に 係る 運転 員 等操 作時 間に与え る影 響 は小 さい 。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析 に おい て格 納 容 器雰 囲気 温 度及 び非 凝縮
性ガ スの 挙 動は 測定 デー タ と良 く一 致 す るこ とを 確 認し てお り，
その 差異 は 小さ いた め， 格 納容 器圧 力 及 び雰 囲気 温 度を 操作 開始の起 点と し てい る代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 常 設） によ る格
納容 器冷 却 及び 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置 によ る格 納 容器 除熱 に係る運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は 小 さ い。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できて いる た め，評 価項 目と なる パラメ ー タに 与え る 影響 は小 さい 。
また，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器モデル（格納容器の熱
水力 モデ ル ）格納 容器

スプ レイ 冷 却

安全 系モ デ ル（ 格納容 器ス プ レイ ）格納 容器 ベ ント

格納容器モデル（格納容器の熱
水力 モデ ル ）入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力 値に 含 まれ る。
MAAP コ ー ドで は格 納容 器 ベン トに つ いて は， 設
計流量に基づいて流路面積を入力値として与え，格納容器各領域間の流動と同様の計算方法を用 いて ら れて いる 。

236

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析 条件 の 不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

原子 炉熱 出 力

3,293MW

約 3,279～
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧 力(圧力 容 器ド ーム 部)

6.93MPa[gage]

約 6.91～ 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら約 122cm～＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定 格流 量（100％ 流量 ））

定格流量の約 86％～約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.6.4-4

原子 炉水 位

通常 運転 水 位
（セ パレ ー タス カー
ト下 端か ら ＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最 大線出 力密 度

９×９ 燃 料(Ａ型 )44.0kW／ m

装荷 炉心 ご と約 33～ 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事故初期において主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，事象進展に及ぼす影響は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明する。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メータに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対して非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ による水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たがって ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なるパラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムすると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合がある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とから，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さくなる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩和されることから評価項目となるパラメータに対す る余 裕 は大きく なる 。

237

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析 条件 の 不確 かさ

項

目
解析 条件

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

格納 容器 圧 力

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2～4.7kPa[gage]（実 績値 ）

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる。このため，原子炉からサプレッション・
プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操
作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，
サプレッション・プール水位及びサプレッション・
プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメー
タを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
最確条件は解析条件で設定している圧力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さくなる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る ことから ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 対する 余裕 は 大きくな る。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度
は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となる
ことから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時の水 量は 3,300m ３ で ある のに 対 し，ゆら ぎ（0.087m）によ る水 量 変化 は約 42m ３ で あり ，そ の割 合は 初期 保
有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し た がっ て ，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール
水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなるため，サプレッション・プールでの圧力抑制効
果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始は 遅く な る。

最確 条件 と した場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与えうる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初 期温 度の ゆ らぎ が事 象進 展 に与 え る影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した場合 には ，格 納 容器 体積（ ウェ ット ウェル）の 液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条 件よ り高 めの水 位と な るが，ゆ ら ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば，
サプ レッ シ ョン・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で ある のに 対 し 、ゆ ら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あ り， そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非常 に 小 さ い 。 し た が っ て ， 事 象 進 展 に与え る影 響 は小さく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は 小さい。
最確 条件 と した場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あり，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プレッ ショ ン・プー ル での 圧 力抑 制効 果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕は 大き くなる 。

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

初期条件

添付 2.6.4-5

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25～ 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル ）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェ ル）

空間 部： 4,100m ３
液相 部： 3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ ～ 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ ～ 約 3,342m ３（実 測値 ）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 位

6.983m（通 常運 転 水位-4.7cm）

7.000m～ 7.070m（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン ・プー ル水 温 度

32℃

約 15～ 約 32℃（実 績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方
最確 条件

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 。 このため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，
原子 炉か ら サプレッ ショ ン・プー ル に流 出 する 蒸気 量が減 少す る ことで，原子 炉水 位の 低 下並 び に格 納容 器
圧力 及び 温 度の上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メータに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

238

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析 条件 の 不確かさ

項

目
解析 条件

原子 炉再 循 環配 管に破断 面積 約 3.7cm ２ の破断 が発 生－安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

高圧 注水 機 能喪 失
低圧 注水 機 能喪 失

－

事故条件

起因 事象

添付 2.6.4-6

外部 電源

原子 炉ス ク ラム
重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件
ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替原 子 炉再 循環
ポン プト リ ップ 機能 ）外部 電源 な し：
運転 員等 操 作
外部 電源 あ り：
事象 進展

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅 れ時 間 1.05 秒 ）原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ 信号

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響破断位置は，流出流量が大きくなり，低圧
代替注水系（常設）を用いる場合は原子炉の減圧が必要となる液相部配管のうち，代表と して 原 子炉 再循 環配 管 を設 定
破断面積は，炉心損傷防止を図ることが可
能な破断面積の範囲においては，破断面積に応じて対応手順を変更することはないため，低圧代替注水系（常設）による注水開始が可能な時間及びその注水特性を踏まえ，代表として原子炉再循環配管における約 3.7cm ２ の 破断 面積 を 設定

破断面積によって原子炉からの冷却材の流出量が変わり，初期の原子炉水位低下挙動に影響を与える。
破断面積が本解析より小さく冷却材の流出量が少ない場合は，運転員等操作時間に対する余裕時間は大きく なる 。
破断 面積 が 本解 析よ りも 大 きい 場合，約 9.5cm ２ まで
は ，ベ ース ケー ス と同じ 25 分 後の 原 子炉 減圧 操作 を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止可能であることを感度解析により確認している。破断面積が約 9.5cm ２ を 超え ，炉 心 損傷 が発 生 する 場 合は ，「 3.1
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温 破損 ）」 の対 応 とな る。
（添 付資 料 2.6.1）

破断面積によって原子炉からの冷却材の流出量が変
わり ，初 期の 原子炉 水位 低下 挙 動に 影響 を与 える 。破
断面積が本解析より小さく冷却材の流出量が少ない
場合 は，評価 項目 と なる パラ メー タ に対 す る余 裕は 大
きく なる 。
破断 面 積 が本 解析よ り も大 き い 場合 ， 約 9.5cm ２ ま では， ベー ス ケースと 同 じ 25 分後 の 原子 炉 減圧 操作 を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止可能であるこ とを 感 度解析に より 確 認し てい る。破 断面 積が 約9.5cm ２ を超 え，炉心 損 傷が 発生 する 場 合 は，「3.1 雰
囲気 圧力・温 度によ る静 的 負荷（格 納容 器過 圧・過温
破損）」 の対 応と な る。
（添 付資 料 2.6.1）

－

－

最確 条件

－

－

－

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低 圧注 水 系） の機 能喪 失 を設 定
運転員等操作の観点では，低圧代替注水系（常設）の起動前に常設代替高圧電源装置の起 動が 必 要と なる 外部 電 源な しを 設 定
事象進展の観点では，起因事象発生から原
子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを設定するが，保守的に外部電源喪失による給 水流 量 の全 喪失 につ い ても 想定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原 子炉 ス クラ ムを 設定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号に よる 再 循環 ポン プト リ ップ を設 定

外部 電源 が ある 場合 は， 常 設代 替高 圧 電 源装 置の 起動が 不要 と なる こと から ， 低圧 代替 注 水 系（ 常設 ）によ る原 子 炉注 水操 作の 開 始は 早く な る 。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッ
ション・プール水位及びサプレッション・プール水
温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とす る運 転 員等 操作 の開 始 時間 は遅 く な る。
最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

外部 電源 が ない場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電 源が あ る場合と 比較 し て原 子炉 水 位 の低 下は 緩
和さ れる こ とから，評価 項目 とな る パラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きくなる 。
また ，給 水系 による 原子 炉注 水 に期 待す る場 合は ，原子炉 水位 の 低下は緩 和さ れ るこ とか ら，評 価項 目と な
るパ ラメ ー タに対す る余 裕 は大 きく な る
最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き くなる 。

最確 条件 と した場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き く
なる 。

239

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析 条件 の 不確かさ項

目

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

（原 子炉 注 水単 独時 ）定格 流量 特 性（2 台）・注 水流 量 ：0～ 378 m
３／h 以上
・注 水圧 力 ：0～
2.38MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る。

（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量：230 m ３ ／h（原子炉注水と格納
容器 スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：230 m ３ ／h 以上

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設 定

代替 格納 容 器ス プレ
イ冷 却系 （ 常設 ）スプ レイ 流 量：130m ３ ／h

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

低圧 代替 注 水系
（常 設）

原子 炉注 水 流量 ：最小 流量 特 性

原子 炉注 水 流量 ：定格 流量 特 性

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小注入特性を設 定最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項 目と な るパラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る。

代替 格納 容 器ス プレ
イ冷 却系 （ 常設 ）スプ レイ 流 量：130m ３ ／h

スプ レイ 流 量：130m ３ ／h

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している
水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプ
レッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開 始は 遅 くな る。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くなる可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わりはな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラメー タに 与 える 影響 は な い。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

低圧 代替 注 水系
（常 設）

解析 条件

最確 条件

（原 子炉 注 水単 独時 ）最小 流量 特 性（2 台）・注 水流 量 ：0～ 378 m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 ～2.38MPa[dif]重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

添付 2.6.4-7

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定 。
外部 水源 の 温度

逃が し安 全 弁

35℃

35℃ 以下（原 子炉 圧 力制 御時 ）（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能安全 弁機 能7.79～8.31MPa[gage]
7.79～8.31MPa[gage]385.2～410.6t／ h／ 個
385.2～410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原 子炉 自 動減 圧時 ）（原 子炉 自 動減 圧時 ）過渡時自動減圧回路
過渡時自動減圧回路によ り逃 が し安 全 弁 2によ り逃 が し安 全弁 2
弁を自動開放するこ
弁を自動開放することで 原子 炉 を減 圧とで 原子 炉 を減 圧

設計 値を 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解析 条件 は 最確条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

240

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析 条件 の 不確かさ

項

目

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

重大 事故 等 対策 に関連 する 機 器条 件

格納 容器 圧 力逃 がし装置

添付 2.6.4-8

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確 条件 は同等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベ
ント後に格納容器圧力を起点とする操作はない
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には，格納 容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の最 大値 はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るため ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない 。

－

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない 。

－

条件 設定 の 考え 方
解析 条件

最確 条件

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライウェル－サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライウェル－サ
プレ ッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

排気 流量 ：
最小 流量 特 性

排気 流量 ：
定格 流量 特 性

外部 水源 の 容量

約 9,300m

３

約 9,300m ３ 以 上（淡 水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

燃料 の容 量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油タ
ンク ）

241

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析 上の
操作 開始 時 間目

操作条件

添付 2.6.4-9

逃がし安全
弁による原
子炉減圧操
作 (低 圧 代 替
注水系（常設）によ る 原子炉注水操作）

事 象発 生 から25 分後

条件 設定 の考え 方

運転手順に基づき， 高 圧・ 低 圧注
水機 能 喪失 を 確認
し， 低 圧代 替 注水系（ 常 設） の 準備が完 了 した 時 点で原子 炉 減圧 操 作を実施 す るた め ，状況判 断 ，高 圧 注水
機能 喪 失の 確 認，
解析 上 考慮 し ない
高圧 代 替注 水 系の
起動 ， 低圧 注 水機
能喪 失 の確 認 ，常設代 替 高圧 電 源装
置に よ る緊 急 用母線受 電 ，低 圧 代替
注水 系 （常 設 ）の準備 及 び逃 が し安全弁 に よる 原 子炉
減圧 操 作に 要 する
時間 を 考慮 し て設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 ，機器 故 障警 報 ，平 均出 力 領域 計装 ，系統 流 量
計等 にて ，原 子炉 スク ラ ム等 を確 認す る 。この 事象 初 期の 状況 判断 に 余裕 時間
を含 めて 10 分 を想 定し て いる 。こ の 後， 高圧 炉心 ス プレ イ系 及び 原 子炉 隔離
時冷 却系 の 手動 起動 操作（ 失 敗）と して 2 分，解 析上 考慮 し ない 高圧 代替 注 水系の 起動 操 作と して 4 分 並 びに 低圧 炉 心 スプ レイ 系 及び 残留 熱除 去 系（ 低圧 注
水系 ）の 手 動起 動操 作（ 失 敗） とし て 4 分を 想定 し ，余 裕時 間を 含 めて 10 分を設 定し て いる 。よ って ， 認知 時間 と し て余 裕時 間 を含 めて 20 分 を設 定し て
おり ，十分 な 時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，認 知 遅れ が操 作 開始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）の 起動 操作 と し て 3 分及 び 逃が し安 全弁 に よる 原子 炉
減圧 操作 と して 1 分 を想 定 し，余裕 時 間を 含め て操 作 時間 とし て 4 分 を設 定している。いずれも中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作であり ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作所 要時 間 が操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他の 並列 操作 が 操作 開始 時間 に 与え る影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操 作は 起こ りにく いこ と から ，誤 操作 等 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作時
間は ，余 裕時 間 を含 めて設定していることから ，実 態の 操 作開 始
時間は解析上の操作
開始時間よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和され，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

逃がし安全弁による
原 子 炉 減 圧 操 作 (低 圧
代替 注水 系（常 設）による 原子 炉 注水 操作 ）は ，10 分 の 減圧 操作 開始遅れを想定した場
合で も，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目を満足することを感度解析により確認 し て い る た め ， 10分程度の操作時間余裕は 確保 さ れて いる 。
また ，25 分 の減 圧操 作
開始遅れを想定した
場合 には ，一部 の燃 料
被覆管に破裂が発生
する が，炉 心の 著し い
損傷 は発 生 せず ，格 納容器ベント時の敷地
境界 線量 も 5mSv を 下
回る が，こ の場 合に は格納容器雰囲気放射線モニタにより燃料破損 の判 断 を行 い，炉心損傷後のマネジメ
ント に移 行 する ため ，重大事故での対策の範囲 とな る 。
（添 付資 料 2.6.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象のＬ
ＯＣＡ及び給水流量の全喪失の発生から高圧・低圧注
水機能喪失の認知及び低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水操作準備後の原子炉減圧操作 ま で 25 分と しているところ，訓練実 績は 約 18 分 。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能なことを確認し
た。

242

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析 上の
操作 開始 条 件

目

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）によ る 格
納容器冷却操作

サプ レ ッシ ョン・ チ ェン バ
圧
力
279kPa[gage]
到達 時

添付 2.6.4-10

条件 設定 の考え 方

操作 不確 か さ要 因

運転 手順 に 基づき
格納 容器 ベ ント実
施基 準で あ る格納
容器 最高 使 用圧力（310kPa[gage]）に対 する 余 裕を考
慮し 設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ圧 力 を継 続監視し てお り，また，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（サ プレ ッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達す る のは 事象 発生 約 16 時 間 後で あり ，比 較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩や か な圧 力上
昇に 対し て 十分 に短 く， 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（常 設 ）に よ る原 子炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合がある が，同 一の 制御 盤 によ る対 応 が可 能 であ るこ と から ，他 の 並列 操作 が 操作
開始 時間 に 与え る影 響は な い。また，代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系（常 設）は，
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）とポ ン プ等 を共 用し てい る が ，原 子炉 注水 と 格納 容器
スプ レイ の 流量 を同 時に 確 保可 能な ポ ン プ容 量を 備 えて いる ため ，原 子炉 注水と格 納容 器 スプ レイ の同 時 運用 が可 能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤操 作 は起 こりにく いこ と から ，誤操 作等 が 操作 開始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実 態 の操 作開 始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析コ ー ド
及び 解析 条 件（操 作 条
件を 除く 。）の不 確 かさに より ，操 作開 始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の操 作 との重複もないことから，こ の 他の 操作 に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから ，評 価項 目 に与 える
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の不 確 かさ により ，操 作開 始 時間 が遅くな る場 合 でも ，パラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら ，操 作 開始 が遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（常 設）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 16
時間後に実施するもので あり ，準 備時 間 が確保 でき る ため，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練（模 擬 操作 含む ）を取 得。訓練 では ，
格 納 容 器 圧 力
279kPa[gage] 到 達
時に，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を実施，
スプレイ操作は約4 分。想定 して い る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確
認し た。

243

第3表
項

目

操作条件

添付 2.6.4-11

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器除熱
操作（サ プ レ
ッシ ョン・チ
ェン バ側 ）

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4)
解析 上の操作 開始 条 件

サ プレ ッ ショ
ン ・チ ェ ンバ
圧力310kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

運 転手 順 に基づ き， 格 納容
器 最高 使 用圧
力 を踏 ま えて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チェ ンバ 圧 力を 継続 監 視しており，格納容器ベントの操作実施基準（サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]） に到 達す る のは ，事 象 発 生の 約 28 時 間 後で あり ， 比較 的緩 や かな
パラ メー タ 変化 であ るこ と から ，認 知 遅 れが 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，運転 員 は中 央制 御 室に 常駐 して い るこ とか ら ，要員配 置が 操 作開 始時 間に 与 える 影響 は な い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 や かな 圧力 上 昇に対し て十 分 に短 く，操作 所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小
さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）に よる 原子 炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合が あ る
が ，異 なる 運 転員 によ る 対応 が可 能で あ るこ とか ら ，他の 並列 操 作が 操作 開始 時 間に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中 央制 御室 の 制御 盤の 操作 ス イッ チに よる 簡 易な 操作 で あり ，誤 操作 は 起こ りに く いこ とか ら ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可 能
性は 非常 に 小さ い。
なお ，中 央制 御 室で の操 作 に失 敗し た 場合 は現 場で の 操作 を実 施す る こと とし て おり， 操作 の 信頼 性を 向上 し てい るが ， こ の場 合， 約 30 分程 度は 操 作開 始時 間 が遅れる 可能 性 があ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，約 30 分 程度操作開始時間が遅れる 可能 性 があ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。）の 不確 か さに より，操作 開始 時 間が 遅くなる可能性がある
が，他に 並列 操 作が ある場合でも異なる運転員による対応が可能で ある こ とか ら，この他の操作に与える
影響 はな い 。なお ，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場
合に も，異な る 要員 により対応が可能であるこ とか ら，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ， 約 30 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。この 場
合，格納容器圧力は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，格納 容
器 限 界 圧 力 は 620kPa［gage］で あり ，格 納容器の健全性の観点からは問題とならな
い。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベン ト操 作 は，事象 発
生の 約 28 時間 後に 実施するものであり十分な操作時間余裕が確保されている。また，中央 制 御室 での 遠
隔操 作の 失 敗に より ，格納容器ベント操作が遅 れる 場 合，格納 容器 圧 力 は 310kPa［gage］か ら上 昇す るが，過圧 の 観点 で厳 しい「3．1 雰囲気圧
力・温度 に よる 静的 負荷（ 格納 容 器過 圧・過温破 損） 」 にお いて ，格 納 容 器 圧 力 が310kPa[gage] に 到 達
して から ，炉心 損傷 後の格納容器スプレイ
実 施 基 準 で あ る
465kPa[gage] に 到 達する まで 約 2 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 30 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績 では ，約 25 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

244

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4)

項

解析 上の
操作 開始 条件

条件 設定 の考え 方

事 象 発 生 48
時間後程度
から

代替淡水貯槽への補 給は ，解 析条
件で はな い が，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作
業で あり ，代 替淡水貯蔵タンクが枯渇しないように設 定

目

代 替淡 水 貯槽への 補給

添付 2.6.4-12

操
作
条件
代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 大 型ポ
ン プへ の 燃料補給

事 象 発 生 48
時間後程度
から 適宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料 補給 は，解析条件 では な いが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業 であ り，燃料が枯渇しないように 設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あ り 十分 な時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あり十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響－－

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響－－操作 時間 余 裕

訓練 実績 等－

代替淡水貯槽への補給は，所要時間
150 分 のと ころ ，訓練実績等により約
120 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

－

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，各機器の燃料が枯渇しない
時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，許容時間 150 分 のと ころ，訓練実績等によ り 約 25 分 で あり，許容時間内で意図している作業が実施可能である
こと を確 認 した 。

245

コ メ ン ト No.147-07,148-03,
150-23 に 対 す る 回 答添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

逃がし安全弁による原子炉減圧操作が遅れることで，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の開始時間が有効性評価における設定よりも遅れた場合の評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。
なお，解析は，ベースケースと同様に輻射熱伝達を保守的に取り扱
うＳＡＦＥＲコードを使用している。

1.

燃料被覆管破裂を回避可能な範囲での減圧操作の時間余裕
逃がし安全弁による原子炉減圧操作が有効性評価における設定より も 10 分 及 び 25 分 遅 れ た 場 合 の 感 度 解 析 結 果 を 第 1 表 に 示 す 。
また，燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に，逃がし安全弁による原子炉減圧操作が 10 分 遅 れ た 場 合 の 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ），
燃料被覆管温度及び燃料被覆管酸化割合の推移を第 2 図から第 5 図に示す。
第 1 図 に 示 す と お り ， 10 分 の 遅 れ 時 間 を 想 定 し た 場 合 で も ， 燃 料
被覆管の破裂は発生しないことから，運転員による原子炉減圧操作に は 少 な く と も 10 分 程 度 の 時 間 余 裕 は 確 保 さ れ て い る 。

2.

燃料被覆管に破裂が発生した場合の敷地境界外での実効線量評価
炉心損傷防止対策の有効性評価においては，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないことを考慮し，燃料被覆管の破裂が発生しないことを目安としている。
一方で，実際の炉心は線出力密度の異なる燃料棒から構成されて添付 2.6.5-1

246

おり，線出力密度の高い一部の燃料棒のみに破裂が発生し，その他の燃料棒には破裂が発生しない場合もある。一部の燃料棒に破裂が発生しても，炉心全体に対する破裂割合が低い場合には，非居住区
域 境 界 外 で の 実 効 線 量 が 評 価 項 目 で あ る 5mSv 以 下 と な る こ と が 考 えられる。
以上により，逃がし安全弁による原子炉減圧操作が有効性評価に
お け る 設 定 よ り も 25 分 遅 れ た 場 合 を 想 定 し ，実 炉 心 設 計 に 基 づ く 破
裂割合を考慮した場合の敷地境界外での実効線量を感度解析により評価した。
減圧時間等の条件は変えずに燃料棒初期線出力密度を変化させた解析を実施し，燃料棒初期線出力密度がどの程度であれば燃料棒が破裂するかの評価を行った結果を第 2 表に示す。本表より，燃料棒
初 期 線 出 力 密 度 が 約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 破 裂 す る と 想 定 した 場 合 ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 に お い て 最 大 線 出 力 密 度 を
44.0kW ／ m と 仮 定 し た 燃 料 棒 線 出 力 密 度 分 布 で は 燃 料 棒 線 出 力 密 度
約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 全 燃 料 棒 の 約 0.2％ で あ る こ と か ら ，
実 効 線 量 の 評 価 に お い て は ，保 守 的 に 全 燃 料 棒 の 1％ に 破 裂 が 発 生 す
るものとする。実効線量の評価結果を第 3 表に，ベースケースと同様 の 線 出 力 密 度（ 4 4.0kW／ m）を 設 定 し た 燃 料 棒 に 対 す る 燃 料 被 覆 管破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に示す。
25 分 の 減 圧 操 作 遅 れ を 想 定 し た 場 合 ， 第 1 図 に 示 す と お り 一 部 の燃料被覆管に破裂が発生するが，第 3 表に示すとおり実炉心設計を
考 慮 し た 場 合 に は 敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 の 最 大 値 は 約 4.4mSv と な
り ， 評 価 項 目 で あ る 5mSv を 下 回 る 。
添付 2.6.5-2247

なお，この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで最大 約 4.8×10 ３ Gy／ h， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ で 最 大 約 4.3×10 ４
Gy／ h と な り ，炉 心 損 傷 後 の マ ネ ジ メ ン ト へ 移 行 す る 判 断 基 準 を 上 回
る。

第 1表

減圧操作遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

ベースケースの操作時間からの遅れ時間
10 分
25 分

第 2表

燃料被覆管
最高温度
約 706℃
約 1,000℃

燃料被覆管の酸化量1％ 以 下約 5％

燃 料 被 覆 管 の 破 裂 本 数 と 全 炉 心 の 破 裂 割 合 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）添付 2.6.5-3

248

第 3表

敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 評 価 結 果 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）使用するベント設備
格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント
耐圧強化ベント系によるドライウェルベント

敷地境界外での実効線量
約 1.1mSv
約 4.4mSv

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)方NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8～1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値－２σ曲線(N/mm2)25 分 遅 れ

ベース ケ ース

10

10 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 1図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力※の関係

添付 2.6.5-4249

※：燃料被覆管の円周方向の応力算出方法について

燃料被覆管の破裂については，ＳＡＦＥＲの解析結果である燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係から判定する。
燃料被覆管の円周方向応力σについては，次式により求められる。

=

2

(

)

ここで，
D

：燃料被覆管内径t：燃料被覆管厚さ

Pin ： 燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力
Pout ： 燃 料 被 覆 管 外 側 に か か る 圧 力 （ ＝ 原 子 炉 圧 力 ）である。
燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力 Pinは ， 燃 料 プ レ ナ ム 部 と ギ ャ ッ プ 部の温度及び体積より，次式で計算される。

=(

1+

)

ここで，
V

：体積

T

：温度

N

：ガスモル数R：ガス定数

添 字 P： 燃 料 プ レ ナ ム 部F：ギャップ部である。
燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円
周方向の応力の関係図に示される実験は，ＬＯＣＡ条件下での燃料棒の膨れ破裂挙動を把握することが目的であり，燃料被覆管内にガ
添付 2.6.5-5250

スを封入して圧力をかけた状態で加熱することによりＬＯＣＡ条件を模擬している。このため，これらの実験ではペレット－被覆管の接触圧を考慮していない。
また，燃料被覆管内側にかかる圧力のうち，ペレット－被覆管の接触圧は，設計用出力履歴において最大線出力密度を維持する最大燃焼度，すなわち燃料被覆管温度評価を最も厳しくする燃焼度の時に運転中の最大値を取るものの，スクラムによる出力低下に伴って接触圧は緩和される。このため，燃料被覆管内側にかかる圧力にペレット－被覆管の接触圧を考慮しない。

添付 2.6.5-6

251

10

シュラウド外水位がジェットポン
プ頂部まで低下すると流路が減少
し 水 頭 が 小 さ く な る ま で ，シ ュ ラ ウ
ド内及びジェットポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減 少 に よ り ，逃 が し 安 全 弁 開 閉 間 隔
が広がる。

8

原子炉圧力

（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

原子炉水 位（シュ ラウド内外水位 ）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 3図

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.5-7

252

1200

燃料被覆管最高温度発生（ 約 706℃ ）1000

燃料被覆 管温度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 4図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

15

10

（％）
5

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 5図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.5-8253添付資料 2.6.6
7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 25 分 後 ， 定 格 流 量 で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し た 低 圧 代

替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 16 時 間 後 ，

代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。
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
容器スプレイを停止する。
③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給
事 象 発 生 48 時 間 程 度 以 降 か ら ， 淡 水 貯 水 池 の 水 を 代 替 淡 水 貯 槽

へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.6.6-1

254

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発

生 48 時 間 程 度 以 降 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 減 少 は ，崩 壊 熱 に よ る 蒸 散 量 に相当する量であるため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始

積 算 注 水 量 (m３ )

4,300m３ 到 達
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,320m ３ 必 要 と な る 。 代 替 淡 水 貯
槽 及 び 淡 水 貯 水 池 に 合 計 約 9,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水
量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.6.6-2

255

添付資料 2.6.7
7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755. 5kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36.6 kL

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 210 kL で あり，7 日間対
応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440. 4L/h( 燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ）×2 台（ 運転 台 数 ） ＝ 約 484 .0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L /h(燃 料 消 費 率 ) ×168h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 130 .3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L /h(燃 料 消 費 率 ) ×168h（ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 141 .2kL
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
218L/h (燃 料 消 費 率 )× 168h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 36.6k L※１：事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※２：事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※３：緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.6.7-1

256添付資料 2.6.8
常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量 (kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12

経過 時間 (ｈ )負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.6.8-1

257