柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号

KK67-0114

提出年月日

平成28年8月17日

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて（コメント回答）
平成２８年８月
東京電力ホールディングス株式会社

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目次
No.

開催年月日

コメント内容頁－

2016/2/25

前回審査会合(第333回)の議論と論点

２

1

2016/2/25

組合せの目安となるＳＡの継続時間に見込まれている保守性について説明すること

５2

2016/2/25

格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること

８3

2016/2/25

荷重の組合せにおけるシナリオの選定理由について，発生確率と影響度合いを考慮した上で，妥当性を説明すること

１４

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前回審査会合(第333回)の議論及び論点（１） 前回会合にて，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉のＳＡ荷重と地震荷重の組合せの考え方を説明した。
表 当社ＡＢＷＲの原子炉格納容器バウンダリのSAと地震荷重組合せの設定条件
事故
シーケンス

重大事故等の発生確率

地震動の発生確率

弾性設計用地震動Sd
全てのSA

荷重の組合せを考慮
する判断目安

10-2年以上

10-2/年

10-4/年

組合せの目安となる継続時間

10-8/年以上
基準地震動Ss

5×10-4/年

2×10-1年以上【SAの発生確率、地震動の超過確率に関する考察】
・SAの発生確率は、個別プラントの炉心損傷頻度を用いず、炉心損傷頻度の性能目標値である10-4/炉年を適用している。
・地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し、地震動の超過確率
は原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編 JEAG4601・補1984 に記載の発生確率を用いている。

・SA長期(L)荷重とSdの組合せを考慮
・SA長期(LL)荷重とSsの組合せを考慮

前回審査会合(第333回)の議論及び論点（２）3 ＰＷＲと比較して，当社ＡＢＷＲの原子炉格納容器はＳＡ発生後のＳＡ荷重が通常運転状態の荷重を上回る期間が長い。このため，運転状態Ⅴ(LL)を設定してＳ
Ａ発生後の長期間に渡ってＳＡと地震の組合せを考慮する方針を説明した。

先行PWR

当社ＡＢＷＲ
DB条件

通常運転温度・圧力
通常運転温度・圧力

表 先行ＰＷＲ手法と当社ＡＢＷＲ手法における原子炉格納容器バウンダリの荷重組合せの比較

先行ＰＷＲ手法

当社ＡＢＷＲ手法

短期：運転状態Ⅴ(S)

組合せなし

組合せなし

長期(L)：運転状態Ⅴ(L)

Sdとの組合せ

Sdとの組合せ

長期(LL)：運転状態V(LL)－※

Ssとの組合せ※Ss+通常運転時荷重の評価で包絡前回審査会合(第333回)の議論及び論点（３）4 ＳＡと地震の荷重組合せ方針を決定するため，地震と組合せるＳＡのシナリオを選定する必要がある。
 当社ＡＢＷＲプラントの特性を考慮し，選定するＳＡシナリオは「格納容器過圧・過温シナリオ」が適切であることを説明した。

当社ＡＢＷＲの特性を考慮した組合せＳＡシナリオ
 耐震設計の荷重組合せは“発生確率、継続時間、地震動の超過確率を考慮し、適切な地震力と組合せる”ことが基本である。
 KK-6,7では，組合せを考慮するＳＡシナリオとして，以下の2種類が存在－格納容器過圧・過温シナリオ：「大破断LOCA+ECCS機能喪失+SBO」－RPV破損後の格納容器破損モードを評価するためのシナリオ：「過渡事象+ECCS機能喪失+（SA炉心注水無し）」
 RPV破損後のシナリオは、SA設備(炉心注水)に期待しない前提で評価を行っている。このため、組合せを考える際は、上述の発生確率を考慮する考え方に照らすと、他の事故シナリオと同列に扱うことは適切ではない。
 以上より「過圧・過温シナリオ」を格納容器に対する地震との荷重の組み合わせの対象ＳＡシナリオとすることを説明している。

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No.

開催年月日

コメント内容1

2016/2/25

組合せの目安となるＳＡの継続時間に見込まれている保守性について説明すること【コメント回答１】組合せの目安となるＳＡの継続時間に見込まれている保守性について説明すること
回答•6「③SAと地震の荷重組合せの判断目安」の設定にあたって、航空機落下確率やJEAG4601に規定されているＤＢ施設の設計の際のスクリーニング基準等である10-7/炉年に保守性を見込んだ10-8/炉年をＳＡ施設共通のスクリーニングの目安としている。

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉では,下記のフローに従い組合せの目安となるSAの継続時間について設定しており，③のステップにて保守性を見込んだスクリーニングの判断基準を設定している。
① SA事象の発生確率を設定する。

② Ss、Sdの超過確率を設定する。

表 フローの各ステップにおける設定値①SAの発生確率②地震動の超過確率③荷重の組合せの判断は、①と②とSAの継続時間との積で行い、そのスクリーニングの判断基準を設定する④①②の積と③を踏まえて、弾性設計用地震動Sd、基準地震動Ssと組合せるべきSAの継続時間を設定する。

⑤④を踏まえて、施設分類毎に荷重の組合せを検討する。

③荷重の組合せを考慮する判断基準④組合せの目安となる
SAの継続時間

10-4/年
Ｓｄ：10-2/年

Ｓｓ：5×10-4/年10-8/年以上(保守性を見込んだ設定)

10-2年以上

2×10-1年以上【コメント回答１】組合せの目安となるＳＡの継続時間に見込まれている
保守性について説明すること

7【参考】スクリーニング基準設定の体系的整理とJEAG4601との関係性

DB施設に対する基準であるJEAG4601で，炉心を守る設備と格納容器を守る設備の両方に対してスクリーニング基準として10-7/炉年が採用されていることは，スクリーニング基準設定の体系的整理から言えば，10-7/炉年は格納容器を守る設備の基準に相当し，炉心を守る設備に対して1桁保守性を有している。

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の荷重の組合せの検討においては，ＳＡ施設としての重要性に鑑み，JEAG4601に規定されているＤＢ施設の設計の際のスクリーニング基準である10-７/炉年に保守性を見込んだ10-8/炉年をＳＡ施設共通のスクリーニングの目安とする。

8No.

開催年月日

コメント内容22016/2/25

格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること【コメント回答２】格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること
回答9

ABWRプラントの格納容器の特性上，PWRのようにサプレッション・プール水温度を通常運転温度に低下させることは難しいと考えております。そのため、荷重組合せに運転状態Ⅴ(LL)の考え方を適用しております。

代替循環冷却を考慮した場合の長期解析の結果
表 格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器圧力・温度
項目

代替循環冷却
10-2年後（3日後）代替循環冷却
2×10-1年後（60日後）

DB耐震条件（Ss）

ドライウェル圧力

約0.36MPa[gage]

約0.15MPa[gage]

サプレッション・チェンバ圧力

約0.36MPa[gage]

約0.14MPa[gage]

大気圧相当（+14kPa）

ドライウェル温度

約128℃

約54℃

57℃

サプレッション・チェンバ気相温度

約164℃

約74℃

35℃

サプレッション・プール水温度

約149℃

約68℃

サプレッション・プール水位

約11.4m

約10.9m

炉心損傷に伴い発生した非凝縮性ガスによる影響が支配的となる格納容器圧力まで低下
可能

HWL（7.1m）

BWRの格納容器の特徴により,温度はDB耐震条件35℃（通常運転状態）まで低下しない。

【コメント回答２】格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること

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表 長期安定状態における当社ＡBWR及びPWRの格納容器除熱手段

ＡBWR 残留熱除去系
代替循環冷却(KK6,7) （原子炉補機冷却系） （代替原子炉補機冷却系）

PWR

余熱除去系
（余熱除去冷却器）

格納容器スプレイ再循環（格納容器スプレイ冷却器）

格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置等）
仮設格納容器スプレイ再循環（余熱除去冷却器、使用済燃料ピット冷却器）

ＡBWR（KK-6,7）においてもＰＷＲと同等の除熱設備を確保

ＡＢＷＲプラントの格納容器の特性について•••ＡBWRでは格納容器下部ドライウェルに熱の蓄積場所としてのサプレッション・プールが存在しており,その水温はPCV評価において考慮されている。よって,このような大規模なプールがないPWRとは状況が異なる（サンプは格納容器ベースマット内）
ＡBWRではECCSが機能喪失する前提では，原子炉への注水及び格納容器スプレイに外部水源（復水貯蔵槽）を使用する。これにより通常運転時よりサプレッション・プール水位が高くなることから、これを荷重条件として考慮した場合の影響を確認する必要がある
なお,先行審査（PWR）では,C/V内圧の低減方策として,既設の復旧含め,格納容器スプレイ再循環運転が1ヶ月程度以内に実現可能ということを持って,通常運転圧力相当以下に速やかに低下させることできるとして,長期（V）においてSsとの組み合わせは,DBにおける条件に包絡される
よって,BWRはその格納容器の特徴を踏まえ， SA時の運転状態V(LL)の格納容器内の条件（温度，圧力，水位上昇）による影響を確認する必要がある【コメント回答２】格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること

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＜参考＞
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）の長期解析結果

約1ヶ月程度以内に圧力は低下するが，追加で発生した炉心損傷に伴い発生した非凝縮性ガスによる影響が支配的となる
60日後

図１ 格納容器圧力推移

60日後

図２ 格納容器温度（気相部）推移

60日後

図３ 格納容器温度（サプレッションプール水温）推移

【コメント回答２】格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること

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＜参考＞
〇代替循環冷却による除熱効果について
・代替循環冷却は既設のRHRの熱交換器を介した除熱となり,その除熱能力は,RHRによる除熱の３割程度の確保が可能
・外部水源を使用しないため,原子炉への注水及び格納容器スプレイは連続にて行うことが可能であり,格納容器内圧力の低減効果は高い
・2×10-1年後（60日後）の断面で,圧力は約0.15MPa程度に低下し,この時,サプレッション・チェンバ水温は100度以下となるが,この圧力は炉心損傷に伴い発生した非凝縮性ガスの影響によるものであることから、ＰＷＲと同等の十分な圧力低減効果がある
・一方, 溶融炉心を冷却した後,冷却水はサプレッション・プールへ移行することから, DB条件にてSsと組み合わせている温度条件（通常運転条件相当）を上回る〇RHR復旧可能性及び除熱効果について
・ABWRは,DB設備として独立した3系統の除熱系（RHR）を有し, 加えて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，万が一の溢水流入においてもＲＨＲポンプ室排水ポンプを設置しているなど,東日本大震災のように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考えにくい
・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，他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しており※１,１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と考える
・この残留熱除去系の復旧に期待した場合（7日後にRHR復旧し，代替循環冷却を停止した場合），サプレッション・プール水温度は， 2×10-1年後（60日後）に42度まで低下する。
※１：柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉 「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について
添付資料1.0.15 格納容器の長期にわたる状態維持に係る体制の整備について 参照

【コメント回答２】格納容器内の温度・圧力を速やかに低減することの可否を含め，運転状態V(LL)について改めて説明すること

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＜参考＞
ＡＢＷＲにおける格納容器除熱手段• ６号及び７号炉では,下表のとおり,多様な格納容器除熱手段を整備しており，格納容器過圧・過温破損のシナリオでは,代替循環冷却及びフィルタベントに対してその有効性を確認• 代替循環冷却は,サプレッション・プールを水源として,強制的に一次冷却材を循環し,除熱を行い,更に格納容器スプレイを連続でスプレイするなど,格納容器圧力を速やかに低減させることができる
表 格納容器除熱手段
格納容器バウンダリが確保される除熱手段フロントラインサポート系

代替循環冷却

代替補機冷却水系
補機冷却水系※１

残留熱除去系（A）※１
残留熱除去系（B）※１

残留熱除去系（C）※１
格納容器バウンダリが確保されない除熱
手段

DWC,CUW,CRD系を組み合わせた格納容器除熱※２

補機冷却水系※１

フィルタベント－

地下式フィルタベント

耐圧強化ベント※３※１：DB設備兼SA設備であり, 復旧によりその機能に期待できる※２：自主対策としての除熱手段※３：除熱手段としては炉心損傷前の使用が前提

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No.

開催年月日

コメント内容3

2016/2/25

荷重の組合せにおけるシナリオの選定理由について，発生確率と影響度合いを考慮した上で，妥当性を説明すること【コメント回答３】荷重の組み合わせにおけるシナリオの選定理由について,発生確率と影響度を考慮した上で,妥当性を説明すること
回答

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格納容器過圧・過温破損シナリオが格納容器バウンダリに対して厳しい荷重条件となること及びRPV破損シナリオの発生確率が10-8年未満となることを考慮し，格納容器過圧・過温破損シナリオを荷重組合せのシナリオとして選定しています。また、その荷重条件は不確かさ及び保守性を考慮して、設定しています【論点１】
運転状態V（L）及び運転状態V（LL）の荷重条件の不確かさ等，保守性について説明すること【回答】
運転状態V（L）の荷重条件について•格納容器バウンダリに対して厳しい荷重条件として,格納容器過圧・過温破損シナリオ「大破断LOCA+ECCS機能喪失+SBO」を選定し,また,当シナリオでは「代替循環冷却を使用する場合」「代替循環冷却を使用しない場合」の二つの対応について有効性評価を行っている•
3日後（10-2 年後）という断面では, 「代替循環冷却を使用する場合」の方が荷重条件としては厳しいため,荷重条件としていたが,「代替循環冷却を使用しない場合」に格納容器圧力の上昇の程度が遅く,格納容器スプレイ流量が抑制できるなど, 格納容器圧力逃がし装置の使用のタイミングは遅くなる可能性がある

運転状態V（L）に用いる荷重条件としては,事象発生後以降の最高圧力・温度をPCVの地震動と組み合わせる荷重条件として設定することに見直す
・この見直しにより,運転状態V（L）の格納容器の荷重条件（圧力）は,CUWボトムドレン配管破断シナリオ（約0.45MPa）
及びRPV破損後のシナリオ（約0.48MPa ）の3日後（10-2 年後）における荷重を包絡することとなる
表 格納容器過圧・過温破損シナリオにおける格納容器圧力・温度
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）

最高圧力

約0.60MPa[gage]

約0.62MPa[gage]

最高温度

約165℃※１

約168℃※2

圧力（10-2 年後）

約0.36MPa[gage]

約0.25MPa[gage]

温度（10-2 年後）

約164℃※２

約139℃※1：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）※2：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）は165℃であるが、保守的に最高温度は0.62MPaの飽和温度とする※3：サプレッション・チェンバの最高温度

【コメント回答３】荷重の組み合わせにおけるシナリオの選定理由について,発生確率と影響度を考慮した上で,妥当性を説明すること

16【論点１】（続）運転状態V（L）及び運転状態V（LL）の荷重条件の不確かさ等，保守性について説明すること【回答】
運転状態V（LL）の荷重条件について•格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）は，格納容器圧力逃がし装置による除熱となり，その除熱能力は代替循
環冷却を上回ることになる。よって,長期的な格納容器圧力及び温度は代替循環冷却を使用するより低下することから,格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）を参照することは保守的な想定となる•
加えて,有効性評価では,格納容器圧力に対して厳しい条件となるよう,格納容器漏えい率は考慮しておらず,地震との組み合わせに用いる荷重も同じ扱いである。運転状態V（LL）のように長期間の圧力・温度挙動では,この格納容器漏えい率の考慮の有無の影響は大きく，十分な保守性が確保される

表 格納容器からの漏洩の有無による格納容器圧力・温度の差異
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）[格納容器漏えい率考慮無し]

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）[格納容器漏えい率考慮有り]

格納容器圧力（2×10-1年後）

約0.15MPa[gage]

約0.05MPa[gage]

格納容器温度（2×10-1年後）

約74℃※１

約72℃※１※１：サプレッション・チェンバの温度

運転状態V（LL）に用いる荷重条件としては,7日後以降の対策の不確かさ等を踏まえても,保守性は確保される【コメント回答３】荷重の組み合わせにおけるシナリオの選定理由について,発生確率と影響度を考慮した上で,妥当性を説明すること

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【論点２】
「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」に対して,以下の二つのシナリオのうち,① 格納容器過圧・過温破損シナリオ：「大破断LOCA+ECCS機能喪失+SBO」② RPV破損後の格納容器破損モードの評価シナリオ： 「過渡事象+ECCS機能喪失+（SA炉心注水無し）」①格納容器過圧・過温破損シナリオ「大破断LOCA+ECCS機能喪失+SBO」を荷重条件のシナリオとして選定することの妥当性【回答】•②のシナリオは, RPV破損後の格納容器破損モードを厳しく評価するため，重大事故等防止対策による原子炉注水は実施しないものとして評価•
本来、当該シナリオは高圧代替注水系又は低圧代替注水系による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能なシナリオであり,格納容器過圧・過温破損シナリオの前提条件と同様に,仮にSBOとした場合においても,低圧代替注水系による原子炉注水を事象発生から70分までに開始することで，下部プレナムへのリロケーション※１を回避可能•
代替交流動力電源による給電及び低圧代替注水系による注水の失敗確率と,荷重の組み合わせにおいて用いた考え方を適用すると10-8/年未満となり, 荷重の組み合わせの判断目安を下回る
表 RPV破損発生と地震動が重畳する頻度
事故
RPV破損の発生頻度
シーケンス
RPV破損
シナリオ

10-4/年※２

10-2（注水失敗確率）

地震動の発生確率

10-6/年

弾性設計用地震動
Sd

10-2/年※３

基準地震動Ss

5×10-4/年※３

RPV破損発生と地震動が重畳する頻度
10-8/年未満※1 ：PRAにてIVR失敗として確率を算出しているのは,下部プレナムへ移行後のIVRの状態※2：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ、重大事故等の発生確率として10-4/年とした。
※3：JEAG4601-1984に記載されている地震動の発生確率S2、S1の発生確率をSs、Sdに読み換えた

上記より, 「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」に対して, 荷重条件は格納容器過圧・過温破損シ
ナリオ「大破断LOCA+ECCS機能喪失+SBO」を選定することが適切であると判断できる