東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 64
提出年月日
平成 29 年 12 月 11 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 12 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出範囲
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用できない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

目次

添付資料1.1.1

重大事故等対策の深層防護の考え方について

添付資料1.2.1

外圧支配事象における燃料被覆管の健全性について

添付資料1.2.2

サプレッション・プールの水位上昇に係る構造的な耐性について

添付資料1.2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力について

添付資料1.2.4

格納容器破損防止対策の各重要事故シーケンスにおける評
価項目について

添付資料1.2.5

定期検査工程の概要

添付資料1.3.1

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失の仮定について

添付資料1.3.2

外部電源喪失に伴う原子炉スクラム及び格納容器隔離について

添付資料1.3.3

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1.3.4

事象発生時の状況判断について

添付資料1.3.5

有効性評価における運転員等の操作余裕時間の仮定について添付資料1.3.6

安定状態の考え方について

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時の破断位置及び破断面積設目-4

定の考え方について
添付資料1.5.3

サプレッション・プール初期水位について

添付資料1.5.4

外部水源温度の条件設定の根拠について

添付資料1.5.5

給水流量をランアウト流量（68％）で評価することの妥当性

添付資料1.5.6

逃がし安全弁の解析条件設定について

添付資料1.5.7

原子炉停止機能喪失の解析条件設定の考え方について

添付資料1.5.8

重大事故等対処設備としての逃がし安全弁7弁の十分性について

添付資料1.5.9

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（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

平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について

添付資料2.1.2

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.3

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（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.4

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2.1.5

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2.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.7

格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁開操作を現場にて実施
目-5

する場合の時間余裕

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2.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.3.1.1

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

添付資料2.3.1.2

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

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）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2.3.1.4

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.5

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2.3.1.6

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））
目-6

添付資料2.3.1.9

原子炉再循環ポンプからのリークについて

添付資料2.3.2.1

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.2.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代
替注水系の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2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢ
Ｕ））

添付資料2.3.2.4

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（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.5

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，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.6

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，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.2

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（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.3

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（全交流動力
電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.4

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（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.5

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
目-7

（ＴＢＰ））
添付資料2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

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

非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について

添付資料2.4.1.4

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2.4.1.5

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2.4.1.6

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））

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））
目-8

添付資料3.5.3

溶融炉心の排水流路内での凝固停止評価について

添付資料3.5.4

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（溶融炉心・コンクリート相互作用）

添付資料4.1.1

使用済燃料プールの監視について

添付資料4.1.2

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4.1.3

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4.1.4

安定状態について

添付資料4.1.5

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4.1.6

使用済燃料プール水温の管理について

添付資料4.1.7

自然蒸発による水位低下速度について

添付資料4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲートについて

添付資料4.1.9

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4.1.10

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4.1.11

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4.1.12

常設代替交流電源設備の負荷 （想定事故１）添付資料4.1.13

使用済燃料プール水の沸騰状態継続時の鉄筋コンクリートへの熱影響について

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

想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由に
ついて
目-16

添付資料4.2.3

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4.2.4

安定状態について

添付資料4.2.5

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4.2.6

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4.2.7

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4.2.8

常設代替交流電源設備の負荷（想定事故２）添付資料5.1.1

運転停止中における通常時のプラント監視について

添付資料5.1.2

運転停止中の原子炉の事故時における現場作業員の退避について

添付資料5.1.3

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5.1.4

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おける基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計
算方法について

添付資料5.1.5

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5.1.6

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5.1.7

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時における放射線の遮蔽維持について

添付資料5.1.8

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5.1.9

7日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）添付資料5.1.10

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中 崩壊熱除去機
目-17

能喪失）

添付資料5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交流動力電源喪失）
添付資料5.2.3

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

添付資料5.2.4

7日間における水源の対応について（運転停止中

全交流

動力電源喪失）添付資料5.2.5

7日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流

動力電源喪失）添付資料5.2.6

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価について

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

安定停止状態について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）

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）

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

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（運転停止中反応度の誤投入）目-18

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5.4.4

原子炉初期出力に係る感度解析の評価条件について添付資料5.4.5

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析について

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-19

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。

(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

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，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，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とともに，格納容器内の冷却を行い，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，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による炉心冷却を継続する。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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた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並び
2.1-2

に格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び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 2.1－1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）19 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名及び現場手動による格納容器ベント操作を行う重大事故等対応要員 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，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
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。）が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラム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
2.1-3

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し，逃がし安全弁（安全弁機能）
により原子炉圧力が制御されるとともに，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，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
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高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，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。なお，高圧
代替注水系の起動操作は解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。
ｄ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水系の起動操作の失敗後，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，各系統の吐出圧等である。
ｅ．高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作
高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
低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常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）2.1-4

を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，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を起動し，緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
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，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｉ．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（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
2.1-5

また，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（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｊ．代替循環冷却系の起動操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系の起動操作は解析上考慮しない。
代替循環冷却系の起動操作に必要な計装設備は，代替循環冷却系格納
容器スプレイ流量等である。
ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた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
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。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
ル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
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を実施する。
また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
2.1-6

常設低圧代替注水系ポンプを用いた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
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作の準備として，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常設
低圧代替注水系ポンプを用いた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。
ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び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。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，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。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 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減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計2.1-7

装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，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。
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・プール水位等である。
ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｎ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｏ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。

2.1-8

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。
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，燃料被覆管温度が高温となる領域において，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を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価する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
2.1-9

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(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，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却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)

主蒸気隔離弁
2.1-10主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

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。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（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，手動操作による原子炉減
圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）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。

(e)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h～378m ３ ／ h， 注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
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，230m ３ ／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）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。
※(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲（102m ３ ／h～130m ３ ／h）の上限である
130m ３ ／ h （ 一 定 ） を 用 い る も の と す る 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 が
2.1-11

217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
(g)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器減圧及び除熱操作を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合も同様となる。

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。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作）は，外部電源がない場合も考慮し，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の受電，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動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)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた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，格納容器圧力が 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。
2.1-12

(c)格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 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。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

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。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2.1-13

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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，手動操作により逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施することで，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水操作を開始する。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
し常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水が開始されると，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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量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，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器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，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
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。また，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
2.1-14

による格納容器冷却操作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・チェンバ側のベント
ラインの機能維持のために常設低圧代替注水系ポンプを用いた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
時間後に格納容器圧力が 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減圧及び除熱操作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
減圧及び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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の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％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
（添付資料 2.1.1）
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2.1-15

部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[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，原子炉圧力容器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減圧及び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，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（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，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.1－5 図に示すように，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.1－15 図及び第 2.1－
16 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱実施時の敷地境界外での実効線量は，ベントタイミングに有意な差はないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの破断箇所からドライウェルに放出された核分裂生成物がドライウェルベントによりサプレッション・プールでのスクラビング効果による除染を見込まずに環境へ放出される評価としているため，敷地境界外の実効線量が厳しくなる「2.6Ｌ

ＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果である約 1.6×10 －１ mSv（格納容器圧
力逃がし装置使用時）及び約 6.2×10 －１ mSv（耐圧強化ベント系使用時）
2.1-16

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。
（添付資料 2.1.2）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
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では，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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動後に手動操作により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，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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減圧及び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として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作），
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に
2.1-17

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減圧及び除熱操作とする。
(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実施する重要現象
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，それらの不確かさの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最大 50℃程
度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酸化反応に伴う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めに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
2.1-18

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ことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作
開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び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，その差異は小さいことから，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常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び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 2.1.3）

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
2.1-19及び酸化反応に伴う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。
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。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。
（添付資料 2.1.3）(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。解析条件の設定に当たっては，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。
2.1-20

(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 33kW／m～約 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，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，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，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，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。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッ
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操作開始の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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，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，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ている。外部電源がない場合でも，非常用母線は非
2.1-21

常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機等」という。）から自動的に受電され，また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね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ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，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・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
（添付資料 2.1.3）(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 33kW／m～約 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おおむね小さくなるため，原子炉からサプレッショ
2.1-22

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り，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，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ている。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，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h～130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に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運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最大値はおおむね格納容
2.1-23

器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.1.3）

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（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）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が，状況判断から原子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことから，影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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，格納容器圧力 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。）
2.1-24

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，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは同一の制御盤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。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 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となる。仮に中央制御室での遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 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，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは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。
（添付資料 2.1.3）(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（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）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，燃料被覆管温度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に対する余裕は大きくなる。
2.1-25

操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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減圧及び除熱操
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，75 分程度操作開始時間は遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[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，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，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 2.1.3）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の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（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
2.1-26

（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，高圧・低圧注水機能喪失及び給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態等が同じであり，原子炉減圧操作も同じ 25分であるが，原子炉水位低下の観点では本重要事故シーケンスより厳しい「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，燃料被覆管の最高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり，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，この時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の敷地境界
外の実効線量は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約 4.4mSv となり，いずれも 5mSv を下回る。ただし，
この場合には格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）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。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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ことから，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減圧及び除熱操作は，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こと
から，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0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容
器圧力約 0.247MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間で
2.1-27

あることから外挿すると，0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.3，2.1.7，2.6.7）

(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(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」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 19 名であり，災害対策要員（初動）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
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，2.1-28以下のとおりである。
ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m ３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，可搬型代替注水中型ポンプを用いて，西側淡水貯水設備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，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.1.4）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の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
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替
2.1-29

淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
（添付資料 2.1.5）

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，必要負荷に対しての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
1,128kW であるが，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 2.1.6）

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，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低2.1-30圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。
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常設
低圧代替注水系ポンプを用いた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減圧及び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（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
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減圧及び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外での実効線量は，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。
2.1-31

重大事故等対策時に必要な要員は，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， 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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水並びに常設低圧代替注水系ポンプを用いた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減圧及び除熱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。

2.1-32

第 2.1－1 表
操作及び確認

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（1／5）
手

順

常設設備

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

－

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）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。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・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，一連の操作として高圧代替注水系の系統構成操作及び起動操作を実施する。
・高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水
系の起動操作の失敗後，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）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。

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）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

2.1-33

原子炉スクラムの確認

高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の確認＊

高圧代替注水系
サプレッション・
プール ＊－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 ＊－原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）－

高圧代替注水系系統流量－

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力 ＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.1－1 表
操作及び確認

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（2／5）
手

順

常設設備
・高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系， －低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，常設低圧代替 常 設 低 圧 代 替 注 水
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常 系ポンプ
用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作設）を起動する。
代替淡水貯槽・外部電源が喪失している場合は，常設代替 常 設 代 替 高 圧 電 源
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 装置
軽油貯蔵タンクする。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注 西側淡水貯水設備
用いた低圧代替注水系（可搬水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施す型）の起動準備操作る。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 逃 が し 安 全 弁 （ 自替注水系（常設）の起動操作の完了後，逃 動減圧機能） ＊の手動による原子炉減圧操作がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放 非 常 用 窒 素 供 給 系することにより，原子炉減圧操作を実施す 高圧窒素ボンベ ＊る。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
高圧注水機能及び低圧注水機
能の回復操作

2.1-34＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
－
－

計装設備

－

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

可搬型代替注水中型ポンプ－－

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.1－1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

代替循環冷却系の起動操作

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（3／5）
手順

2.1-35

・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・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）設定点の間に維持する。
・海水系による冷却水供給が確保された時点
で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス
プレイ操作を実施する。

＊

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

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位

ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力 ＊
緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
代替循環冷却系流量原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
緊急用海水系
代替循環冷却系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク－

第 2.1－1 表
操作及び確認

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（4／5）
手順

2.1-36常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・格納容器圧力が 279kPa[gage] 又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度で用いた代替格納容器スプレイある 171℃に近接したことを確認する。
冷 却 系 (常 設 )に よ る 格 納 容 器
冷却操作
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器冷却操作を実施する。
・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減圧及び除熱操作の準備を実施する。
・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，常設低圧代替注
水系ポンプを用いた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を停止する。
格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ ・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能る格納容器減圧及び除熱操作
な限り高く維持する。
（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達した側）
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
容器減圧及び除熱操作を実施する。

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

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 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サプレッション・チェンバ圧力 ＊低圧代替注水系格納容器スプレ
イ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量

ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力 ＊サプレッション・プール水位 ＊格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系－

第 2.1－1 表
操作及び確認
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料給油操作
使用済燃料プールの冷却操作

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（5／5）
手順

2.1-37・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水操作及び冷却操作を実施
する。

常設設備
代替淡水貯槽西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 代替淡水貯槽水位
水中型ポンプ

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

－－－－：有効性評価上考慮しない操作

第 2.1－2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（1／5）

初期条件

2.1-38目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

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

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

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）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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

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

条件設定の考え方

初期条件

2.1-39
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5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
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

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）

設計値を設定外部水源の水温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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

給水流量の全喪失

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

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

外部電源あり

32℃

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
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプ
トリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

第 2.1－2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（3／5）

目

主要解析条件

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）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定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）信号で全台トリップ

設計値を設定重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

2.1-40（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（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）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

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

逃がし安全弁

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

第 2.1－2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（4／5）
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

2.1-41＜常設低圧代替注水系ポンプ 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：0m３ ／h～378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]～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）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器圧力逃がし装置（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）
格納容器圧力が 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
スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において）設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範囲（102m３ ／h ～130m３ ／h）における上限を設定
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

第 2.1－2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件

2.1-42

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 操 作 条 件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ 事象発生から 25 分後を用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

常設低圧代替注水系ポンプを用いた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減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

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，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，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の受電操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力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て設定

格納容器圧力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

凡

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 ２ Ｃ及 び２ Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系 ディ ー ゼル 発電 機

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置

ター ビン へ原子 炉建 屋東側 接続 口軽油 貯蔵 タ ンク

ドラ イウ ェ ル

2.1-43

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

常設 低圧 代 替注水系

↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

可搬 型代 替 注水 中型 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

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1－1 図

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）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

凡

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 ２ Ｃ及 び２ Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系 ディ ー ゼル 発電 機

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置

ター ビン へ原子 炉建 屋東側 接続 口軽油 貯蔵 タ ンク

ドラ イウ ェ ル

2.1-44

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

常設 低圧 代 替注水系

↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

可搬 型代 替 注水 中型 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

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1－1 図

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）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水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）

凡

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 ２ Ｃ及 び２ Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系 ディ ー ゼル 発電 機

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高 圧電 源装 置

ター ビン へ原子 炉建 屋東側 接続 口軽油 貯蔵 タ ンク

ドラ イウ ェ ル

2.1-45

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

常設 低圧 代 替注水系

↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

可搬 型代 替 注水 中型 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

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1－1 図

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）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱段階）

凡(解析 上 の時 刻)(0秒)

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水 流量 の 全喪 失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）設定 点到 達：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 の確 認 ※ １（約20秒 ）

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）設 定点 到達

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作

高圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ２

低圧 注水 機 能喪 失の 確認 ※ ２

常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系（ 常 設）の起 動操 作 ※ ３ ， ４（25分）

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２
高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

高圧 ／低 圧 注水 機
能の 回復 操 作

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ を用 いた低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）の 原子 炉 注 水操 作

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）の手 動操 作 によ る原 子炉 減 圧 ※ ５（約29分 ） 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※６

原子 炉水 位 不明
でな いこ と の確 認 ※８

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

水位 不明

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※７

原子 炉満 水 操作

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

※９

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子 炉水 位 の調 整操 作
（低 圧代 替 注水 系（ 常設 ）） ※ １ ０

格納容器圧力279kPa[gage]到達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱操 作を 優先 す るが ，耐 圧 強 化ベ ント 系 によ る
格納 容器 減 圧及 び除 熱操 作 も実 施可 能 で ある 。

代替 循環 冷 却系の起 動操 作 ※ １ １

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替 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 ２（約24時 間 ）サプ レッ シ ョン ・プ ール
通常 水位 ＋5.5m 到 達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格
納容 器減 圧 及び 除熱 の準 備操作※１３（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 器冷 却 操作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型
ポン プを 用 いた 代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系 （可 搬型） によ る 格納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納容 器除 熱 操作

※１

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 。

※２

中 央 制御 室に て，機 器ラ ンプ 表示 ，警 報，ポン プ吐 出 圧力 ，系統流 量 ，原 子炉 水位（広 帯 域），原
子炉 圧力 等 にて 確認 する 。

※３

常 設 低圧 代替 注水 系 ポン プを 用 い た低 圧代 替 注水 系（ 常設）の起動 操作 は，以下 によ り 判断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失

※４

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線受 電 操 作を 実施 す る。

※５

逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以上起 動 でき た場 合※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。（炉 心損 傷 が確 認さ れた 場合は 炉心 損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格納 容器 雰囲 気 放射 線モ ニタ ガ ンマ 線 線量 率が 設 計基 準事 故（原 子炉 冷 却材 喪 失）相 当の 10 倍
以上な お ， 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ （ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び 格 納 容 器 雰 囲 気放 射 線 モ ニ タ （ Ｓ ／ Ｃ ） に よる炉 心損 傷 発生 の判 断が で きな い場 合 は ，原 子炉 圧 力容 器温 度に よ り判 断す る 。

※８原 子炉 減 圧時 に は原 子 炉 水位 計 凝 縮槽 内 の 原子 炉 冷却 材 の減 圧沸 騰に よ り 原子 炉 水 位の 指 示値 の信頼 性が 損 なわ れる おそ れ があ るた め ， 原子 炉水 位 不明 でな いこ と を確 認す る 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 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 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原 子炉 水 位の 指示 値の 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※９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。

※１ ０

常設 低 圧代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 いた 低 圧 代替 注 水系 （ 常設 ）に より ， 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 。

※１ １

解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・ 事 象 初 期 に お ける 原 子 炉 注 水 に 当 た っ て は ， 海 水 系 に よる 冷 却 水 供 給 を 必 要 と し な い 低 圧代
替 注 水 系 （ 常 設 ） を 優先 し ， 海 水 系 に よ る 冷 却 水 供 給 が 確保 され た 後 に 代 替 循 環 冷 却 系 による原 子炉 注 水に 切り 替え る 。
・格 納容 器 圧力が 245kPa[gage]に 到 達し た時 点で ， 代替 循環 冷却 系 によ る格 納 容 器ス プレ イ を
実 施 す る 。 ま た ， 代 替循 環 冷 却 系 は ， 原 子 炉 注 水 及 び 格 納容 器ス プ レ イ の 併 用 が 可 能 な 設計とし てい る 。

※１ ２

常設 低 圧代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 いた 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 上は 130m ３ ／h 一定 流 量で， 格納 容器 圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範
囲に維持するよう間欠運転としているが，実際には運転手順に従い格納容器圧力を217kPa[gage]か ら 279kPa[gage]の範 囲に 維持 する よう 102 ～130m ３ ／h の 範 囲で スプ レイ 流 量を調 整す る 。

※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 。

※１ ４

常設 低 圧代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 いた 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 止操 作 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 器減 圧 及び 除 熱 操作 前 に ，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

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替 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 操作 ※１４

原子 炉満 水 操作 ※ １ ５(約28時 間)Ⅰ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で あるが ，プ ラ ント 状況 によ っ ては ，事 故 対 応に 有効 な 設備 とな る代 替 循環 冷却 系 ， 制御 棒駆 動 水圧 系，
ほう 酸水 注 入系 ，消 火系 ， 補給 水系 及 び 可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ 又は 可搬 型 代 替注 水大 型 ポン プを用い た低 圧 代替 注水 系（ 可 搬型 ）に よ る 原子 炉注 水 操作 も実 施可 能 であ る。
Ⅱ
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 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 作を優 先す る が， 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （可 搬型 ） によ る格
納容 器冷 却 操作 も実 施可 能 であ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で あるが ，プ ラ ント 状況 によ っ ては ，事 故 対 応に 有効 な 設備 とな る可 搬 型代 替注 水 大 型ポ ンプ を 用い た代
替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系（ 可搬 型），消 火系 及び 補 給水 系に よる 格 納容 器冷 却 操 作も 実施 可 能で ある 。
また ，格 納 容器 冷却 等が で きな い場 合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の緩 和も 可 能で ある 。
Ⅲ

水位 不明 で はな い

（約14時 間 ）再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

格納容器圧力310kPa[gage]到達

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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，原子炉水位を維持し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器の減圧及び除熱操作を継続することで格納容器圧力等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，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）により冷温停止状態とし，代替循環冷却系又は残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッ
ション・プール冷却系）による除熱が可能であること及び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圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を停止し ，格 納 容器 を隔 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
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び除熱 操作

第 2.1－2 図Ⅲ

高圧・低圧注水機能喪失の対応手順の概要

2.1-46

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

当直発電長

1人

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

当直副発電長

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

1人

運転操作指揮補佐

4人

初動での指揮発電所内外連絡約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)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●給水流量全喪失の確認
状況判断

2人
A，B

－

－

10 分

●再循環ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●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

高圧注水機能喪失の
確認

【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
の受電操作

【1人】
B

－

－

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分

中央制御室からの高圧代替注水系起動操
作

【1人】
A

－

－

●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

低圧注水機能喪失の
確認

【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）

高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操
作

－

2人
C，D

－

●高圧注水 機能及び 低圧注水 機能の回 復操作， 失 敗原因調査

常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
の起動操作

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

－

－

8人
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

原子炉水位の調整操
作(低圧代替注水系
（常設）)

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

第 2.1－3 図

外部電源がない場合に実施する

4分

解析上考慮 しない

4分
適宜 実施

解析上考慮 しない

3分

170 分

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

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.1-47

解析上考慮 しない

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

40

44

48

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

格納 容器 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

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調整
操作(低圧代替注
水系（常設）)

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷
却操作

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

【1人】
A

－

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 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

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
代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器除熱操 作

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

当直運転員
(中央制御室)通 常水 位 ＋5.5m到 達

解析上考慮 しない
代替 循環 冷却 系の みで 状態
維持 が可 能な 場合 は， 常設－

低圧 代替 注水 系ポ ンプ を用●代替循環 冷却系に よる格納 容器除熱 操作

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

いた低圧代 替注水系（ 常設）による注水 を停止す る

原子炉満水 操作

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作
使用済燃料プールの冷却操作

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱の準備操作
格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操 作

【1人】
A－

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動
操作

20 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分
5分

－

－

●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び除熱の準備操 作（中央 制御室で の第一弁 操作）－【2人】＋1人
C,D,E－●第一弁現 場操作場 所への移 動●格納容器 圧力逃が し装置に よる格納 容器減圧 及 び除熱の準備操 作（現場 での第一 弁操作）

【1人】
A

－

－

●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）

－

－

3人
（参集）

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）

－

－

8人
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

－

－

【8人】
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

－

－

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

タンクローリによる燃料給油操作－

必要要員合計2人
A,B－

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

－

【1人】
A

2人
（参集）

解析上考慮 しない
約 25 時 間 後 ま で に 実 施 す
る

125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
75 分

170 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給
油

90 分

適宜 実施

8人 a～h及び参集5人

第 2.1－3 図

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C,D,E

解析上考慮 しない

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.1-48

10

逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（25 分）

86

原子 炉圧力

主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇4）2(MPa[abs])
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1－4 図

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

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（安全弁機能）から原子炉減圧に伴う減圧の蒸気の流出による水位の低下
沸騰による水位上昇（25 分）
シュラウド内（炉心上部プレナム） ※ １

15

原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下
レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
徐々に水位が回復

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 ※ ３
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)

原子炉圧力の推移

注水された未飽和水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。事象発生 30～40 分程度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），事象発生 30 分程度までは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，炉心部又は平均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，実線は平均出力燃料集合体，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場合は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 「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」として高出力燃料集
合体もモデル化している。
（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）

2.1-49

1000

800

注水流量

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による注水（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
よう注水）

600

(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(自動減圧機能)
7 弁開放による手動減圧（25 分）

2500

蒸気 流量

2000

1500

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

(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

2.1-50

500

原子 炉圧 力 容器 内 の保 有水 量(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300
常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の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（25 分）

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

事故後の時間（min）

第 2.1－9 図

燃料被覆管温度の推移

2.1-5150

60

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却

核沸騰冷却
（再冠水後）

1.0E+5熱伝達係 数

沸騰遷移冷却
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+3

２
K)）
(W／(m
・K))
1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+001020

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

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

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（安全弁機能）
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（25 分）

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におけるボイド率の推移

2.1-521.2

1
減圧率の低下に伴う 下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化
ボイド率減少

ボイド率

0.8

0.6

(－)

逃がし安全弁（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（25 分）

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

1.2

1

ボイド率

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

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（25 分）

(－)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

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

2.1-5360

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

2.1-54

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて常設低圧代替注水系ポンプを用いた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（約 14 時間）
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

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
0.4

格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベントを実施（約 28 時間）
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）(MPa[gage])(MPa[gage])

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

原子炉減圧に伴う格納容器
圧力上昇

48

72

格納容器雰 囲気温 度

格
納
容
器
温
度

144

168

JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

格納容器圧力の推移

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る原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する

200

(℃)

(℃)

120

サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

第 2.1－15 図

300

96

事故後の時間(h)格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内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，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

100

0
0

24

48

72

96

120

144

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

2.1-55168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ー
プール水 位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）停止(約 27 時間)
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）作動（約 14 時間）

10

ル
水
位

5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し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

300

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）

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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）作動（約 14 時間）

ル
水
温
度

100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

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

2.1-56168

添付資料 2.1.1
平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について

1.

燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響の整理
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」等において，平均出力燃料集合体で燃料被覆管最高温度が発生する理由は，以下のように整理できる。

・注水設備の観点からは，これらの事故シーケンスでは事象発生後，早期に低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を行うため，原子炉水位の低下により平均出力燃料集合体及び高出力燃料集合体は一部露出するものの
高出力燃料集合体が過度に露出することはない。平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体は，上下プレナム間差圧が均等になるよう集合体入口流量が分配されるため，初期の燃料集合体出力が高く，発生するボイドの割合が大きい高出力燃料集合体では，二相水位としては高めとなり，燃料被覆
管温度が最大となる位置においても炉心の露出時間が長期間とならないことから，燃料被覆管温度の上昇が抑制される。
・崩壊熱の観点からは，設計基準事故のＬＯＣＡ解析と比較して，これらの事故シーケンスは事故後時間が経過しているため崩壊熱が十分低下しており，平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体の燃料棒1本当たりの出力の差（絶対値）は，事故直後に比べて小さくなり，温度上昇率の差が小さくなる。このため，二相水位が低いことにより炉心露出期間が長くなる平均出力燃料集合体における燃料被覆管温度が高くなる傾向となる。

2.

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響を確認するため，第 1
表に示すとおり，代表的な事故シーケンスについて，高出力燃料集合体の初添付 2.1.1-1

期出力を変化させた場合の燃料被覆管最高温度に関する感度解析を実施した。
なお，燃料棒の線出力密度については，初期出力に比例して変化させている。
第 1 図に，燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係を示す。高圧
注水・減圧機能喪失では，申請解析条件での高出力燃料集合体初期出力の場合において燃料被覆管最高温度が最も高くなり，高圧・低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ時注水機能喪失では，いずれの高出力燃料集合体初期出力の場合においても，ほぼ同等の燃料被覆管最高温度となっている。
以上から，高圧・低圧注水機能喪失等において，平均出力燃料集合体の燃料被覆管最高温度を代表としても問題とならない。

添付 2.1.1-2

第 1表

高出力燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係

事故シーケンス
高 圧・低 圧 注 水 機
能喪失

約 8.7M W
約 6.0M W

高 圧 注 水・減 圧 機
能喪失

約 4.3M W
約 8.7M W
約 6.0M W

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

約 4.3M W
約 8.7M W
約 6.0M W

高出力燃料集合体初期出力
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等

約 4.3M W

燃料被覆管最高温度（℃）

1000
申請解析条件900
800

高圧・低圧注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧注水・減圧機能喪失（高出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧・低圧注水機能喪失（平均出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（平均出力燃料集合体）

700
600
500
400
300
200
100
0
4

5

6

7

8

9

燃料集合体初期出力（MW）

第 1図

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
結果

添付 2.1.1-3

平均出力燃料集合体

第 2図

高出力燃料集合体

原子炉水位挙動の例（高圧・低圧注水機能喪失）

添付 2.1.1-4

添付資料 2.1.2
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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，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 2.1.2-1

（別紙 1）
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
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，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事故シーケンスのうち，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 4 図に格納容器圧力及び雰囲気温度，サプレッション・プ
ール水温度並びにサプレッション・プール水位の解析結果を示す。第 3 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 4 図に示すとおり，サプレッション・プール水位は，事象発生 30 日後
添付 2.1.2-2

において安定しており，緩やかな低下傾向となっている。これ以降も，仮にサプレッション・プールからの放熱が全て流入蒸気の凝縮に使われるとして計算した場合，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生から 1 年後程度となることから，長期間にわたって格納
容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の継続が可能である（別紙 2）。
なお，実際には準備が完了した時点で，重大事故等対処設備である代替
循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱に移行する。緊急用海水系及び代替循環冷却系の起動操作は，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，第 5 図に示すとおり事象発生 7 日までに十分な時間余裕をもって完了することができる。

添付 2.1.2-3

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

0.6

格
納
容
器
圧
力

格納容器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1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））

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

格納容器ベントによる温度低下

200

(℃)
(℃)
100

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第2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））
添付 2.1.2-4

720

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

格納容器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3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））

20

15

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
位

5

（m）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG3B001

第4図

サプレッション・プール水位の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
添付 2.1.2-5720

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

24

28

32

36

40

44

48

備 考

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

格納 容器 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

当直運転員
(中央制御 室)

当直運転員
(現場)

重大事故等 対応要員
(現場)

原子炉水位の調整操作(原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系)

【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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による
原子炉減圧

【1人】
B

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた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】
A

－

－

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた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

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

格納 容器 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

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

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容器除熱 操作

●代替循環 冷却系に よる原 子炉注水 操作
【1人】
A

－

注水 開始 後 ，適 宜原 子 炉水 位 調整

は，低 圧代替注 水系（常原子炉満水操作－－

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の 準備操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェ ンバ側）

【1人】
A

【1人】
A

－

－

原子 炉水 位 を可 能な 限 り高 く 維持－－【2人】+1人
C,D,E

－

【1人】
A

－

－

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分●格納容器 圧力逃が し装置 による格 納容器 減圧及 び除熱の準 備
操作（中央 制御室で の第一 弁操作）

－

3人
(参集)

－

－

8人
a～h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

－

－

【2人】
a,b

タンクローリによる燃
料給油操作

－

－

2人
（参集）

必要要員合計

2人
A,B

3人
C,D,E

8人 a～h及び参集5人格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視
75 分

解析上考慮 しない

180 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第5図

解析上考慮 しない

125 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない
25時 間 後 ま で に 実 施 する

5分●第一弁現 場操作場 所への 移動●格納容器 圧力逃が し装置 による格 納容器 減圧及 び除熱の準 備
操作（現場 での第一 弁操作 ）●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）－

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃料プール冷却系の起動までに 実施する

適宜実施

－

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作る●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作設）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 納容器除 熱操作【1人】
A

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合－

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
添付 2.1.2-6

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な時間があり，代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補給を実施する
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクか
ら補給

(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（原子炉停止時冷却系）の運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 6 図から第 8 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 7 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 日後に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 6 図及び第 8 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。
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。

添付 2.1.2-7

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])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）

0.2

0
0

48

96

144

192

240

288

336

事故後の時間(h)第6図

格納容器圧力の推移

300

格納容器スプレイによる圧力低下

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）

(℃)
100

0
0

48

96

144

192

240

事故後の時間(h)第7図

格納容器雰囲気温度の推移

添付 2.1.2-8

288

336

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
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始

200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）
100

(℃)
（℃）

0
0

48

96

144

192

240

288

事故後の時間(h)第8図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.1.2-9

336

2.

残留熱除去系の復旧方法について(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する。
（詳細は添付資料 1.0.3「予備品等の確保及び保管場所について」参照）
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
炉心損傷又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，災害対策要員が残留熱除去系を復旧するための手順を「アクシデントマネジメ
ント故障機器復旧手順ガイドライン」にて整備している。
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「代替対添付 2.1.2-10

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。

添付 2.1.2-11

（別紙 2）
長期間でのサプレッション・プール水位の挙動について

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・プール水位の挙動を確認するため，サプレッション・プールから原子炉建屋への放熱量の概算値からサプレッション・プール水位の上昇によるベントライン到達までの期間を算出した。

(1)

評価条件
サプレッション・プールから原子炉建屋への放熱の概要図を第 1 図に示すとともに，評価条件を以下に示す。なお，事象発生の 30 日後においては，
サプレッション・プール水及びサプレッション・チェンバ内の蒸気は飽和状態で平衡しており，温度差が非常に小さいことから，サプレッション・
プール上面からサプレッション・チェンバ空間部への放熱は考慮しない。

第1表
項目

評価に使用するデータ一覧
値

備考

サプレッション・プール内径（Ｒ １ ）

26.0m

設計値

サプレッション・プール外径（Ｒ ２ ）

29.6m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（床面）(Ｄ １ )

5.0m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（璧面）(Ｄ ２ )

1.8m

設計値

熱伝達率（水→コンクリート間）
2.0W／m２ ・℃（Ａ １ ）

伝熱工学資料第 5 版より

熱伝達率（コンクリート→空気間）（Ａ ２ ）2.0W／m２ ・℃

伝熱工学資料第 5 版よりコンクリートの熱伝導率（λ）

1.6W／m・℃

伝熱工学資料第 5 版より

添付 2.1.2-12

項目

値

備考

高温側の温度（Ｔ １ ）102℃

格 納 容 器 ベン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後のサプレッション・プール水温（解析値）

低温側の温度（Ｔ ２ ）10℃

原子炉建屋換気系の設計温度下限値
なお，床面からの放熱先は地中となるが，本評価では簡易的に本温度を適用

潜熱（Ｅ）

2,251kJ／kg

水温 102℃の値

ベントライン高さ（Ｈ Ｖ ）

15.1m

設計値

サプレッション・プール水位（Ｈ Ｓ ）

12.8m

格 納 容 器 ベン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後の水位（解析値）

単位長さあたりのサプレッション・プール水量（Ｌ）

472m３

水位 6.983m 時の水量 3,300m３ （設計値）より算出

＜評価式＞①床面からの放熱量（Ｑ Ｆ ：単位 W）
Ｑ Ｆ ＝Ｋ Ｆ （Ｔ １ －Ｔ ２ ）π（Ｒ １ ／2） ２
1／Ｋ Ｆ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ １ ／λ＋1／Ａ ２②壁面からの放熱量（Ｑ Ｗ ：単位 W）
Ｑ Ｗ ＝Ｋ Ｗ （Ｔ １ －Ｔ ２ ）πＲ ２ Ｈ Ｓ
1／Ｋ Ｗ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ ２ ／λ＋1／Ａ ２③サプレッション・プール水の増加速度（Ｉ：単位 kg／sec）
Ｉ＝（Ｑ Ｆ ＋Ｑ Ｗ ）／Ｅ④ベントライン水没までの時間（Ｐ：単位 sec）
Ｐ＝30×24×60×60＋1000（Ｈ Ｖ －Ｈ Ｓ ）Ｌ／Ｉ

添付 2.1.2-13温度（℃）

サプレッション・プール水

高温側の温度

コンクリート
（壁，床）

原子炉建屋
地中

コンクリート内部における熱伝導コンク リート→空気間 にお
ける熱伝達
熱の移動

水→コ ンクリート間に おける熱伝達

低温側の温度

位置（m）

第1図

(2)

サプレッション・プール水からの熱移動の概要図

評価結果
サプレッション・プールからの放熱量は，約 63kW と評価され，これがサプレッション・プールへ流入する蒸気の凝縮に使われるとした場合，サプ
レッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 470 日後となる。なお，サプレッション・プールからの放熱量を保守的に 100kW と仮定した場合でも，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 310 日後となる。
以上

添付 2.1.2-14

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

崩壊 熱モ デ ル

燃料棒表面熱伝達モ デル

炉心添付 2.1.3-1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰遷 移，気液熱 非平 衡解析 モデ ル

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 。

「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 最大 50℃ 程 度高 めに 評 価す る。 また ，
低 圧代 替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程に おけ る 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 。
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，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
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 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 。

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 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 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 高め に評 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
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，酸化量及び酸化反応に伴う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 。

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 2.1.3

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）（2／2）

重要 現象

炉心

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 2.1.3-2
原子 炉圧 力容器

沸騰・凝 縮・ボ イ
ド率 変化 ，気 液 分離（ 水位 変 化） ・対向 流

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

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，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 。

第 1-2 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（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子 炉
圧力容器

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

崩壊 熱

炉心 モデ ル（ 原 子
炉出力及び崩壊熱）「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 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水 設 備
含む 。）

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 。

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。
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 ，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 るこ と から ，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 常設 低圧 代 替注 水系ポ ン プを 用い た 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 並 びに 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 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 等に よ る格 納容 器 減圧 及び除 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 こ とか ら， 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 る常 設低 圧 代替 注水 系 ポン プ
を用 い た代 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 並び に格 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 格納 容器 圧 力逃 が し装 置等 に よる 格納 容 器減 圧及 び 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 。
「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 、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。
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

添付 2.1.3-3

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

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。
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が用いられてい
る。

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 3,279MW～
約 3,293MW（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]～
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～約 ＋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 2.1.3-4

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 )装荷 炉心 ご と

44.0kW／ m

約 33 kW／ m～
約 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 象 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 い 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 ， 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 い 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 ， 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 象 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 い 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 ， 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，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 ， 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 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。

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，事象初 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 いこ 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 。
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 いこ 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 。
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，事象 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 さい 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。
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 なく ，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 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。

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

添付 2.1.3-5

初期条件

格納 容器 圧 力

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／ t

5kPa[gage]

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]～
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25℃ ～約 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

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

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 お お む ね 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 は 遅 くな り ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は緩
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 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 。 ま た ， 同様 に 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温度
並びにサプレッション・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 操 作 開 始 の 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 操 作 開 始 の 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 り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 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，解析 条件 で 設定 して いる 崩 壊熱
より もお お むね 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 は遅 くな り，炉 心
露出 後の 燃 料被 覆管 温度の 上昇 は緩 和 さ れる 。ま た，同 様に格 納容 器 圧力 及び 雰囲気 並び にサ 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 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 が 大き
くな る。

最確 条件

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 ）

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

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 の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに 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 い 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，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 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 り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 象進 展 に与 える 影響は 小さ いこ 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 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 の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ による 水量 変 化は 約 42m３ 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 いこ 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 。

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

初期条件

添付 2.1.3-6

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 ）

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 ）

ベン ト管
真空 破壊 装 置
作動 差圧

外部 水源 の 水温

35℃

外部 水源 の 容量

約 8,600m ３

燃料 の容 量

約 1,010kL

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

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いことから，
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，解析条件で設定している水温よりもおおむね低くなるため，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，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員 等操 作 の開 始は 遅く な る。
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 。

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 さい 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 。
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 おお む ね低 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 に対 する 余裕 は 大き
くな る。
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。

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おおむね低くなり，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 操作 開 始の 起点 とす る 操作 の開 始 は 遅く なる 。
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 と した 場合 には，解析 条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな 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 。

最確 条件

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西 側淡 水 貯水 設備＋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 ）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
設計 値を 設 定

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

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 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

－

－

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

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－

重大 事故 等 対策 に関連する機器条件添付 2.1.3-7

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
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信号 にて 発 生し ，再 循環 ポ
ンプ トリ ッ プは，原子 炉 水位 異常 低下（ レベ ル２ ）信 号に て 発信 する ため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉 心の 冷 却の 観点 で 厳し くな る
外部 電源 あ りを 設定
設計 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－－

外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼ
ル発電機等から自動的に受電され，また，常設低圧代替
注水系を用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な 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。

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。

外部 電源

外部 電源 あ り－

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 ）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
で閉 止

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

設計 値を 設 定

主蒸 気隔 離 弁

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。

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 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

設計 値を 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。

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
解析 条件

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

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

（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／h～378m ３ ／ h
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
2.38MPa[dif]（原 子炉 手 動減 圧操
作時 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能） 7 弁を 開放 す
ることによる原子炉
減圧（原 子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注 水流 量 ：0m ３ ／ h ～ 378m ３ ／ h
以上
・注 水圧 力 ：0MPa[dif]～
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（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

逃が し安 全 弁

重大 事故 等 対策 に関連す る 機器 条件

添付 2.1.3-8

低圧 代替 注 水系
（常 設）

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
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価 項 目に 対し て 厳し い条 件とな る
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
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 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンスに おい ては ，事象 発生 初期 に おいて高 圧注 水 機能 が喪 失し低 圧代 替注 水 系（常 設）によ る 原
子炉 注水 操 作を 実施 するた め，逃が し 弁機 能に 期待 し た場
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。

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 。

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 ，お お む ね 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 ，おお むね 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。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，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 操 作 開 始 の 起 点 と する 操 作 の 開 始 は 遅 く な る が ， パラ
メ ー タ 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 ない 。

スプ レイ 流 量は ，格 納容器 圧力 の上 昇 を抑 制可 能な 範 囲で調整 し ，ま た ，代替 格納容 器ス プレ イ 冷 却系（ 常設 ）の 停止後に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 る運 転員等 操作 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。
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運転員等操作に変わり
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。

最確 条件

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）

スプ レイ 流 量：102m ３ ／h～ 130m ３ ／h

格納 容器 圧 力逃 がし装置

排気 流量 ：13.4kg／ s（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

排気 流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

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

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定サプ レッ シ ョン・プー ル 水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧 力逃 がし 装
置による格納容器減圧及び除熱操
作までの操作時間余裕の観点で厳しい 条件 と して，運転 手 順の 流量 調
整 範 囲 （ 102m ３ ／ h～ 130m ３ ／ h） におけ る上 限 を設 定
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 操 作 開 始 の 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。

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 2.1.3-9

逃がし安全
弁（自 動 減圧機能）の 手動
による原子
炉減圧操作
（常設低圧
代替注水系
ポンプを用
いた低圧代
替注 水系（常設）に よ る原子炉注水操作）

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 ，常 設 低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注 水系 （ 常設）の準備が完了した時点で手動操作による原子炉減圧を実施する
ため ，外 部 電源がない場合も考慮し，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，
低圧代替注水系（常 設）の 準備及
び逃がし安全弁（自 動減 圧 機能）の手動による原
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 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 ，当直 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 】
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（常 設 ）の 起 動操 作として 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 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 操作 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設定よりも若干早まる可 能性 が ある が，状況判断から一連の操作として実施するか
又は異なる当直運転員が実施することから，この 他 の運 転員 等操作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
合は ，原 子 炉へ の注 水
開始時間が早くなること で，原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，燃 料
被覆管温度の上昇は緩和 され る こと から ，
評価項目となるパラ
メータに対する余裕は大 きく な る。

高圧 ・低 圧 注水機能 が喪 失 し，逃が し安 全 弁（自動 減圧 機 能）の手動による原子炉減圧操作(常 設 低 圧 代 替注 水 系 ポ ン プ を用い た常 設 低圧代替 注水 系（ 常設）に よ る原 子炉 注水 操 作）は ，高圧・低圧 注 水機 能喪 失 及び 給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態等が同 じで あ り，原 子炉 減 圧操 作も同じ 25 分 であ るが ， 原子 炉
水位低下の観点では本重要事
故シ ーケ ン スより厳 しい「Ｌ Ｏ
ＣＡ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 最 高 温 度 は 約 706 ℃ で あり，燃 料被 覆 管の 破裂 は 発生 せず，評 価項 目 を満 足す る こと から時 間余 裕 がある。
ま た ， 25 分 の減 圧 遅 れ を 想 定
した 場合 に は，燃 料被 覆 管の 最高温 度は 約 1,000℃に なり ，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，こ の 時の 格納 容 器圧 力逃がし装置による格納容器ベ
ント時の敷地境界外の実効線
量 は 約 1.1mSv， 耐 圧 強 化 ベ ント系による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約4.4mSv とな り，い ずれ も 5mSv
を下 回る 。ただし ，こ の 場合 には格納容器雰囲気放射線モニタ（ Ｄ ／Ｗ ）及び 格納 容 器雰 囲
気放 射線 モ ニタ（ Ｓ／ Ｃ ）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 こと か ら，重 大事 故 での 対策の 範囲 と なる。
（添 付資 料 2.6.7）

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
知及び常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の注水準備操作後の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原
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。

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

添付 2.1.3-10

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操 作

格 納容 器 圧力
279kPa[gage]
到達 時

条件 設定 の考え 方

操作 不確 か さ要 因

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格納容器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（格 納容 器圧 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 ，当 直運 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 。

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
間は遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤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 。

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

常設低圧代替注水系
ポンプを用いた代替
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 こと か ら，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，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた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。

添付 2.1.3-11

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による格納容器
減圧及び除熱操作（サプレッション・チェン バ側 ）

格 納容 器 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 格 納容 器圧 力 を継 続監 視し て おり ，格 納
容器 ベン ト の操 作実 施基 準（格 納容 器 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 ，当 直運 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 】
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，異 なる 当直 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 ，75 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

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 こと か ら ，75 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 間は 遅くなる可能性がある
が，並列 し て実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直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 。

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 ，75 分 程度 操作 開始時間が遅くなる可能性がある。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，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 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 るこ と から ，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
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格 納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.247MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程度 で ある ことか ら，時間 余 裕が ある。
（添 付資 料 2.1.3，
2.1.7，2.6.7）

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，格納容器減圧及び除熱操作を実施し，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，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，移動
時間 を含 め 約 66 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 。

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

目

代替淡水貯
槽への補給
操作

代替淡水貯槽を水源とした注水の開始時点

操作条件

添付 2.1.3-12

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油 操作

代替淡水貯槽への補給開始から 適宜

条件 設定 の考え 方
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 替淡水貯槽が枯渇しない よう に 設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料 給油 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 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ ーへ の 給油 90 分 及 び可 搬型 代 替
注水 中型 ポ ンプ への 給油 20 分） を 考慮 し ても ，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
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

－

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.1.4
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：4,300m３

・西側淡水貯水設備：4,300m ３

2.

水使用パターン①

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事象発生 25 分後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた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常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達後，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた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。

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替大型注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側淡水添付 2.1.4－1

貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生直後から原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象発生約 365
分時点で代替淡水貯槽は枯渇していない。その後，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用い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開始

積算注水量(m ３ )常設低圧代替注水系ポンプを用い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停止

第1図4,300m ３ 到達

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 の水が必要となる。代替淡水貯槽及び
西側淡水貯水設備に合計 8,600m ３ の水を保有することから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.1.4－2

添付資料 2.1.5
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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間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 6.0kL

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
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL※1※2※3

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。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，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 2.1.5-1

添付資料 2.1.6
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
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・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

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

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 ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,566kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設 代替 高圧
電源 装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 容量 （1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 80％ の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.1.6-1

経過 時間 (h)

添付資料 2.1.7
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁開操作を現場にて実施する場合の時間余裕

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 0.31MPa[gage]に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により実施する。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗した場合でも，格納容器圧力が0.62MPa[gage]に到達するまでに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ことで，格納容器の破損を防止することが可能である。
現場操作の時間余裕を把握するため，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停止して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までの格納容器圧力の上昇量及び経過時間からの外挿評価により格納容器圧力が 0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでの時間を確認した。この結果，時間余裕は 5 時間程度確保されており，現場操作に要する
時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
表１

評価条件

操作項目

格納容器圧力（MPa[gage]）

時刻（h）

格納容器冷却停止

約 0.247

約 27

格納容器除熱実施

約 0.310約 28

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

0.6

33h
28h

0.4

(MPa[gage])

0.2

27h
0
0

12

24

36

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

図１

外挿評価のイメージ図

添付 2.1.7-1

48

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.2.1

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「高圧注水・減圧機能喪失」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＋原子炉減圧失敗」，②「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」及
び③「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」
である。

(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「高圧注水・減圧機能喪失」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，高圧注水機能が喪失するとともに，原子炉減圧機能（自動減圧機能）も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。
本事故シーケンスグループは，低圧注水機能は維持されるが高圧注水機能が喪失するとともに原子炉が高圧のまま減圧できないため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，重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧注水機能又は原子炉減圧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。高圧注水・減圧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
2.2-1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，代表として原子炉減圧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，代替の原子炉自動減圧機
能により原子炉を減圧し低圧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「高圧注水・減圧機能喪失」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炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段並びに過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。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，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
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 2.2−1 図に，対応手順の概要を第 2.2−2 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 2.2−1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）10 名である。
2.2-2

災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 4 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.2-3 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，災害対策要員（初動）10 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
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。）が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラム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し，逃がし安全弁（安全弁機能）
により原子炉圧力が制御されるとともに，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判断に必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
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高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，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。なお，高2.2-3

圧代替注水系による原子炉注水は，解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。
ｄ．高圧注水機能の回復操作
高圧注水機能の回復操作を実施する。
ｅ．低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号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）3 系統が自動起動する。
低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧炉心スプレイ系吐出圧力等である。
外部電源が喪失している場合は，非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
ｆ．原子炉自動減圧の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号発信の 10 分後，かつ低圧炉心ス
プレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確立されている
場合，過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁が自動開放することで原子炉が減圧される。
原子炉自動減圧の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
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，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
2.2-4

ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
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（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力，残留熱除去系
ポンプ吐出圧力等である。
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達し，かつ低圧炉心スプレ
イ系により原子炉水位が維持可能であることを確認した後，残留熱除去
系（低圧注水系）を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に機能を切り替えることでサプレッション・プール水の除熱操作を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作に必要な計装設備は，サプレッション・プール
水温度等である。
ｉ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に実施し，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
2.2-5

により継続的に実施する。

2.2.2

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）を起因事象とする「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」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，サプレッション・プール冷却が重要現象となる。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，燃料被覆管
温度が高温となる領域において，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をＳＡ
ＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
2.2-6

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 2.2−2 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
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，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，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却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)

主蒸気隔離弁2.2-7

主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

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。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（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，過渡時自動減圧機能は，
原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後に作動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁により原子炉を自動で減圧するものとし，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。

(e)

低圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜1,561m３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜1.99MPa[dif]※ において）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す
る。
※

(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

残留熱除去系（低圧注水系）
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で 3 系統が自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，1 台当たり最小流2.2-8量特性（注水流量：0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]）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，低圧炉心スプレイ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。
(g)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
自動起動した残留熱除去系（低圧注水系）のうち，1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に切り替えるものとする。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）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。
(a)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作は，原子炉水位の制御範囲（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）及び切替えに要する時間を考慮し，原子炉水位高（レベル８）設定点到達の 5 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンス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 2.2−4 図から第 2.2−8 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，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
2.2-9

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 2.2−9 図から第 2.2−14 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 2.2−15 図から第 2.2−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

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。
事象発生の約 21 分後に原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）
設定点に到達すると，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動するとともに，過渡時自動減圧機能の作動タイマーが作動し，この 10 分後，事象発生の約 31 分後に過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁が自動開放する。原子炉減圧が開始されると，逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって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炉心スプレイ系等による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回
2.2-10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，低圧炉心スプレイ系等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。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，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，炉心が再冠水した以降は，残留熱除去系による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。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.2−9 図に示すとおり，低圧炉心スプレイ系等
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 41 分後に最高温度の約 711℃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，高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％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.2−4 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 8.09MPa[gage]以
2.2-11

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 2.2−15 図に示すとおり，原子炉圧力容器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，事象発生の約 41 分後にサプレッション・プール水の除熱操作を実施することにより上昇が抑制され，崩壊熱が残留熱除去系の除熱能力を下回った以降に低下傾向となる。このため，格納容器バウン
ダ リ に か か る 圧 力 は ， 事 象 発 生 の 約 17 時 間 後 に 最 高 値 の 約
0.04MPa[gage] と な り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。
格納容器雰囲気温度は，第 2.2−16 図に示すとおり，事象発生の約 128
時間後に最高値の約 90℃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 200℃を下回る。
第 2.2−5 図に示すように，低圧炉心スプレイ系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，炉心冷却が維持される。また，第 2.2−15 図及び第 2.2−16 図に示すように，残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.2.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
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）の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.2-12

2.2.3

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では，高圧注水・減圧機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動した後に過渡時自動減圧機能により原子炉が自動減圧し炉心を冷却すること並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱操作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として，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プ
ール水の除熱操作とする。
(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実施する重要現象

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，それらの不確かさの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最大 50℃程
度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，事象初期の原子炉注水は
低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉
自動減圧により確保され，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。
2.2-13

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酸化反応に伴う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めに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低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，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おり，また，格納容器圧力及び雰囲気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。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，その差異は小さく，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。
（添付資料 2.2.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
2.2-14

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酸化反応に伴う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。
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。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。
（添付資料 2.2.2）(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
2.2-15

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 2.2−2 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。解析条件の設定に当たっては，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 33kW／m〜約 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，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，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おおむね小さくなるため，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，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉
自動減圧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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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。
2.2-16

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，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，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ている。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電されることで低圧炉心スプ
レイ系等の電源は確保されるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）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から，炉心冷却達成後に実施する残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作の開始は早くなる。
（添付資料 2.2.2）(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 33kW／m〜約 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おおむね小さくなるため，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，原子炉水位の低下は
2.2-17緩和され，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，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ている。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。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.2.2）

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。
2.2-18

(a)運転員等操作時間に与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作は，解析上の操作開始時間として原子炉水位高（レベル８）設定点到達（事象発生から約 36 分）から
5 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，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，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，操作開始時間は早くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員が実施することから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作は，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早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなる
ことで格納容器圧力及び雰囲気温度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に対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.2.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
2.2-19

操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール水の除熱操作開始までの時間は事象発生から約 41 分後であり，運転操作が遅れる場合においても，格納容器圧力が常設低圧代替
注水ポンプを用いた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実施基準である 279kPa［gage］に到達するまでの時間は，高圧注水機能が喪失し低圧での代替原子炉注水のために原子炉を減圧することから格納容器への熱負荷の観点では本重要事故シーケンスと同様であり，また低圧注水機能喪失を想定することから残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失も想定するため格納容器圧力の上昇が継続する「2.1

高圧・低圧注水機能喪失」に示すとおり事象発生から約 14 時間後であり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.2.2）

(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。

2.2.4

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「高圧注水・減圧機能喪失」において重大事故
2.2-20等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.2.1(3)に示すとおり 10 名であり，「 6.2

炉心損傷防止対策」

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（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」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

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の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
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
2.2-21

（添付資料 2.2.4）

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，必要負荷に対しての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938kW であるが，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 2.2.5）

2.2.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」では，高圧注水機能及び減圧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「高圧注水・減圧機能喪失」
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炉心スプレイ系
及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段並びに過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。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，残留熱除去系
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「高圧注水・減圧機能喪失」の重要事故シーケン
2.2-22

ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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。
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。
重大事故等対策に必要な要員は，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， 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「高圧注水・減圧機能喪失」において，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱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性であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に対して有効である。

2.2-23

第 2.2−1 表
操作及び確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

−

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）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。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・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。

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）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

2.2-24

原子炉スクラムの確認

高圧代替注水系の起動操作

高圧注水機能の回復操作

・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の回復操作を実施する。
＊

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 ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原 子炉水位（ＳＡ広帯 域， ＳＡ燃料域）
高 圧炉心スプレイ系系 統流 量＊

原 子炉隔離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

高圧代替注水系
サプレッション・
プール ＊
−

−

高圧代替注水系系統流量−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−1 表
操作及び確認
低圧炉心スプレイ系等の自動
起動の確認

原子炉自動減圧の確認

2.2-25
原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）

高圧注水・減圧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
低圧炉心スプレイ系＊
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
サプレッション・
プール ＊・原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到 過渡時自動減圧機
達の 10 分後に過渡時自動減圧機能が作動す 能ることにより逃がし安全弁（自動減圧機能） 逃がし安全弁（自動減圧機能）
2 弁が自動開放したことを確認する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場 非常用窒素供給系
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認 高圧窒素ボンベ ＊する。

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル１）設定点に到達した時点で低圧炉心ス
プレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）
が自動起動したことを確認する。
・外部電源が喪失している場合には，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力 ＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧
力＊−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ） ＊格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力 ＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧
力＊

・原子炉減圧により低圧炉心スプレイ系及び 低圧炉心スプレイ−
残留熱除去系（低圧注水系）からの原子炉 系 ＊注水が開始され，原子炉水位が回復したこ 残留熱除去系（低圧注水系） ＊とを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位低（レベ 非常用ディーゼルル３）設定点から原子炉水位高（レベル８） 発電機 ＊軽油貯蔵タンク
設定点の間に維持する。
サプレッション・
プール ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−1 表
操作及び確認
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール水の除熱操作

使用済燃料プールの冷却操作

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達し，かつ低圧炉心スプレイ系により原子炉水位が維持可能であることを確認する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール水の除熱操作を開始する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊非常用ディーゼル
発電機 ＊
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
−
サプレッション・プール水
温度 ＊
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

2.2-26

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（1／5）

初期条件

2.2-27目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

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

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

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）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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

第 2.2−2 表
項

目

初期条件

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
ベント管真空破壊装置
作動差圧

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（2／5）

主要解析条件

条件設定の考え方

5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
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

32℃
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

事故条件

2.2-28

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
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源あり

設計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，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプ
トリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（3／5）

2.2-29

重大事故等対策に関連する機器条件

目

主要解析条件

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）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定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）信号で全台トリップ

設計値を設定逃がし安全弁（原子炉圧力制御）
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（原子炉減圧時）逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁を開放することによる原子炉減圧
作動時間：原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
（7弁）

2000

蒸
1500

流
量

1000

（t/h）

（2弁）
500

0
0

2

4

6

原 子 炉 圧 力（MPa[abs]）8

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

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

2500

気

条件設定の考え方10

第 2.2−2 表
項目

2.2-30

重大 事故等 対策 に関連する 機器 条件

低圧炉心スプレイ系

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（4／5）（
主要解析条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
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
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持の範囲に維持条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性・注水流量：0m ３ ／h〜1,561m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[
MPa[dif]〜1.99MPa[dif]残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し 3 系統で注水
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，低圧炉心スプレイ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

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性（1 台当たり）・注水流量：0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[
MPa[dif]〜1.55MPa[dif]残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温（サプレッション・プール水温
度 32℃において）℃において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.2−2 表項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（5／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位高（レベル８）設定点到達から 5 分後運転手順に基づき，原子炉水位の制御範囲（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）を踏
まえ，原子炉注水による炉心冷却達成後の操作として，運転モードの切替えに要する時間を考慮して設定

2.2-31

凡例
非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

Ｇ

過渡時自動減圧機能

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-32

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

→
緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）→←
残留熱除去系ポンプ（Ａ）

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

※2

→

※1

→

※2

※1 海へ

残留熱除去系
海水ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

←

高所東側
接続口

↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→

※1

→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水段階）

凡例
非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

Ｇ

過渡時自動減圧機能

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-33

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

→

※1

→

※2

※1 海へ

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）←↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→
残留熱除去系
海水ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

高所東側
接続口

→

←

※1

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→
→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

凡(解析 上 の時刻)
(0秒)

例
：操 作・ 確 認（ 当直 運転 員 ）給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：当 直運 転 員と 重大 事故 等 対応 要員（現 場） の 共同 作業

原子炉スクラムの確認(約20秒)※１

高圧注水機能喪失の確認 ※ ２(約21分)

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）による原 子炉 圧 力制 御の 確認 ※ ２

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 作原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達

高圧 注水 機 能の回復 操作

過渡 時自 動 減圧 機能 のリセ ット 確 認 ※ ３

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動の確認 ※ ４Ａ(約31分)

過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧（逃がし安全弁（自動減圧機能）
2弁自動開放）低圧 注水 機 能以 外に よる 原 子炉 注水 操 作・常 設低 圧 代替 注水 系ポ ン プを 用い た 低 圧代 替注 水系（ 常設 ） によ る原 子炉 注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）の 原子 炉注 水 操作

原子炉自動減圧の確認(約34分)

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※５※１

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 。

※２

中 央 制 御 室 に て ， 機 器 ラ ン プ 表 示 ， 警 報 ， ポ ン プ 吐 出 圧 力 ， 系 統 流 量 ， 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ）， 原 子
炉圧 力等 に て確 認す る。

※３

過 渡 時自 動減 圧機 能の 10 分 間タ イマ ー作 動 中に 高圧 代替 注 水系 の起 動 又 は高 圧注 水 機能 の回 復に 成
功し，原 子炉 水位 異 常低 下（ レベ ル１ ）設定 点以 上 に回 復し た場 合 は，タ イ マー がリ セッ ト され たことを 警報 復 帰に より 確認 す る。

※４

中 央 制御 室に て機 器 ラン プ表 示 ， 警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力等 に て確 認す る 。

※５

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 。

※６

炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る （燃 料損 傷 が確 認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 へ 移行）。
・格 納 容器 雰囲 気放 射 線モ ニタ ガ ンマ 線 線量 率が 設 計基 準事 故（原 子炉 冷 却材 喪 失）相 当の 10 倍以上な お ， 格 納容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ（ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モニ タ （ Ｓ ／ Ｃ ）に よ る 炉
心損 傷発 生 の判 断が でき な い場 合は ， 原 子炉 圧力 容 器温 度に より 判 断す る。

※７

原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の減圧沸騰により原子炉水位の指示値の信頼性 が損 な われ るお それ が ある ため ， 原 子炉 水位 不 明で ない こと を 確認 する 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 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 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原 子炉 水 位の 指示 値の 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※８

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 圧力との 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 。

※９

低 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 ）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。

Ⅰ
炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※６

原子炉水位不明
でないことの確認 ※７
水位不明ではない

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

原子 炉満 水 操作 ※８

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に
回復

※１ ０

サ プレ ッシ ョン・プ ール 水温 度 が 32℃ に 到達 し，か つ 低圧 炉心 ス プレ イ 系に より 原 子炉 水位 が維 持
可能 であ る こと を確 認し ，残留 熱除 去系（低 圧注 水系 ）から 残留 熱除 去 系（ サプ レッ ショ ン・プ ー
ル冷 却系 ）に 切 り換 える 。解 析 上は ，原 子炉 水位 が 原子 炉水 位高（ レベ ル８ ）設 定点 に到 達 した 時
点で 切替 操 作を 開始 し，この 5 分 後 にサ プ レッ ショ ン・プー ル 水の 除熱 を開 始 する 想 定と して い る。

※１ １

サ プレ ッシ ョン ・ プー ル水 の 除 熱操 作の 開 始時 間は ，Ｍ Ａ ＡＰ 解析 に 基 づく もの で ある 。

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系） ※ ９

Ａ(約41分 ※ １ １ )

残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作 ※ １ ０【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る 原子 炉注 水が 実施 可能 で ある。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難である が ，プ ラン ト 状況 によ っ ては ，代替 循環 冷却 系 ，制 御 棒駆 動水 圧 系 ，ほ う酸 水注 入系 ，消火 系，
補給 水系 及 び可 搬型 代替 注 水中 型ポ ン プ を用 いた 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。

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格 納容
器除熱を継続する。また，機能喪失している設備 の 復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷 却 系）に切り替え，冷温停止状態とする。

第 2.2−2 図

高圧注水・減圧機能喪失の対応手順の概要

2.2-34

高圧 注 水・ 減圧 機 能 喪失

経 過時 間0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

30

約20秒

1人

当直運転員
(中央制御室)

災害対策要員
（指揮者等）
当直運転員
(現場)

4人

70

80

90
分

25
時間

備 考

プラ ント 状 況判 断

中央監視
運転操作指揮約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達
約31分

運転操作指揮補佐

過 渡時 自動 減圧 機 能自 動作 動

約34分
指揮者等

60

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

操作の内容
当直副発電長50

原子 炉ス ク ラム

操作項目
補佐

40

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

初動での指揮発電所内外連絡原 子炉 水位 燃料 有 効長 頂部 到 達
約41分

残 留熱 除去 系（ サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 冷 却系 ）へ の移 行

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認●外部電源喪失の確認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●給水流量全喪失の確認
−

−

10 分

●再循環ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●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

高圧注水機能喪失の確認【 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
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

● 常設代 替高 圧電 源装 置2台 の起 動操作 及び緊急 用母 線の 受電操
作

4分

中央制御室からの高圧代替注水系起動操作【 1人 】
A−−●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

高圧注水機能の回
復操作

−

2人
C，D

−

● 高圧 注水 機 能の 回 復操 作， 失 敗原 因 調 査

低圧注水機能の自
動起動確認

【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）の自動起
動確認

原子炉自動減圧の
確認

【1人】
A

−

−

● 逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）2弁の 自 動開 放 確認

原子炉水位の調整
操作(低圧炉心ス
プレイ系)

【1 人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱操作

外部電源がない場合に実施する

解析上考慮しない

4分
適宜 実施
適宜 確認
適宜 確認
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

●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系 （サプレッション・プール冷却系）への切替操作（1系列）
【1人】
B

−

−

4分

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系 ）によるサプレ
ッション・プール水の除熱状態の監視

【1人】
A

−

2人
A,B

−
●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

2人
C，D

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計手順 上は 原子炉 水位燃料
有効 長頂 部回復 で実施するが，解析上は原子炉水位
高（レベ ル８） 到達から5
分後に開始

適宜 確認

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プー ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない

0人

第 2.2−3 図

高圧注水・減圧機能喪失時の作業と所要時間

2.2-35

解析上考慮 しない
25時間後ま でに実施 する

過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）

10
逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
低圧炉心スプレイ系の注水開始に伴い，炉心での蒸気発生量が増加し，原子炉圧力がわずかに上昇

主蒸気隔離弁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）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−4 図

原子炉圧力の推移

自動減圧（約 31 分）に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上昇

原子炉減圧に伴う蒸気

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）

流出による水位低下
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
低圧注水系等の注水による水位上昇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）

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水 された未 飽和水に 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）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.2-365000
原子炉水位高（レベル８）設定点到達による注水停止

4000

注水流量

注水流量

残留熱除去系（低圧注水系）
3 系列による注水

3000３／h) 2000/h）（m3(m低圧炉心スプレイ系
による注水

1000

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000
過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）1500

原 子 炉 水 位 が 主蒸 気 管 の
高 さ に 到 達 し ，逃 が し 安
全弁から冷却材が流出

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

（t/h）
(t／h)
1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.2-37500
過渡時自動減圧機能作動（2 弁）による水量減少（約 31 分）

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)

原子炉水位高（レベル８）
設定点到達による注水停止

400
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

100
低圧炉心スプレイ系による原子炉
注水の開始による水量回復

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−8 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 711℃，約 41 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 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の低下（約 31 分）

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）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.2-38

1.0E+6
蒸気冷却

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
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）

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･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）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−10 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

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

0.6

（−）
(−)
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

低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−11 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

2.2-391.2
低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇

0.6

（−）
(−)
低圧炉心スプレイ系の注水によるボイド率の低下

0.4

0.2
原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇（約 31 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.2-40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)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

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

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

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)

応

ベストフィット曲線

力
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 2.2−14 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

2.2-41

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

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇

0.4

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制(MPa[gage])(MPa[gage])

最大圧力：約 0.04MPa［gage］（約 17 時間）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−15 図

格納容器圧力の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

200

原子炉減圧に伴い原子炉内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，圧力容器外表面の温度も低下する
ことで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

(℃)

(℃)

100

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度上昇の抑制

最高温度：約 90℃（約 128 時間）

0
0

24

48

72

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 2.2−16 図

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

格納容器雰囲気温度の推移

2.2-42168

20

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
原子炉減圧に伴い，蒸気が流入するため水位が上昇

10ー

サプレッシ ョン・ プール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ベントライン（約 15m）
15

ル
水
位

5

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による温度上昇の抑制ー

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

最高温度：約 76℃（約 6 時間）

100

（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.2-43168

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）

高圧注水・減圧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，低圧炉心スプレイ系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 1 時間後に残留熱除去系による格納容器除熱 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 1 50℃ 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。
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，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.2.1-1

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）

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

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

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 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 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 。
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 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 最大 50℃ 程度
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 低圧 炉 心ス プ レイ 系等 の 自動 起動 及 び過 渡時 自 動減 圧
機能 に よる 原子 炉 自動 減 圧に 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 。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 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 高め に評 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 は低 圧 炉心 スプ レ イ系 等の 自 動起 動及 び 過渡 時
自動 減 圧機 能に よ る原 子 炉自 動減 圧 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。
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 711℃ で あり ， 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。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う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 。

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 711℃ であ り，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 2.2.2

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）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果原子炉圧力容器

添付 2.2.2-2

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

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

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，
LPCS スプレ イの 影 響に よ り 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 等 の 注 水 開 始 タ
イミ ング を 早 め る 可 能 性 が あ る が ， こ の 場 合 でも解 析コ ー ド は 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し て おり， 評価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 対 し て は 保 守的な結果を 与え 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 で 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 711℃ 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。また，低圧炉心スプレイ系に期待する場合，原子炉圧力の評価において，解析コ
ード 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，低圧注水系等の注水開始タイミングを早める可能性があるが，この場合でも解析コードは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 。

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 。

第 1-2 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（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「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 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）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 。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）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。
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 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， 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 お り， また ， 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 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 。
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 く， 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，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。
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。

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ 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 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.2.2-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝
達

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

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 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
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〜約 ＋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 2.2.2-4

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

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 kW／ m〜
約 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 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 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 い 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 ， 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 り，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響は 小 さ 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 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 の 上 昇 が緩
和 さ れ る が ， 事 象 初 期の 原 子 炉 注 水 は 低 圧 炉 心 ス プ レイ
系 等 の 自 動 起 動 及 び 過渡 時 自 動 減 圧 機 能 に よ る 原 子 炉自動 減 圧 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。

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 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。
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 さい 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。
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 るり ，
炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無 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。
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。

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

添付 2.2.2-5

初期条件

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

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

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 お おむ
ね 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
は 遅 く な り ， 燃 料 被 覆管 温 度 の 上 昇 は 緩 和 さ れ る が ，事
象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起動
及 び 過 渡 時 自 動 減 圧 機能 に よ る 原 子 炉 自 動 減 圧 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 ， 同 様 に 格 納容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 並 び にサ
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 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。
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 が ， こ れ ら の パ ラメ ー タ 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 。
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 ，格 納 容 器 圧 力 が 上 昇 し 格 納 容 器ス
プ レ イ を 実 施 し た 場 合， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は 飽和
温 度 と な り ， 初 期 温 度の ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与 え る 影響
は 小 さ い こ と か ら ， 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 り ， 事 象 進 展 に 影 響 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崩壊熱よりもおおむ
ね小 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 下は 緩和 さ れる。また，同 様に 格
納容 器圧 力 及び 雰囲 気温 度 並び にサ 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 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 が大きく なる 。

最確 条件

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 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
ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 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 ）

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

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 の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに 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 い 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，格納 容 器圧 力が 上 昇し 格納 容器 ス プレ
イを 実施 し た場 合，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気温 度は 飽和 温 度となり ，初 期温 度 のゆ らぎ が 事象 進展 に 与え る影 響は 小 さい
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 条件 は 最確 条件 と同 等 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。
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 の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ 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 いこ 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 。

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

初期条件

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 ）

添付 2.2.2-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 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）

燃料 の容量

約 1,010kL

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

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 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
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 が ， 格 納容器 圧 力 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 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 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おおむね低く 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 。

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 ）（設 計値 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タンク ）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
設計 値を 設 定

軽油貯蔵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。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。

−

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

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
減圧機能喪失−重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.2.2-7

外部 電源

外部電源あり−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）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）主蒸 気隔 離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号
で閉止

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

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 な い 場 合 でも ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ーゼ
ル 発 電 機 等 か ら 自 動 的に 受 電 さ れ る こ と で 低 圧 炉 心 スプ
レ イ 系 等 の 電 源 は 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。

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。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 条件 と 最確 条件 は同 様 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 条件 と 最確 条件 は同 様 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 条件 と 最確 条件 は同 様 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。

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 ，原
子炉減圧機能として自動減圧系の機能 喪失 を 設定
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信 号に て発 生 し，再循 環 ポ
ンプ トリ ッ プは ，原子 炉水 位異 常 低下（ レベ ル ２）信 号に て発 信す る ため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉 心の 冷却 の 観点 で厳 しく な る
外部 電源 あ りを 設定
設計 値を 設 定

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
解析条件

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／h／個〜
410.6t／h／個
逃が し安 全弁

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.2.2-8

低圧 炉心
スプ レイ系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

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

（原子炉自動減圧時）（原子炉 自 動減 圧時 ）過渡時自動減圧機能
過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁
により逃がし安全弁（過渡時自動減圧機（過渡時自動減圧機能）2 弁を自動開放す能）2 弁 を自 動 開放 することで原子炉を減ることで原子炉を減圧
圧
原子炉水位異常低下
原子炉水位異常低下（レベル １）信 号に て（レベル１）信号にて
自動起動
自動起動
最小流量特性・注水流 量 ：・注水流量：
0m ３ ／h〜1,561m ３ ／h
0m ３ ／ h 〜 1,561m ３ ／ h
以上
・注水圧力：
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜0MPa[dif]〜
1.99MPa[dif]1.99MPa[dif]原子炉水位異常低下
原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて（レベル １）信 号に て
3 系統自動起動
3 系統 自動 起動
最小流量特性・注水流 量 ：・注水流量：
0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h
以上
・注水圧 力 ：・注水圧力：
0MPa[dif]〜0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]1.55MPa[dif]熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

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
なお ，安 全弁 機能 は 逃が し弁 機 能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子 炉減 圧操 作 時に 原子 炉 圧力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事象 発生 初 期において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
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 り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，事象 発生 初期 に おいて高圧注水機能が喪失し低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去 系（ 低圧 注 水系 ）に よ る原 子炉 注 水を 実施 する こ とから，逃が し弁 機 能に 期待 し た場 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 。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ り ， 事 象 進 展 に 影 響 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 条件 は 最確 条件 と同 等 であ り，事 象進 展に 影響 は 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。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 計基 準事 故 の解 析で 用 いる
最小 流量 特 性を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し た 注 水 流量
よ り も お お む ね 大 き くな り ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の回 復 が 早 く な る こ と から ， 炉 心 冷 却 達 成 後 に 実 施 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 の開始は 早く な る。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 した 注水 流 量よりも おお む ね大 きく なり ，注水 開始 後 の原 子炉 水位 の 回復
が早 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。
また，本 事故 シー ケ ンス では ，実 挙動 を考 慮し，低 圧炉 心
スプ レイ 系 及び 残留 熱除 去 系（ 低圧 注水 系）3 系 統 によ る
原子 炉注 水 に期 待し た評 価 を実 施し て い るが ，注 水開 始 タ
イミ ング 及 びが 遅く なる 残 留熱 除去 系（ 低圧 注水 系）1 系
統を 想定 し た場 合で も，評 価項 目を 満 足す るこ とを 確 認してい る。
（添 付資 料 2.2.3）

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 海 水 温 度 が お お む ね 低 め とな
り 除 熱 性 能 が 向 上 す るた め ， 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 る が ， 残 留 熱 除去
系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 冷 却 系 ） に よ る 格 納 容 器除熱 後 に こ れ ら の パ ラ メー タ 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 。

最確 条件 と した 場合 には ，海水 温度 が おお むね 低め と なり
除熱 性能 が 向上 する ため ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲気 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

熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水 温 度 32 ℃ 以 下 に お
いて）

第3表
項

目

操作条件

添付 2.2.2-9

残留熱除去
系（サ プレ ッ
ショ ン・プ ール冷 却系）によるサプレ
ッシ ョン・プール水の除熱操 作

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

解析上の操作開始条件

原子炉水位
が原子炉水
位高（レベル８）設定点到達から 5 分後

条件設定の
考え方

残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）への切替操作は，原子炉
水位の制御範囲（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）及び切替えに要する時間を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 原 子炉 水位 を 継続 監視 して い るた め，認知に 大幅 な 遅れ が生 じる こ とは 考え に く い 。さ らに ，当直 運 転員 の認 知 を助 け
るた めに 原 子炉 水位 の上 昇 に伴 い複 数 の 警報 が消 灯 又は 点灯 する 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 ，当 直運 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 】
残留 熱除 去 系の 低圧 注水 モ ード から サ プ レッ ショ ン・プー ル 冷却 モー ド への 切
換え 操作 と して 余裕 時間 を 含めて 4 分 を 設定 して い る。中 央 制御 室の 制 御盤 のスイ 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 は十 分に 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 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 当直 運 転員 が実施 する 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 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，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

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
間が早くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員が実施することから，この 他の 操 作に 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 早くなる可能性がある
が，この 場 合に は，格
納容器除熱の開始が早くなることで格納
容器圧力及び雰囲気
温度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
に対する余裕は大き
くな る。

残留 熱除 去 系（ サプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却系）によ る サプ レッ ション・プ ー ル水 の除 熱操作開始までの時間
は 事 象 発 生 か ら 約 41
分後 であ り ，運 転操 作が遅れる場合においても ，格 納 容器 圧力 が
常設低圧代替注水ポンプを用いた代替格
納容器スプレイの実
施 基 準 で あ る 279kPa［gage］に 到達 する ま
での 時間 は ，高 圧注 水機能が喪失し低圧での代替原子炉注水のために原子炉を減圧することから格納容器への熱負荷の観点では本重要事故シーケン スと 同 様で あり ，
また ，低 圧 注水 機能 喪失を想定することから残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失も想定するため格
納容器圧力の上昇が継 続 す る 「 2.1
高圧・低圧注水機能喪失」に示 す とお り事 象
発生 から 約 14 時間 後
であ り，準 備時 間が 確
保で きる こ とか ら，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。
残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）への切替操作は所要時間
を 4 分想 定 して いるところ，訓練実
績で は 約 4 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 。

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

1.

はじめに
高圧注水・減圧機能喪失は，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 。） 発 生 後 ， 高 圧 注 水 機 能 が 喪
失 し ，か つ ，原 子 炉 減 圧 機 能 が 機 能 喪 失 す る 事 故 シ ー ケ ン ス で あ る 。
本事故シーケンスにおいては，低圧非常用炉心冷却系（以下「低圧Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 」 と い う 。） は 健 全 で あ り ， 自 動 起 動 す る こ と を 想 定 し て いることから，実機挙動を考慮し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去 系（ 低 圧 注 水 系 ）3 系 統 に よ る 原 子 炉 注 水 に 期 待 し た 評 価 を 実 施 している。
な お ，残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 に よ る 原 子 炉 注 水 を 想 定
した場合でも，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧 機 能 ）2 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 に よ り 評 価 項 目 を 満 足 す る こ と を 以 下のとおり確認している。

2.

残留熱除去系（低圧注水系）1 系統に期待した場合の解析結果
残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 に よ り 原 子 炉 注 水 を 実 施 し た 場

合の解析結果を，第１表及び第 1 図から第 4 図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）は，低圧炉心スプレイ系と比較して吐出圧力が低く，原子炉減圧後の注水開始タイミングが遅くなること に よ り ，燃 料 被 覆 管 の 最 高 温 度 は 約 821℃ と な る が ，こ の 場 合 で も評価項目を満足することを確認した。

添付 2.2.3-1

第 1表

解析結果

感度解析ケース

ベースケース

低圧ＥＣＣＳ作動数

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）× 1

残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） ×3
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ×1

約 821℃（燃料被覆管の破裂なし）

約 711℃（燃料被覆管の破裂なし）

解析結果

解析ケース

燃料被覆管温度10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（ 最 大 値 ： 約 7.79MPa[gage]）
過渡時自動減圧回路作動による自動減圧

8

原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉鎖
による圧力上昇(MPa[abs]) 4
MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 1図

原子炉圧力の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-2

自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

原子炉減圧による蒸気

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

流出により水位低下

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

低圧注水系の注水による水位上昇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）(m)

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）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2図

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）の 推 移（ 感 度 解 析 ケ ー ス ）

1200

1000

燃料被覆管温度）(℃ )燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 発 生 （ 約 821℃ ， 約 43 分 ）（ 発 熱 部 10 分 割 中 ， 下 か ら 7 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

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下原子炉減圧による飽和温度の低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 3図

燃料被覆管温度の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-3

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)

円 周 方 向 の 応 力

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)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)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
平均値−２σ曲線
２( N ／ m m2 )(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 4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

添付 2.2.3-4

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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間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

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※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 緊急用母線の電源を，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 2.2.4-1

添付資料 2.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（高圧注水・減圧機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷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

約 120
約 84
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689

約 394

約1,376約908

約1,017約938

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 ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

③

最大 負荷 容 量
約1,376kW

④

1,000

②
①

0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.2.5-1

経過 時間 (h)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）

2.3.1.1(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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」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「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」及び②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣ
Ｓ失敗（ＲＣＩＣ成功）」である。

(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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」は，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事
故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失することで，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。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，直流電源の枯渇により蒸気駆動の原子炉注水機能も喪失することで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には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等
対処設備並びに交流動力電源を必要としない重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
2.3.1-1

以上により，本事故シーケンスグループでは，一定期間の蓄電池からの給電を確保し蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉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。
また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」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，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧
電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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 2.3.1−1 図に，対応手順の概要を第 2.3.1−2 図に示すとともに，重大事故等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 2.3.1−1 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，必要
2.3.1-2

な要員は災害対策要員（初動）24 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 13 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名並びに可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の現場系統構成及び流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.1−3 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，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環ポンプが停止した
ことを確認する。
原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認に必要な計装設備は，
平均出力領域計装，原子炉圧力等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却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が自動起動したことを確認する。
2.3.1-3

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，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（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成操作を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。
2.3.1-4

ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
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，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。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。また，原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
2.3.1-5

ポンプに燃料給油を実施する。
ｊ．直流電源の負荷切離操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間
後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全交流動力電源喪失に伴い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。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である
171℃に近接した場合は，現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水操作を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
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Ｍ／Ｃ電圧である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
2.3.1-6

電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，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介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｏ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水操作及び冷却操作を実施する。

2.3.1-7

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水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ことで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。

2.3.1.2(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，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能が喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ
失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」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，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。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
2.3.1-8

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，燃料被覆管温度が高温となる領域において，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をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価する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 2.3.1−2 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(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

2.3.1-9

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
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環ポンプ
再循環ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（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，逃がし
安全弁（自動減圧機能）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。
（添付資料 2.3.1.1）(e)

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 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。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する。また，
原子炉減圧時の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系
2.3.1-10

（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧と同時に注水を停止する。
(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用 母 線 の 受 電 が 完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h（0MPa[dif] ※ 〜1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。なお，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）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
※(g)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[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，50m ３ ／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）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，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。

(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達
2.3.1-11

した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）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。
(a)

交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
2.3.1-12

準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。なお，全交流動力電
源喪失時のサプレッション・プール水温度が継続して上昇する状況
において，少なくとも事象発生から 8 時間後まではサプレッション・プールを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が継続可能であることを確認している。
(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施
する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンス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 2.3.1−4 図から第 2.3.1−8 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，高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 2.3.1−9 図から第 2.3.1−14 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
2.3.1-13水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.1−15 図から第2.3.1−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプの停止が発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施することにより，24 時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給可能である。
（添付資料 2.3.1.2）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の起動準備操作が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動による原子炉減圧操作を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が一時的に低下するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，炉心の冷却は維持される。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。
（添付資料 2.3.1.3）
2.3.1-14

事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内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徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を開始し，事象発生の 24 時間
後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，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。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.1−9 図に示すとおり，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作により原子炉水位が回復するまでの間に一時的に上昇するが，初期値（約 309℃）
以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆
管の最高温度は，高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％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.1−4 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 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原2.3.1-15

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 8.46MPa[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 2.3.1−15 図に示すとおり，全交流動力電源喪失に伴い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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の
約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰
囲気温度は，第 2.3.1−16 図に示すとおり，事象発生の約 23 時間後に最高値の約 141℃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 200℃を下回る。
第 2.3.1−5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系及び可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。
また，第 2.3.1−15 図及び第 2.3.1−16 図に示すように，事象発生の約
24 時間後に，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.1.4）
2.3.1-16

安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
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)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.1.3

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では，全交流動力電源の喪失後，原子炉隔離時冷却系が設計基準事故対処設備として期待する期間を超えることで蓄電池の枯渇により機能喪失し原子炉注水機能が喪失する。また，全交流動力電源喪失に伴い，崩壊熱除去機能も喪失する。このため，直流電源の負荷切離操作を実施すること，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施すること，可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉注水及び格納容器冷却を実施すること並びに交流動力電源の復旧後に残留熱除去系による原子炉注水及び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として，直流電源の負荷切離操作，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水操作），可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
2.3.1-17

イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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実施する重要現象
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，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
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最大 50℃程
度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，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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酸化反応に伴う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めに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
2.3.1-18

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ことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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，その差異は小さいことから，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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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 2.3.1.5）

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。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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酸化反応に伴う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
2.3.1-19

対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される
本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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。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。
（添付資料 2.3.1.5）(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2.3.1−2 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。解析条件の設定に当たっては，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
2.3.1-20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 33kW／m〜約 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，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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おおむね小さくなるため，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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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操作開始の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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね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ことから，運転員等操作時間に与える影響は
2.3.1-21

ない。
（添付資料 2.3.1.5）(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 33kW／m〜約 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。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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おおむね小さくなり，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，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.5）
2.3.1-22

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
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は，解析上の操
作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，認知時間及び移動・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が，その他の操作と並列して操作を実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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 8 時間 1 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
2.3.1-23

でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
間として格納容器圧力 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，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは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。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.1.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作は，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若干早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，所定の時間までに実施することで，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，
2.3.1-24

解析上の注水開始時間は余裕時間を含めて設定されており，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は原子炉隔離時冷却系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）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。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）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
時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気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。
（添付資料 2.3.1.5）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の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
2.3.1-25

余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は事象発生から 1 時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離操作（現場）は事象発生か
ら 8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしており，低圧代替注水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断から 170 分程度であることから，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）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，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポ
ンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電操作が完了する想定としており，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.1.5）

(4)

ま と め
2.3.1-26

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。

2.3.1.4(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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名であり，災害対策要員（初動）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 6 名であり，発電所外から 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)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」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。
（添付資料 2.3.1.6）
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
2.3.1-27

冷却については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m ３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.1.7）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
（添付資料 2.3.1.8）

ｃ．電源

重大事故等対策に必要な負荷は約 4,497kW であるが，常設代替交流電2.3.1-28

源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW 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。
また，蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 2.3.1.9）

2.3.1.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」では，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事故
対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失し，原子炉へ注水する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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備している。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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧
電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を用いた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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」につい
2.3.1-29

て有効性評価を行った。
上記の場合においても，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を用いた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。
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。
重大事故等対策に必要な要員は，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， 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「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作並びに常設代替高圧電源装置からの給電による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を
2.3.1-30

用いた格納容器除熱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「全交流動力電
源喪失（長期ＴＢ）」に対して有効である。

2.3.1-31

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全交流動
力電源喪失の確認

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

2.3.1-32
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（1／4）
手順・外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環ポンプが停止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）設定点に到達した時点で原子炉隔離時
冷却系が自動起動したことを確認する。

常設設備
所内常設直流電源
設備
常設代替直流電源
設備
主蒸気隔離弁 ＊逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

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 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉隔離時冷却 −＊系
原子炉水位（燃料域） ＊サプレッション・
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
プール ＊原子炉水位（ＳＡ燃料域）
所内常設直流電源
原 子炉隔離時冷却系系 統流 量＊
設備
・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 −原子炉水位（広帯域） ＊＊原子炉水位（燃料域） ＊注水が開始され，原子炉水位が回復したこ 系
サプレッション・
原子炉水位（ＳＡ広帯域）とを確認する。
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 プール ＊原 子炉隔離時冷却系系 統流 量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 所 内 常 設 直 流 電 源＊
設備
高（レベル８）設定点の間に維持する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（2／4）
手

順

常設設備
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室 −からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試みる
が，失敗したことを確認し，早期の電源回
復不能を確認する。
電源確保操作対応
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実 −施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪 −用いた低圧代替注水系（可搬失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを型）の起動準備操作
用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備を開始する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 動減圧機能） ＊の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 非 常 用 窒 素 供 給 系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代 高圧窒素ボンベ ＊替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
早期の電源回復不能の確認

2.3.1-33＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

−

可搬型代替注水中型ポンプ−

可搬型代替注水中型ポンプサ プレッション・プー ル水 温度＊
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度 ＊格 納容器雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（可搬型））

2.3.1-34

タンクローリによる燃料給油
操作
直流電源の負荷切離操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容
器冷却操作

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧により可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・以降，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。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・タンクローリにより可搬型代替注水設備用
軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施する。
・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設設備
西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉水位（広帯域） ＊水中型ポンプ 原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替注水系原子炉 注水 流量
原 子炉隔離時冷却系注 水流 量＊

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

所内常設直流電源
設備−−

ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（4／4）
手

順

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・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。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。
・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

2.3.1-35

残留熱除去系（低圧注水系）に
よ る 原 子 炉 注 水 操 作 並 びに 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
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Ｍ／Ｃ電圧−−

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
プール ＊残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除去系海水系系 統流 量

２Ｃ電圧 ＊
２Ｄ電圧 ＊＊

低 圧代替注水系原子炉 注水 流量
サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッション・プー ル水 温
度＊

−

−

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（1／7）

初期条件

2.3.1-36目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

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

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

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９×９燃料（Ａ型）

料

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）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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

第 2.3.1−2 表
項

目

初期条件

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
ベント管真空破壊装置
作動差圧

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（2／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
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

32℃

事故条件

2.3.1-37

3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

設計値を設定外部水源の水温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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機等の機
能喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.1−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.1-38目

主要解析条件

条件設定の考え方

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）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環ポンプ停止を設定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（4／7）
主要解析条件2.3.1-39

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 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

条件設定の考え方
設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）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＞
逃がし安全弁

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

第 2.3.1−2 表目

2.3.1-40

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

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
原子炉減圧時の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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よらず一定の流量にて注水する設計となっている

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
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，原子炉注水停止中に格納容器スプレイを実施
残留熱除去系（低圧注水系）
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜1,676m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（5／7）

流 量 （ m ３ /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

第 2.3.1−2 表目

2.3.1-41

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系（可搬型）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

主要解析条件

条件設定の考え方

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

炉心冷却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（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 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

1.5

原子炉圧力(MPa［dif］)

項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（6／7）

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器圧力及び雰囲気温度の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）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切替え
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

設計値を設定３ ３

スプレイ流量：1.9×10 m ／h
（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（7／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-42

重大事故等対策に関連する操作条件

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

事象発生から 24 時間後

本事故シーケンスの前提条件として設定

直流電源の負荷切離操作

事象発生から 1 時間まで（中央制御室）
事象発生から 8 時間後（現場）

本事故シーケンスの前提条件として設定

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプ 事象発生から 8 時間 1 分後を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱 除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作

実際には，低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点でサプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は原子炉減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原
子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力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

事象発生から 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

凡

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.1-43↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

※1 海へ

①②

残留熱除去 系
海水ポンプ
（Ｂ），（Ｄ）

→

※2

②

←

↑

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）→※3

タン クロ ー リ②
↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替 淡水 貯 槽

復水 貯蔵 タ ンク

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.1-44↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)①②

残留熱除去 系
海水ポンプ
（Ｂ），（Ｄ）

→

※2

②

①②
←

※1 海へ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※3

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口

①②
→

→

※ 2 台使用②↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

例

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.1-45↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

→

※1

※1 海へ

※ 2 台使用

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

※2

↑
海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )→残留熱除去 系
海水ポンプ
（Ｂ），（Ｄ）

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口

※1

※2

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※3

→

←

↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

凡（解析上の時刻）例：操 作・ 確 認（ 運転 員）（0 秒）

全交流動力電源喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ４

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ５

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３（約 3 時間）：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業

再循 環ポ ン プ停 止の 確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２

原子炉スクラム ※ １ 及び全交流動力電源喪失の確認

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

電源 確保 操 作対 応

原子 炉 隔 離 時 冷 却 系 以 外 に よ る 原 子 炉 注 水操作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作（1 時 間）Ⅰ

サプレッション・プール水温度
65℃到達

使用 済燃 料 プー ルの冷 却

直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）以外 によ る
原子 炉注 水 操作・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作

（約 8 時間） 逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ６（8 時 間）直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）Ⅱ
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９
水位不明ではない

水位不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※８

原子炉満 水 操作 ※１０

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

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１１（約 13 時間）

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

格納容器圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又（約 24 時間） は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ２

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作

（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電操 作
可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用 いた 代 替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） 以 外によ る格 納 容器 冷却 操作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作

Ⅳ

可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

Ⅲ

緊急用海水系，代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）による原子炉注水並 びに 残 留熱 除去 系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却系 ）又 は残 留熱除去系（サプレッシ ョン ・ プー ル冷 却 系 ）に よる 格 納容 器除 熱操 作

Ⅴ

代替循環冷却系による格納容器除熱操作，常設低圧代替注水ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作 並び にドラ イウ ェル 内 ガス 冷却 装 置 によ る格 納 容器 除熱 操作

Ⅵ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
残留熱除去系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水を継続す る
ことで，原子炉水 位を維持し， 残留熱除 去系（格納容器 ス
プレイ冷却系）又 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ール冷却系）による 格納容器除熱 を継続す る。また，原子 炉
建屋ガス処理系及 び中央制御室 換気系を 起動し，機能喪 失している設備の復 旧に努めると ともに， 残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とする。

Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆 動） によ る 原子 炉注 水も 実 施可 能で あ る 。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 でき る 設備 が限 ら れ るが ，常 設 代替 高圧 電源 装 置が 使用 で き ない 場合 は 可搬 型代 替低 圧 電源 車に よ り 受電 する 。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆 動） によ る 格納 容器 冷却 も 実施 可能 で あ る。
Ⅴ
緊急 用海 水 系， 代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系の 使 用も 可能 で あ る。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る格 納 容器 除熱 ，常 設低 圧代 替 注水 系ポ ンプ を 用い た代 替 格 納容 器ス プ レイ 冷却 系（ 常設）及 び可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プを用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器 冷 却も 実施 可 能 であ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る消 火系 及 び補 給水 系 に よる 格納 容 器冷 却も 実施 可 能で ある 。
また ，格 納 容器 冷却 等が で きな い場 合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に より 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩和 も 可能 であ る 。

※１
※２
※３
※４
※５

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 。
中央制御室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出圧力 ， 系統 流量 ， 原 子炉 水位 （ 広帯 域），原 子炉 圧力 等 にて 確 認す る。
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 に維 持 する 。
中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した 場 合は ， 速や か に 可搬 型 代 替注 水 中型 ポ ン プを 用 いた 低 圧 代替 注 水 系（ 可 搬型 ） に よる 原 子炉 注 水 の準 備 を 開始 す る。 な お ，可 搬 型代 替 注 水中 型 ポ ンプ を 用い た 低 圧代 替 注
水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 型） には 同 じ可 搬型 代 替 注水 中型 ポ ンプ を用 いる 。
※６ サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール 熱 容量 制限 （原 子炉 が高 圧 の場 合は 65℃ ）に 到達 又 は超 過し た場 合 は， 低圧 で原 子 炉注 水可 能 な 系統 又は 低 圧代 替注 水系 1 系統 以上 起 動 でき た後 に 原子 炉減 圧操 作 を実 施する。また，実際の操作では，原子炉圧力が低下し可搬 型代 替 注 水中 型 ポ ンプ を 用い た 低 圧代 替 注水 系 （ 可搬 型 ） 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 ， 評価 上 は可 搬 型 代替 注 水 中型 ポ ンプ を 用いた低圧代替注水系（可搬型）のみによる水位回復性能を 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 。
※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 によ り格 納 容器 内の 水素 ・ 酸素 濃度 を 確 認す る。
※８ 炉心損傷は，以下により判断する。（炉心損傷が確認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格納容 器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が設計基 準事 故（ 原 子炉 冷却 材 喪 失） 相当 の 10 倍 以 上
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ）に よ る炉 心損 傷 発 生の 判断 が でき ない 場合 は ，原 子炉 圧 力 容器 温度 に より 判断 する 。
※９ 原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の 減 圧沸 騰に よ り 原子 炉水 位 の指 示値 の信 頼 性が 損な わ れ るお それ が ある ため ，原 子 炉水 位不 明 で ない こと を 確認 する 。
原子炉水位不明は，以下のいずれかにより判断する。
・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 水位の計装電源が喪失した場合
・原子炉 水位の指示値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※１０ 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 。
※１１ 可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型） 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 。
※１２ 残留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点に て 残留 熱 除去 系 （ 低圧 注 水 系） に 切り 替 え ，原 子 炉水 位 高 （レ ベ ル ８） 設 定点 に て 残留 熱 除去 系 （ 格納 容 器 スプ レ イ冷 却 系 ）又 は 残留 熱 除 去系 （ サ プレ ッ ショ ン ・ プー ル 冷却系）に切り替える。

第 2.3.1−2 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の対応手順の概要
2.3.1-46

全交 流 動力 電源 喪 失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮1時間

操作項目

直流電源の負荷切離操作（中央 制 御室 ）

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認●外部 電 源喪 失の 確 認状 況判 断

2人
A，B

−

−

10 分

● 再循 環ポ ン プ停 止 の確 認
● 非常用ディーゼル発電機等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（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認

原子炉水 位の調 整
操作（原 子炉隔 離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電 源回復 不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
所内常設 直流電 源
設備によ る非常 用
所内電気 設備へ の給電操作(不要負荷の切離操作）
可搬型代 替注水 中型ポンプ を用い た
低圧代替注水系（可搬型 ）の起 動
準備操作

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−−

●原 子炉 隔 離時 冷却 系 によ る 原 子 炉注 水の 調 整 操 作−−●高 圧炉 心 スプ レイ 系 ディ ー ゼ ル 発電 機の 手 動 起 動 操 作（ 失 敗 ）−−● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 手 動起 動 操 作 （失 敗 ）

−

−

2人
a,b

【1人】
B

−

−

−

−

8人
c〜j

●可 搬 型代 替注 水 中 型ポン プ の 移動， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

1分
2分

●電源回復操作

適宜 実 施●不 要 負荷 の切 離 操 作（中 央 制 御室）

第 2.3.1−3 図

6分

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(1／2)

2.3.1-47

解析 上 考慮 しな い

全交 流 動力 電源 喪 失 （長期 Ｔ Ｂ ）経過 時 間（ 時間 ）4

8

実施箇所・必要要員数

8時間

16

20

24

28

可搬 型代 替注 水中型
ポン プを 用い た低圧
代替注水系（可搬型）の起動準備操作タン クロ ーリ による燃料給油操作

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

−

−

−

3人
C,D,E

−

−

8人
c〜j
【2人】
c,d
3人
k,l,m
2人
（参集）

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成
操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

90 分
適宜 実施

−

原子 炉水 位の 調整操
作(低圧代替注水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

2人
（参集）

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操作(不 要負荷の切 離 操作 ）

−

【1人】
E

【1人】
k

●不要負荷の切離操作(現場）1分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

50 分

【1人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分

−

【1人】
E

【1人】
k

●非常用母線の受電準備操作(現場）

75 分

【3人】
k,l,m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却の系統構成操作

2人（参集）●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却の流量調整操作−

常設 代替 高圧 電源装
置に よる 緊急 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常設 代替 高圧 電源装
置に よる 非常 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

4分

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分
5分●非常用母線の受電操作●残留熱除去系海水系の起動操作

4分
2分●残留熱除去系の起動操作
【1人】
B

−

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

−
原子炉水位 高（レベル ８） 設定点にて格 納容 器スプレイ 又はサプレッショ
ン ・プ ール 冷却 へ の切 替操 作 を実 施 し， 原子 炉水 位 低（レ ベ ル３ ）設 定 点にて 原子 炉注 水 への 切 替操 作を 実 施●残 留 熱 除 去 系 （低圧注水系）に よ る 原 子 炉 注 水 並びに残 留 熱 除 去 系 （格納容器スプレイ冷却系）又は残 留熱 除 去系（サプレッション・プール冷却系）に よる 格納 容 器除 熱 の交互運転
操作●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る

適宜 実施

使用 済燃 料プ ールの冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水 及び格納 容器 ス プレ イの 交互 運 転開 始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●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作−

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）によ る 格 納容器
冷却 操 作

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

【1人】
B

残留 熱 除去 系（低圧注水 系 ）に よ る原子炉注水並びに残留
熱除 去 系（ 格 納容器
スプ レ イ冷 却系 ）又は残 留 熱除 去系（サプレ ッ ショ ン・プ ー
ル冷 却 系）に よる格
納容 器 除熱 操作

備 考

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

【1人】
E

40

原子 炉減 圧開 始
約13時間

逃が し安 全弁 （自動減圧 機能 ）の 手動による原子炉減圧操作

常設 代替 高圧 電源装
置に よる 非常 用母線の受電準備操作

36

操作の内容

24時 間

原子 炉水 位の 調整操
作(原子炉隔離時冷却系)32

直流電源の負荷切離操作（現場）

8時間 1分

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

12●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m及び参集6人

第 2.3.1−3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(2／2)
2.3.1-48

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）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，
原子炉圧力は低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により制御される。（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，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

6

（MPa[abs]）(MPa[abs])

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−4 図

原子炉圧力の推移

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）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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） 原子炉隔離時冷却系による原子炉水位の維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位の低下（約 8 時間）注水開始後徐々に水位が回復

5シュラウド内（炉心下部プレナム）
注 水さ れた 未飽 和水 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（ｍ）(m)

002

4

燃料有効長底部

原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下し，水位が低下する

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合，二相水位を示している。

2.3.1-49

2000

1500

注水流量

注水流量

1000

（m3/h）(m３ ／h)原子炉隔離時冷却系による注水（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
よう注水）

500

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系(可搬型)による注水（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よう注水）

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−6 図

注水流量の推移4000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 弁による手動減圧（約 8 時間）

3500
3000

蒸気流量

蒸気流量

2500
2000

（t/h）
(t／h) 1500
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000
500
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.1-50

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（自動減圧機能）
可搬型代替注水中型ポンプを用
7 弁開放による水量減少（約 8 時間）
いた低圧代替注水系（可搬型）（減圧と同時に原子炉隔離時の起動／停止による水量増減
冷却系が停止することを想定）

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−8 図

1200

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

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して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.1-51

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水後）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−10 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

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

(−)
（−）
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水中型ポン プを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−11 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

2.3.1-52

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)
（−）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
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

0.6

（−）
(−)

注水の継続により未飽和となりボイド率が低下する

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.1-53

10000
GEMP731
ORNL3626

燃料被覆管の最高温度及燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
び円周方向応力の最大値
円周方向応力の最大値

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)
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)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

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

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

100

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/mm(N／mm2)２ )
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 2.3.1−14 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

2.3.1-54

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇
0.8

最大圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）

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

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント
管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。

0.6

0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

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
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）

(℃)

(℃)

100

最高温度：約 141℃
（約 23 時間）
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.1-55

168

20

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）ー
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）

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

10可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し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.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）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

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度低下
100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.1-56

168

添付資料 2.3.1.1
逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

1.

逃がし安全弁について逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため格納容器内の主蒸気管に設置されている。排出した蒸気は排気管によりサプレッ
ション・プール水中に導き凝縮するようにしている。逃がし安全弁はバネ式（アクチュエータ付）で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。すなわち，逃がし安全弁はバネ式の安全弁に外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取り付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに窒素ガスを供給して弁を強制的に開放することができる。逃がし安全弁は 18 個からなり，次の機能を有している。

(1)

逃がし弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，
原子炉圧力が設定圧力に到達した場合に信号を発信し，アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

(2)

安全弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化に対しても，原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないよ
うに設計されている。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

添付 2.3.1.1-1

(3)自動減圧機能自動減圧機能（以下「ＡＤＳ機能」という。）は，非常用炉心冷却系の一部であり，「原子炉水位異常低下（レベル１）」及び「ドライウェル圧力高」のＡＮＤ信号に 120 秒の時間遅れ後，低圧注水系が運転状態であることによりピストンを駆動して弁を強制的に開放し，ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力をすみやかに低下させて，低圧注水系の早期の注水をうながす。18 個の逃がし安全弁のうち，7 個がこの機能を有している。

(4)

その他の機能原子炉停止後，熱除去源としての復水器が何らかの原因で使用不能な場
合に，崩壊熱により発生した蒸気を除去するため，中央制御室からの遠隔手動操作で弁を開放し，原子炉圧力を制御することができる。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

第 1 表に，逃がし安全弁の吹出し圧力を示す。

添付 2.3.1.1-2

第1表

逃がし安全弁の逃がし弁機能及び安全弁機能の吹出し圧力（逃がし弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h）

7.37
7.44

2
4

354.6
357.8

D,N
E,G,P,U

7.51
7.58
7.65

4
4
4

361.1
364.3
367.6

H,J,M,V
A,C,F,S
B,K,L,R

備

考 ※１（安全弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h） ※２

7.79

2

385.2

D,N

8.10
8.17
8.24
8.31

4
4
4
4

400.5
403.9
407.2
410.6

E,G,P,U
H,J,M,V
A,C,F,S※１：囲み文宇は,逃がし安全弁（自動減圧機能）を示す。
※２：吹出し圧力×1.03 において添付 2.3.1.1-3

備

考 ※１

B,K,L,R

2.

逃がし安全弁の作動用の窒素の供給について逃がし安全弁の機能のうち，バネ式の安全弁機能以外の「逃がし弁機能」，「自動減圧機能」及び「その他の機能」は，弁の開閉のために窒素を供給してアクチュエータを作動させる。第 2 表に逃がし安全弁（自動減圧機能）及びその他の逃がし安全弁の動作回数及びアキュムレータ容量を示す。

第2表

逃がし安全弁の動作回数（外部からの窒素供給なしの場合）
動作回数

使用する
アキュムレータ

概略図

1回（ドライウェル最高使用圧力（310kPa[gage]））

ADS 機能用

5回（250 リットル）

又は逃がし安全弁(自動減圧機能)

アキュムレータ（ドライウェル通常圧力

第1図参照（13.7kPa[gage]）以下）

その他の逃がし安全弁

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（8.5 リットル）

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（8.5 リットル）

添付 2.3.1.1-4

第2図参照

逃がし安全弁のアキュムレータへ窒素ガスを供給する設備は，常用系と非常用系から構成されている。常用系はフィルタ，減圧弁等で構成され，窒素ガスは不活性ガス系より供給される。非常用系は非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ，減圧弁等から構成され，独立したＡ系，Ｂ系の 2 系列からなる高圧
窒素ガス供給系（非常用）より供給される。また，常用系と非常用系との間にはタイラインを設け，通常時は非常用系へも常用系の不活性ガス系から供給される。第 3 図に系統構成図を示す。
ＬＯＣＡ後等の長期冷却時には，逃がし安全弁（自動減圧機能）のアキュ
ムレータに窒素ガスを供給する。このとき，常用系が健全であれば常用系から供給するが，常用系が機能を喪失した場合は，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから供給する。

添付 2.3.1.1-5

自動減圧 機 能用
アキュム レ ータ
窒素供給系
逃がし弁機能用
アキュムレータ

計装用空気系

逃がし弁機能用
電磁弁（原子炉圧力設定値 ）自動 減圧 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 水 位異 常低 下 （レ ベ ル１ ）ＡＮ Ｄ
ドラ イウ ェ ル圧 力高 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 個

第1図

逃がし安全弁（自動減圧機能）概略図

逃が し弁 機 能用
アキ ュム レ ータ

計装用空気系

逃が し弁 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 圧 力設 定値 ）

その 他の 逃 がし 安全 弁 11 個

第2図

その他の逃がし安全弁概略図

添付 2.3.1.1-6

添付 2.3.1.1-7
第 3図

高圧窒素ガス供給系（非常用）系統概要図

高圧窒素ボンベの容量は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁（Ａ系 4 弁，
Ｂ系 3 弁）を開弁させた後，7 弁を 7 日間開保持させるために必要な窒素ガ
ス量を基に，必要ボンベ本数を確保している。
1 系列あたりの必要ボンベ個数は以下のとおり。

【窒素ガス消費量】
非常用窒素供給系1系列を重大事故等の供給圧力まで加圧するための消費量：

1,880[NL]：

970[NL]

逃がし安全弁（自動減圧機能）4弁を作動するための消費量
逃がし安全弁（自動減圧機能）4弁を7日間： 19,032[NL]

開保持するための消費量

合計 ： 21,882[NL]【高圧窒素ガスボンベによる供給量】
S ＝

P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs

P MPa abs

0.101325 MPa abs
14.8 MPa abs

5.1 MPa abs

0.101325 MPa abs
4,471 NL/本

V L/本

Vb

L
本

46.7

M本

M本

L
本

M本

M本

ここで，
Sb：高圧窒素ボンベ供給量［NL］
P1：高圧窒素ボンベ初期充填圧力＝14.8［MPa（abs）］
添付 2.3.1.1-8

P2：高圧窒素ボンベ交換圧力＝5.1［MPa（abs）］
PN：大気圧＝0.101325［MPa（abs）］
Vb：高圧窒素ボンベ容量（46.7[L/個]）
M ：高圧窒素ボンベ必要個数[個]開保持するために必要な窒素ガス消費量より多い供給量（Sb）が必要であり，Sb ＞ 21,882
上記の関係式より
4,471×M ＞ 21,882
M ＞ 4.7 [個] → 5 [個]

非常用窒素供給系(A 系：5 個，B 系：5 個)及び予備の高圧窒素ボンベ（10個）ともに必要容量を確保している。

添付 2.3.1.1-9

3.

逃がし安全弁の原子炉圧力制御に係る解析と実際の運用の違い
有効性評価では，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力（7.79MPa［gage］）で原子炉を圧力制御することを前提に解析しているが，実際の運用としては，サプレッション・プール水温度の上昇を周方向で均一にするために，運転手順に基づき温度を監視しながらなるべく離れた排気管クエンチャ
位置の逃がし安全弁を順次開放することとしている。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）のみに限定しても同様の操作が可能である。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力の弁 2 弁のみで圧力制御される場合においても，第 4 図に示すとおり当該弁は対角位置に設置されていることから，原子炉から放出される蒸気が 1 箇所に偏らないように考慮されている。

4.

原子炉圧力制御に係るサプレッション・プールの温度成層化の影響「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5部

MAAP

別添 1（補足）圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」（以下「解析コード資料」という。）にて，温度成層化の発生の可能性について，福島事故を踏まえた考察をまとめている。
第 4 図及び第 5 図に示すとおり，東海第二発電所の逃がし安全弁の排気管のクエンチャ（Ｘクエンチャ）及び原子炉隔離時冷却系の排気スパージャの位置関係は解析コード資料で参照した福島第二原子力発電所４号炉と同様な位置関係である。また，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」のように，原子炉隔離時冷却系の間欠運転によって原子炉水位を維持しつつ，逃がし安全弁で原子炉圧力の制御を実施する場合には，原子炉隔離時冷却系が停止している間の逃がし安全弁の動作に伴う攪拌効果により，サプレッション・プールの温度成層化の発生の可能性は小さくなる。
一方，原子炉隔離時冷却系を停止し，逃がし安全弁による原子炉減圧状態
添付 2.3.1.1-10

を維持して低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する場合には，
温度成層化の発生の可能性はあるが，逃がし安全弁クエンチャの排気口はサ
プレッション・チェンバの底部から約 2.2m 程度の下部の位置に設置されていることから，この付近を境に上下の温度差が発生したとしても，サプレッション・プール水の多くを上部の温度が高い層が占めるため，解析コード資料
で参照した福島第二原子力発電所２号炉と同様に格納容器圧力に対する影響は小さいものと考えられる。

添付 2.3.1.1-11

第4図

サプレッション・プール内の逃がし安全弁クエンチャの配置図

第5図

逃がし安全弁クエンチャ及び原子炉隔離時冷却系
排気スパージャの配置図

添付 2.3.1.1-12

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

非 常 用 の 常 設 直 流 電 源 設 備 と し て ，125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 ，125V 系 蓄 電
池 Ｂ 系 ， 125V 系 蓄 電 池 Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 系 の 3 系 統 ， 中 性 子 モ ニ タ 用 蓄 電 池 Ａ
系 及 び Ｂ 系 の 2 系 統 ，常 設 代 替 直 流 電 源 設 備 と し て ，緊 急 用 125V 系 蓄
電池の 1 系統を有している。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，直 流 125V 主 母 線 盤 ２
Ａ に 接 続 さ れ て お り ， 125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 よ り 給 電 さ れ る 。 全 交 流 動 力
電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉への注水が行われる。同蓄電池からの電源供給としては，電源供給開始から 1 時間後に中央制御室内にて，電源供給開始から 8 時間後には現場分電盤にて負荷の手動切離しを行うこと で ，そ の 後 16 時 間 に わ た り 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 注 水 に 係 る 負
荷に電源を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,284Ah で あ る こ と に 対 し ，125V
系 蓄 電 池 Ａ 系 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ，24 時 間 ※ ２ に わ た り
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 継 続 の た め の 電 源 供 給 が 可 能 で あ る 。（ 第 1図）

また，重大事故等の対応に必要な計装設備については，緊急用直流
125V 主 母 線 盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。
全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，
電 源 供 給 開 始 か ら 負 荷 の 切 り 離 し を 行 う こ と な く ，24 時 間 ※ １ に わ た り
必要な計装設備に電源供給が可能である。
上 記 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 3,043Ah で あ る こ と に 対 し ， 緊 急 用 125V
添付 2.3.1.2-1

系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ， 24 時 間 に わ た り 電 源 供
給 が 可 能 で あ る 。（ 第 2 図 ）※1

蓄電池容量は，使用開始から寿命までの間変化し，使用年数を経るに従い容量が低下するため，蓄電池容量の算出にあたっ て は ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） によ る 保 守 率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実
負荷電流ではなく，設計値を用いていることから，必要容量に対して余裕を持った容量を設定している。

※2

全交流動力電源装置（長期ＴＢ）においては事象発生 8 時間
後，全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）においては事象発生 3 時
間後に原子炉隔離時冷却系を停止し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に切り替えるが，蓄電池の容量評価を保守的に評価するため，
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実施している。

(1)

所内常設直流電源設備の仕様
名 称 ： 125V 系 蓄 電 池 Ａ 系
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋付属棟中 1 階

添付 2.3.1.2-2

(2)常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階

1 時間

放電時間
8 時間

1分

60 分

540 分

▼

▼

▼

主要負荷名称・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
2,000
・Ｄ／Ｇ２Ｃ初期励磁（瞬時負荷）
1,800
・原子炉隔離時冷却系
復水ポンプ
1,600
・原子炉隔離時冷却系
真空ポンプ
・ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系1 , 4 0 0
電動弁（瞬時負荷）
1,200
・計装設備
・非常用照明1,000・逃がし安全弁・その他負荷800

24 時間
1440 分▼・遮断器引き外し完了
・原子炉隔離時冷却系起動完了
1,750A

中央制御室にて不要直流負荷の
切り離し

600

現場分電盤にて不要直流負荷の
切り離し

400
255A

238A

200

134A

0
125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

第 1図

6,000Ah

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

添付 2.3.1.2-3

負荷曲線

放電時間
24 時間

主要負荷名称1分

1440 分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
600・計装設備
・その他負荷400・負荷余裕・遮断器引き外し完了
787A

200

99.8A

0
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

第 2図6,000Ah

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

添付 2.3.1.2-4

負荷曲線

添付資料 2.3.1.3
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）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

有効性評価の全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）では，約 8 時間の原
子炉隔離時冷却系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図に原子炉隔離時冷却系の系統構成概略を示す。
原子炉隔離時冷却系の起動から約 8 時間の継続運転のために直流電源を必要とする設備は，計測制御設備の他，電動弁，真空ポンプ及び復水ポンプの電動機があるが，これらに電源供給が可能であることは添 付 資 料 2.3.1.2 に て 確 認 し て い る 。
事故時には直流電源の容量以外にも，サプレッション・チェンバ圧
力及びサプレッション・プール水温度の上昇や原子炉隔離時冷却系室
温度及び中央制御室温度の上昇が，原子炉隔離時冷却系の運転継続に影響することも考えられるため，その影響についても確認した（第 1表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は原子炉隔離時冷却系の 8 時間継
続運転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.1.3-1

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 1／ 2）

評価項目
サプレッション・
プール水温度上昇

影響概要
サプレッション・プール水温度の上昇により ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の キ ャ ビ テ ーシ ョ ン が 発 生 し ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プの運転に影響を与える可能性が考えられる。

添付 2.3.1.3-2

潤滑油冷却系はポンプ吐出水により冷却する こ と か ら ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度の 上 昇 に よ り ，軸 受 機 能 が 潤 滑 油 温 度 上 昇 の影 響 を 受 け ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の 運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，復 水 器 が 機 能 停 止 に 至 り ，原 子 炉 隔 離 時
冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，制 御 油 の 温 度 が 上 昇 し ，粘 性 低 下 が 速 度
制 御 に 影 響 を 及 ぼ す こ と に よ っ て ，原 子 炉 隔
離時冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

評 価
原子炉隔離時冷却系ポンプの第一水源であるサプレッション・プールを水源とした場合，事象発生後 8 時間での水温は 約 10 0 ℃ と な る 。（ 第 3 図 ）この時の原子炉隔離時冷却系ポンプの有効吸込み水頭（ＮＰ Ｓ Ｈ ） は 約 6 .4 m ま で 低 下 す る が ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ
ン プ の 必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ で あ る 約 5 .8 m に 対 し て 十 分 余 裕 が あ る
ため，キャビテーションは発生しない。したがって，サプ
レッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
ポンプ軸受の潤滑油温度は，冷却器の設計上，潤滑油の冷却 に 使 用 し て い る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 よ り
高くなるが，潤滑油の許容温度である未満となるため，軸受の冷却が阻害されることはない。したがって，サ
プレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
タービングランド部からの蒸気の微小漏えいにより室内温度が悪化するが，制御系は原子炉隔離時冷却系ポンプとは別区画に設置している。したがって，サプレッション・プ
ール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続
運転は阻害されない。
制御油の粘性低下により制御器からの指示信号と実速度に差異が生じる可能性があるが，差は極わずかであること及び速度制御は実際のポンプ吐出量によって決定されることから，ガバナ機能は維持される。したがって，サプレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8
時間継続運転は阻害されない。

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 2／ 2）

評価項目
サプレッション・
チェンバ圧力上昇

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度上昇

添付 2.3.1.3-3

中央制御室温度上昇

影響概要
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 保 護 の た め ，サプ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 0 .1 7 2 M Pa [ g ag e ]に て ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 排 気 圧 高
ト リ ッ プ イ ン タ ー ロ ッ ク が 動 作 し ，原 子 炉 隔
離時冷却系の運転が停止する可能性が考えられる。
原子炉隔離時冷却系のポンプ，電気制御系
統，弁 ，ター ビン等 の 設計で 想定 し て いる環
境 の 最 高 温 度 は 6 5 .6 ℃ を 想 定 し て い る 。全 交
流動力電源喪失時は換気空調系が停止してい る た め ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 室 温 が
65 . 6℃ を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の運転に影響を与える可能性が考えられる。
中央制御室に設置されている原子炉隔離時
冷却系制御盤の設計で想定している環境の
最 高 温 度 は 4 0℃ で あ る 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す る た め ，中 央 制 御 室
温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系
ポンプの運転に影響を与える可能性が考え
られる。

評 価
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時のサプレッション・チ
ェンバ圧力を評価した結果，事象発生から 8 時間後の圧力は 約 0. 0 7MP a [g ag e ]で あ り ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 排気圧高トリップインターロック設定圧力を下回る（。第 4 図）したがって，サプレッション・チェンバ圧力上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の室
温 は 約 6 5℃ （ 初 期 室 温 4 0℃ ） で あ り ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系の 設 計 で 想 定 し て い る 65 . 6℃ を 下 回 る 。 し た が っ て ， 原 子
炉隔離時冷却系ポンプ室温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の中央制御室温度を評価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約 37℃ で あ り ，
制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 40 ℃ を 下 回る。したがって，中央制御室温度上昇によって原子炉隔離
時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。

第 1図

原子炉隔離時冷却系系統概要図

添付 2.3.1.3-4

サプレッション・
サプレッション・
プールへ
プールより
復水貯蔵タンク(CST)よりサプレッション・
MO

復水貯蔵
タンク水
供給弁
F010

タービン駆動蒸気（主蒸気系F063,F064より）

MO

ﾄﾘｯﾌﾟ/ｽﾛｯﾄﾙ弁C002

HO

MO

RCICｳｫｰﾀｰ
ﾚｸﾞｼｰﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

蒸気供給弁F045

MO

注水（原子炉
圧力容器へ）

ポンプ出口弁
F012

MO

添付 2.3.1.3-5

原子炉注水弁
F013

プール水供給弁F031

MO

ミニフロー弁
F019

ﾄﾞﾚﾝ
ﾎﾟｯﾄ

タービン排気弁
F068
MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
MO

真空出口弁
F069
MO

サプレッション・
チェンバへ

真空タンク

MO

復水貯蔵タンク（CST）へ

タービン排気（サプレッション・プールへ）

バロメトリック
コンデンサ

MO

テストバイパス
ライン仕切弁
（CST）F059※：Hydraulic Operated の略。
タービン直結の主油ポンプからの油圧で動作

HO弁※

タービン

MO

テストバイパス
弁（CST）F022：蒸気系配管
：水系配管：蒸気（リークオフ）：油圧系統

オイルクーラー
冷却水
供給弁F046

真空ポンプ
復水ポンプ

オイルクーラー

第 2図原子炉隔離時冷却系ポンプ周り系統図

300

ー
サプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

200

8 時間時点の温度
約 100℃

ル
水
温
度

100

（℃）

(m)
0
0

4

8

12

16

20

24

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

0.8

サプレッション・チェンバ圧力

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
圧
力

0.6

0.4

8 時間時点の圧力
約 0.07MPa[gage]
0.2(MPa[gage])(MPa[gage])
0.0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 4図

サプレッション・チェンバ圧力の推移

添付 2.3.1.3-6

24添付資料 2.3.1.3

補足資料 1

サプレッション・プール水温度上昇時のＮＰＳＨ評価について

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 120℃ ， 150℃ ， 200℃ に お け る Ｎ
ＰＳＨ評価を実施し，第 2 表のとおり，いずれの温度に対しても有効
ＮＰＳＨが必要ＮＰＳＨを上回ることを確認している。

第 2表
サ プ レ ッ シ ョ ン・
プール水温度
有効ＮＰＳＨ
必要ＮＰＳＨ

原子炉隔離時冷却系ポンプＮＰＳＨ評価
120℃

150℃

200℃

6.41m
5.8m

6.46m
5.8m

6.53m
5.8m

添付 2.3.1.3-7

添付資料 2.3.1.3

補足資料 2

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び中央制御室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 5 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制され
る。

温度（℃）

高温側の部屋

高温側の室温躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体 コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体 コンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第5図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.1.3-8

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

評価対象とする部屋の条件
ａ．原子炉隔離時冷却系ポンプ室
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：556m３・容・熱 容 量：574.5kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 3 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 4 表に示す。

第3表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間
(h)
発熱負荷
(kW)

0

1

2

3

4

5

6

7

8

13.5

13.5

13.5

13.5

14.2

14.9

15.5

16.0

16.7

第4表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間(h)
0
1
2
3
4
5
6
7
8

配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定(℃)※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
88
93
100

※1
※2
※3

発熱負荷

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管(kW)
機器(kW)
8.5※３
5.0
8.5※３
5.0
※３
8.5
5.0
8.5※３
5.0
9.2
5.0
9.9
5.0
10.5
5.0
11.0
5.0
11.7
5.0

注水配管以外には蒸気配管がある。それは保守的に機器の最高使用温度が 0〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。
0h〜2h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.401kW であり，安全側に切り上げて 8.5kW に設定。また，3h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.49kW であるため，同様に 8.5kW に設定。

添付 2.3.1.3-9

ｂ．中央制御室
・初期室温：24℃（夏季設計温度）
・容

積：2,219.2m3

・熱 容 量：47,021.1kJ／℃（保守的に室内新設機器の鉄熱容量は考慮せず，既設機器の鉄熱容量と上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：22,206W（0h〜1h まで），20,892W（1h〜8h まで）（発熱負荷は，直流電源から給電される機器（盤）の全電源容量に発熱効率 0.5 を考慮し設定。また，1h後に平均出力領域計装を切り離す運用も考慮する。
なお，発熱効率 0.5 は過去実績値より設定。）②

評価対象の部屋に隣接する部屋の温度条件
第 5 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 6 図及び第 7 図に評価対象の部屋と隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

添付 2.3.1.3-10

第5表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件(℃)

設定理由

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少なく，夏季設計温度 40℃から 5℃程度上昇することが想定される。このため，これに余裕を見た左記温度を設定。

サプレッショ
ン・チェンバ100.0

全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェン
バの 8 時間後の最大温度を設定。

地中

20.0

水戸市の地中温度の最大となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）

ＭＳトンネル室

102.0

ＭＳトンネル室は，全交流動力電源喪失時の 8 時
間後のドライウェル温度約 102℃を設定。

38.4

全交流動力電源喪失時のタービン建屋及びサービ
ス建屋内は，発熱源がなく，夏季設計温度 32.2℃
から有意な温度上昇はないと考えられるが，保守的に屋外で想定する水戸地方気象台で観測された
左記日最大気温を設定。（気象庁ＨＰより）

原子炉棟

タービン建屋，
サービス建屋

添付 2.3.1.3-11

原子炉建屋地下 2 階 ※１
※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第6図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図

原子炉建屋 2 階
※2

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋 3 階

原子炉建屋付属棟 4 階

当該隣接室は，評価が保守的となるようにＭＳトンネル室を代表させている。

第7図

中央制御室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.1.3-12

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W／m２ ・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率
物性値 ※２

評価壁面

熱伝導率1.6（W/m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2/s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時において，事象発生 8 時間後の原子
炉隔離時冷却系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室の温度は約 37℃となり，設計で考慮している温度を超過しないため，原子炉隔離時冷却系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第8図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室温の推移図

添付 2.3.1.3-13

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第9図

中央制御室室温の推移図

添付 2.3.1.3-14

添付資料 2.3.1.4
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）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の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 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，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系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 1 50℃ 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。
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。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容
器 か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。ただ し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子
炉 圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の状態も含め安定傾向とする。

【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，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.1.4-1

添付資料 2.3.1.4
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）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の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 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，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系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 1 50℃ 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。
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。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容
器 か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。ただ し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子
炉 圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の状態も含め安定傾向とする。

【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，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.1.4-1

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））

第 1-1 表
分類

重要現象

崩壊熱

解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.1.5-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気液熱非平衡

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）

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 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 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 。
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 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 最大 50℃ 程度
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 ， 事象 初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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 。

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。ただし，おおむね炉心部の冠水が維持さ れる 本 事故 シー ケン ス では ，この 影 響は 小さ い と考 えら れる 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 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 高め に評 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 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 。
有効 性 評価 解析 で は炉 心 の冷 却は 維 持さ れ， 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 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う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。ただし ，おお むね 炉 心部 の冠 水が 維 持さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ いと 考え ら れる 。

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。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，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 2.3.1.5

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）（2／2）

重要現象

炉心

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 2.3.1.5-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

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

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 ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 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 で 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 初 期値 を上 回 る こと がな く ，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 。

第 1-2 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（ＭＡＡＰ）

重要現象

炉心

崩壊熱

原子炉
圧力容器

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水設備
含む）

解析
モデル
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）

格納容器各領域
間の流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.3.1.5-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導不確 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。
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 。

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 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， 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 で ある 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 こ とか ら， 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 る可 搬型 代替
注水 中型 ポ ンプ を用 いた 代 替格 納容 器 ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型）によ る格 納 容器 冷却 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 いこ と か ら， 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 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 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 ，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雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
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。

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。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ 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 。

気液界面の熱伝
達

スプレイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

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（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 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
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〜約 ＋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）

定格 流量 を 設定
初期条件

添付 2.3.1.5-4

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）

炉心流量

燃

料

燃料棒最大
線出力密度

原子炉停止後の
崩壊熱

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

燃焼 度
33GWd／t 以下（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
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

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 象 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 い 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 ， 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 い 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 ， 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 象 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 い 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 ， 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 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 ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 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 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も お おむ
ね 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 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 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 ， 同 様 に 格 納 容器
圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 並び に 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 を操 作 開 始 の 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，事象 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 いこ 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 。
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 いこ 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 。
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 ，事象 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 さい 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。
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 。
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。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ いと 考え ら れる 。
最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむ
ね小 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 は 緩和 され る。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッショ
ン・プー ル水 位 及び サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 温度 の 上昇
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 が大 き くな る。

第2表

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（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

格納容器圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

初期条件

ドライウェル
雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜約 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 ）

添付 2.3.1.5-5

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

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

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

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 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 操 作 開 始 の 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 り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 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 り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 象進 展 に与 える 影響 は 小さ いこ 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 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 の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに 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 い 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 ，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 の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ 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 いこ 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 。

最確 条件

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 ）

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

第2表

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（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

サプレッション・
プール水位

初期条件

サプレッション・
プール水温度

添付 2.3.1.5-6

ベント管
真空破壊装置
作動差圧

外部水源の温度

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

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 ）

35℃

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

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 い 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 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
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 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。
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 。

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 さい 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 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く 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 。

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 お お む ね 低 く なり ， 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 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 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 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな り，格 納容 器ス プ レイ によ る圧 力 抑制
効果 が高 ま るが ，運 転員 等 操作 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スプレイ開始時の圧力で決 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 。

最確 条件

35℃ 以下

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
設計 値を 設 定

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

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。

第2表

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（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

初期条件

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋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 ）

事故条件

外部水源の容量

約 8,600m ３

燃料の容量

約 1,010kL

起因事象

外部電源喪失−安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失−

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-7

外部電源

外部電源なし−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）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／h／個〜
410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個〜
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放す
ることによる原子炉
減圧（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

逃がし安全弁

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備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。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確 条件

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

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定
原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
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

−

−

−

−

−

−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し 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 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 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 操 作 開 始 の 起 点 と する
運転 員等 操 作の 開始 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し 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 び雰 囲 気温 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 。

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 。

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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から ，逃 がし 弁 機
能に期待した場合でも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 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。

第2表

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（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

原子炉隔離時冷却系

残留熱除去系（低圧注水系）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-8

低圧代替注水系（可搬型）

代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール
水冷却系）

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 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]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。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設 計基 準 事故 の解 析 で用 いる 最
小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 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 ， 注 水 後 の 調 整操 作 で あ る 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 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 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。

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 ，お お む ね 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 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 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 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。

（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50 m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・ 注 水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 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 。

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）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 。

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。
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。

熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残 留
熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過 去 の実 績を 包 含す る高 めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 海 水 温 度 が お お む ね 低 め とな
り 除 熱 性 能 が 向 上 す るた め ， 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 る が ， 残 留 熱 除去
系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 冷 却 系 ） に よ る 格 納 容器
除 熱 後 に こ れ ら の パ ラメ ー タ 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 。

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
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流量：
0m ３ ／h〜1.676m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]最確 条件 と した 場合 には ，海水 温度 が おお むね 低め と なり
除熱 性能 が 向上 する ため ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲気 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 。

第3表
項

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（1／6）

目

操作条件

直流電源の
負荷切離操作

解析上の操作開始条件添付 2.3.1.5-9

（中央制御
室）
事象発生から
1 時間まで条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，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，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する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 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 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。
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 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 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【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 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 時間 及 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，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 等直流負荷の切離操作
は，中央 制 御室 にお いては 1 時 間 まで 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。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間を 6 分想定としているところ，訓練実績等
では 約 4 分 であ り，
想定の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。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-10

直流電源の負荷切離操作
（現場）

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（2／6）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，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，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する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 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 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 ，移 動 及び 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 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の 信頼 性向 上や 要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施す ることと して お り，誤 操 作は 起こ り にく く，誤 操作 等に よ り操 作時 間が 長 くな る可
能性 は低 い 。

認知 時間 及 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，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 等直流負荷の切離操作
は，現場 に おい ては 事
象発 生か ら 8 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。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間 を 50 分
想定としているところ，訓練実績等
で は 約 42 分 で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-11

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（3／6）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点
でサプレッション・プール水温度
が熱容量制限を超過している場
合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考
慮して設定

【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 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。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ホ イー ル ロー ダ等 に て必 要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る 。要 員 の移 動時 間に 20 分,可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 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。
逃が し安 全 弁（自 動 減圧 機能 ）の 手動 操 作 によ る原 子 炉減 圧と 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 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお 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。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の 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 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子 炉注 水に移行するまでの期
間は ，原 子 炉隔 離時 冷却系により原子炉注水が確保されていること 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 時間 余 裕

訓練 実績 等

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧
代替 注水 系 （可 搬型 ）の準備完了後に実施する もの で あり ，評 価
上は余裕時間を確認する 観点 で 8 時 間後 に準備が完了するものとし てお り ，準 備時 間が確保できることから， 時間 余 裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 ，逃 がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減
圧は ，所要 時 間を 1分と想定している
ところ訓練実績等
では 約 1 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。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-12

低圧代替注
水系（可搬
型）による原
子炉注水に
用いる可搬
型代替注水
中型ポンプ
への燃料給
油操作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（4／6）
解析上の操作開始条件低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，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【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 操作 によ る 原子 炉減 圧（ 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水）」と同 様
であ り， 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 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお 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 び移 動・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 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない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 ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，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おり，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。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。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-13

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（5／6）
解析上の操作開始条件

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，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 ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）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 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

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 ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直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 。

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 ，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。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水中型ポンプを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 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 。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-14

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並
びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納
容器除熱操
作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（6／6）
解析上の操作開始条件事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，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 ，当 直運 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 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 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 は十 分 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 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 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 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 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 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合でも格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
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。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

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 Ｔ Ｂ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.1.6-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.1.6-2

積 算 注 水 量 (m３ )積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始
4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.1.6-3

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））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（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）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

添付 2.3.1.7-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

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 12.0kL

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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 Ｔ Ｂ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
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
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 248
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １2425

常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.1.8-1

添付資料 2.3.1.9
再循環ポンプからのリークについて

1.

はじめに
再 循 環 ポ ン プ （ 以 下 「 Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ 」 と い う 。） の 概 略 図 を 第 1 図に示す。通常運転中，ＰＬＲポンプメカニカルシール部は，制御棒
駆動水圧系によるシールパージラインからの封水注入及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への原子炉補機冷却系による冷却水通水によって，
熱 的 な 防 護 が 図 ら れ て い る （ 第 2 図 ）。
一 方 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 以 下 「 Ｓ Ｂ Ｏ 」 と い う 。） 時 に は ， 制
御棒駆動水圧系及び原子炉補機冷却系が停止し，シールパージライ
ンからの封水注入及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，メカニカルシール部は高温の原子炉冷却材にさらされることで温度が上昇する。シール部の健全性が高温・高圧の原
子炉冷却材により失われた場合，ＰＬＲポンプからの原子炉冷却材の 漏 え い が 想 定 さ れ る （ 第 3 図 ）。
このため，ＳＢＯ時におけるＰＬＲポンプへの冷却水が喪失した
場合のメカニカルシールからの原子炉冷却材の漏えい量を評価する
実証試験を実施した。

添付 2.3.1.9-1ドライウェル機器
ドレンサンプへ

シールリークライン
コントロールブ リ ー ド オ フ (CBO)

PCV

ドライウェル機器
ドレンサンプへ

CRD ポ ン プ
パージ水

PCV

メカニカルシール

補機冷却系

軸
内装熱交換器インペラ

第 1図

ＰＬＲポンプ

添付 2.3.1.9-2

概略図

減圧装置

リークライン

シートリング
上部シール室CBOライン

回転リング
リング
減圧装置
パージ
パージ水

下部シール室

シートリング
回転リング
リング
冷却水

：パージ水/冷却水（約40℃）：Oリング（代表）

内装熱交換器
PCV
原子炉冷却材流路へ

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水により，ＰＬＲポンプメカニカルシー
ル部の熱的な防護が図られている。
第 2図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（通常運転時）

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，シール部は高温の原
子炉冷却材にさらされる。
さらに，シール部（O リング）の健全性が熱で失われると，漏えい量の増加が想定される。
第 3図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（冷却水喪失時）

添付 2.3.1.9-3

2.

実証試験による評価

(1)

試験概要
ＰＬＲポンプで使用している実機メカニカルシールを使用し，冷却水喪失時を模擬した試験条件で試験を実施した。
ａ．実施場所：多目的蒸気源試験設備
ｂ ．試 験 装 置：Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ メ カ ニ カ ル シ ー ル フ ル ス ケ ー ル ※ 実 証
試験設備（第 4 図）※：試 験 に 用 い た メ カ ニ カ ル シ ー ル は 実 機 と 同 一 品とし，軸径及びメカニカルシール部ギャップも実機と同一とした。ＢＷＲで使用されているメ
カニカルシールは全てタンデム型コンタクトシールであり，代表として N シールを使用した。
ｃ ．系 統 構 成：実 機 メ カ ニ カ ル シ ー ル の 系 統 構 成 を 模 擬（ 第 5 図 ）ｄ．試験方法：メカニカルシールに供給する熱水を循環させることにより，温度・圧力を制御し，実機におけるＳ
ＢＯ発生後の温度・圧力を模擬するとともに，熱水の入口流量と出口流量の差を漏えい量として計測した。なお，圧力の変化は，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）作動による原子炉圧力の減圧幅を包絡する条件とし，温度はその圧力に対応する飽
和温度とした。

添付 2.3.1.9-4

第 4図

試験装置外観

メカニカル
シール

T

T

CBOラインシールリークライン

容器
出口

容器
出口

試験
容器

P
T

Ｑ

Ｑ

流量計

漏えい量
弁２

循環
ポンプ
熱水
ループ

弁１

熱水注水ライン

熱水加熱器

第 5図

実証試験時の系統構成
添付 2.3.1.9-5

熱水戻りライン容器
入口

熱水戻りライン

流量計 Ｑ

圧力
容器

P

CBO弁

(2)

試験条件
ＳＢＯ発生時の温度・圧力を包絡するよう試験を実施した。試

験 条 件 を 第 １ 表 に 示 す 。ま た ，試 験 時 間 に お け る 温 度 ・ 圧 力 を 第 6
図に示す。
第 1表

試験条件

値

備

考

圧力

8.0MPa[gage]

ＳＢＯ発生後の炉圧を包絡する
値

温度

294℃

ＳＢＯ発生後の炉水温度を包絡
する値

試験時間

24 時 間 以 上

ＳＢＯ時の圧力・温度を包絡した状態における時間

圧力変動幅

2.5MPa 以 上 ＊ＳＢＯ発生後の炉圧変動幅を包絡する値※ Ｓ Ｂ Ｏ 発 生 後 ，24 時 間 後 ま で の Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ に よ る 圧 力 変 動 幅 を Ｓ Ａ Ｆ
Ｅ Ｒ 解 析 結 果 よ り 決 定 し た 。な お 、圧 力 変 動 中 の 温 度 は 飽 和 温 度 と
した。
圧力

1回目
圧力変動

2回目
圧力変動

3回目
4回目
圧力変動 圧力変動

8.0MPaG
2.5MPaG以上

30分

圧力変動時間を除き8時間
温度

16時間

3時間

時間

5時間

294℃

30分

260℃

40℃
時間

SBO発生

第 6図

試験時間における温度及び圧力条件
添付 2.3.1.9-6

3.

試験結果及び漏えい量の影響について
実証試験時のメカニカルシールへの熱水注入の系統構成の概要を

第 5 図に示す。ＳＢＯ時のＲＣＩＣ又は高圧代替注水系運転時における原子炉冷却材圧力及び温度を包絡した熱水並びに圧力変動を加えた熱水を試験容器下部からメカニカルシール室へ注水し，試験中の漏えい量を測定した。
ＳＢＯ時における冷却水喪失時を模擬した実証試験を実施した結果，高温の熱水の浸入によりメカニカルシールの O リングの一部が損傷するものの，その損傷部分を通って外部に漏えいする経路により漏えい量は制限されるため，完全ではないものの，ある程度のシー ル 機 能 を 有 し 続 け る こ と で ， 試 験 時 間 が 24 時 間 以 上 に お い て も ，
最 大 漏 え い 量 は 約 0.6t／ h で あ っ た 。
ＲＣＩＣ等の注水流量及び逃がし安全弁から放出される冷却材流量と比較しても十分小さい（ＲＣＩＣの注入流量の約１％）ことか
ら 炉 内 イ ン ベ ン ト リ の 観 点 で 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ，ま た ，格納容器への熱負荷は小さいことから格納容器健全性に影響を与えることはない。

添付 2.3.1.9-7

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.2.1(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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」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「外部電源喪失＋直流電源失敗 ※ ＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」，②「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢ
Ｕ）」及び③「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失
敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）」である。
※(2)

直流電源失敗により非常用ディーゼル発電機の起動ができなくなる。

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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原
子炉隔離時冷却系の故障が重畳することを想定する。これに伴い，電動の原子炉注水機能及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで全ての原子炉注水機能が喪失する。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。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が重畳することにより，原子炉隔離時
冷却系を含む全ての原子炉注水機能が喪失し，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には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等対処設備並びに交流
2.3.2-1

動力電源を必要としない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では，代替の直流電源供給機能
及び交流動力電源が不要な代替の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉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。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施
するとともに，代替の交流電源供給機能により交流動力電源を復旧し，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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」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，初期の対策として常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧
電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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 2.3.2−1 図に，対応手順の概要を第 2.3.2−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大2.3.2-2

事故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.2−1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）24 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故対応要員 13 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名並びに可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の現場系統構成及び流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.2−3 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，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで全電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する ※１，２ 。また，早期の電源回復不能と判断する。全電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系を含む全ての設計基準事故対処設備の原子炉注水機能が喪失する。
原子炉スクラム及び全電源喪失の確認に必要な計装設備は，原子炉圧力（ＳＡ），Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧等である。
※1

直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等の起動ができなくなる。

2.3.2-3

※2

直流電源喪失時には，平均出力領域計装等による原子炉スクラム確認はできないが，直流電源喪失に伴いスクラムパイロット電磁弁が無励磁となり原子炉スクラムが発生する。また，原子炉スクラムに失敗している
場合は，炉心での蒸気発生量が多くなり圧力設定点の高い逃がし安全弁が作動し，また作動頻度も高くなることから，原子炉圧力（ＳＡ）を監視することで原子炉スクラムの成功／失敗を推定できるものと考える。

ｂ．高圧代替注水系の起動操作
全電源喪失に伴う高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施し ， 中央制御室からの遠隔操作により，高圧
代替注水系を起動する。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）
高圧代替注水系の起動により，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，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（高圧代替注水系）に必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）及び高圧代替注水系系
統流量である。
ｄ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，直流電源の機能回復操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｅ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
2.3.2-4

全電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施した後にポンプ起動操作を実施する。
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
全電源喪失の確認後，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な負荷の電源切替えを実施する。
サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な電源の切替え操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力（ＳＡ）等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
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，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。原子炉水位回復後は，原子炉2.3.2-5

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。また，原子炉圧力の低下により高圧代替注水系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），低圧代替注
水系原子炉注水流量等である。
ｈ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｉ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
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の受電操作に必要な計装設備
2.3.2-6

は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，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介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｍ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作
2.3.2-7

代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水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ことで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。

2.3.2.2(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，外部電源喪失を起因事象とし，直流電源喪失に伴い全ての非常用ディーゼル発電機
等及び全ての注水機能が喪失する「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＤ）」である。なお，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＵ）」及び「サポート系喪失（直流電源故障）（＋外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）」は，全交流動力電源喪
失時に原子炉隔離時冷却系の機能喪失が重畳するという点で安全機能の喪失状態が同じであり，この代替として高圧代替注水系及び常設代替直流電源設備に期待するため重大事故等対策及び事象進展は同じとなる。
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
2.3.2-8

分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水系含む）
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，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。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，燃料被覆管温度が高温となる領域において，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をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価する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 2.3.2−2 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，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。
2.3.2-9(b)

安全機能の喪失に対する仮定
所内常設直流電源設備の機能喪失を想定する。また，全ての非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失するものとす
る。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

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
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環ポンプ
再循環ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（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，手動操作による原子炉減
圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）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。

(e)

高圧代替注水系
2.3.2-10

136.7m ３ ／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。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する。また，原子炉減圧時の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）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。
(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用 母 線 の 受 電 が 完 了 し た 時 点 で 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h（0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。なお，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）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間
中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するもの
とする。
(g)

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[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，50m ３ ／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）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，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。
2.3.2-11

(h)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ

レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に，1.9×10 ３ m３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのうち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）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。
(a)

交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

高圧代替注水系の起動操作は，状況判断及び高圧代替注水系の準備に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施するものとする。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬2.3.2-12

型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。
なお，全交流動力電源喪失時のサプレッション・プール水温度が継続して上昇する状況において，少なくとも事象発生から 8 時間後まではサプレッション・プールを水源とした高圧代替注水系による原子炉注水が継続可能であることを確認している。
(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンス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 2.3.2−4 図から第 2.3.2−8 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，高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 2.3.2−9 図から第 2.3.2
2.3.2-13

−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 2.3.2−15 図から第2.3.2−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポン
プの停止が発生する。外部電源喪失及び直流電源喪失を確認した後，事象発生 25 分後に代替直流電源設備からの給電により高圧代替注水系を起動し，原子炉注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
代替直流電源設備は，負荷の切離しを行うことなく，事象発生から 24
時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給可能である。
（添付資料 2.3.2.1）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁の手動操作による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が一時的に低下するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，炉心の冷却は維持される。なお，高圧代替注水系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
（添付資料 2.3.2.2）
事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線へ
2.3.2-14

の交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉
圧力容器内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徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点
で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を開始し，事象発生の 24 時間後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，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。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.2−9 図に示すとおり，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの間に一時的に上昇するが，初期値（約 309℃）
以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆
管の最高温度は，高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％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.2−4 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 8.16MPa[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
2.3.2-15

器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa［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 2.3.2−15 図に示すとおり，全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容
器雰囲気温度は，第 2.3.2−16 図に示すとおり，事象発生の約 24 時間後に最高値の約 141℃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 200℃を下回る。
第 2.3.2−5 図に示すように，高圧代替注水系及び可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，炉心冷却が維持される。また，第2.3.2−15 図及び第 2.3.2−16 図に示すように，事象発生の約 24 時間後に，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.2.3）
安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
2.3.2-16

気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
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)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.2.3

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では，全交流動力電源の喪失に加えて，直流電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系が機能喪失し，原子炉注水機能が喪失すること
で原子炉水位が低下するため，高圧代替注水系及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施すること並びに全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲
気温度が上昇することから，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施すること及び交流動力電源の復旧後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作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として，高圧代替注水系の起動操作，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水），可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷2.3.2-17

却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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実施する重要現象

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，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
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最大 50℃程
度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酸化反応に伴う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めに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2.3.2-18

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ことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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，その差異は小さいことから，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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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 2.3.2.4）

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。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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
2.3.2-19及び酸化反応に伴う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。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される
本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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。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。
（添付資料 2.3.2.4）(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2.3.2−2 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。解析条件の設定に当たっては，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2.3.2-20

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 33kW／m〜約 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，最確条件とした場合は崩壊熱がおおむね小さくなるため，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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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操作開始の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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね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
2.3.2-21

間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.2.4）(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 33kW／m〜約 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。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
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おおむね小さくなり，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，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.3.2-22

（添付資料 2.3.2.4）

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
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，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。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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 8 時間 1 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
2.3.2-23

間として格納容器圧力 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，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは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。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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事象発生から 24 時間 10 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，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。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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若干早まる可能性が2.3.2-24

あるが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は高圧代替注水系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）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。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱操作の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気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。
（添付資料 2.3.2.4）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の高圧代替注水系の起動操作については，操作開始時間が事象
2.3.2-25

発生 25 分後と同様であるが，高圧の注水系統により原子炉注水を実施する
本事故シーケンスに比べて，原子炉減圧操作を実施し低圧の注水系統により原子炉注水を実施することから原子炉水位低下の観点でより厳しくなる「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，10 分の原子炉減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管最の高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水操作）は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしており，低圧代替注
水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断から 170 分程度であることから，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）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，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポ
ンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.2.4）
2.3.2-26

(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。

2.3.2.4(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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.2.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名であり，災害対策要員（初動）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 6 名であり，発電所外から 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)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」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

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による
2.3.2-27

原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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 2,130m ３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
高圧代替注水系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.2.5）

ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
（添付資料 2.3.2.6）

ｃ．電源
2.3.2-28

重大事故等対策時に必要な負荷は約 4,497kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW 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。
また，代替の蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，負荷の切離しを行うことなく，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 2.3.2.7）

2.3.2.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障により蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も機能喪失し原子炉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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備
し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
2.3.2-29

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重要
事故シーケンス「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型
代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
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。
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，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，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「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並
2.3.2-30

びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱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「全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ）」に対して有効である。

2.3.2-31

第 2.3.2−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全電源喪
失の確認

2.3.2-32

高圧代替注水系の起動操作

原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）

電源確保操作対応
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（1／4）
手順・外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全電源喪失となり，原子炉はスクラムするが，直流電源喪失により平均出力領域計装等による確認ができないため，原子炉圧力の推移及び逃がし安全弁の動作状況等により原子炉の停止状態を確認する。
・全電源喪失により，早期の電源回復不能と判断する。
・全電源喪失に伴う高圧注水機能喪失の確認
後，高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施し，高圧代替注水系を起動する。

・高圧代替注水系の起動により，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・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）設定点の間に維持する。
・直流電源の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
・全電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。
＊

常設設備
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊
常設代替直流電源設備

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧

高圧代替注水系
サプレッション・
プール ＊常設代替直流電源
設備
高圧代替注水系
サプレッション・
プール ＊常設代替直流電源
設備−

高圧代替注水系系統流量−

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系系統流量

−

−

−

−

可搬型代替注水中型ポンプ−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（2／4）
手順

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
サ プレッシ ョン ・プ ール水 温度＊
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度 ＊格 納容器雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

2.3.2-33

常設設備
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・全電源喪失の確認後，逃がし安全弁（自動 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に 動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
必要な負荷の電源切替えを実施する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ 高圧窒素ボンベ ＊ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 常 設 代 替 直 流 電 源の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 設備
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な電源の切替操作が完了した後に，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 弁を手動開放することにより，原子炉減圧を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・原子炉減圧により可搬型代替注水ポンプを
西側淡水貯水設備
可搬型代替注 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
替注水系（可搬型））
用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原
水中型ポンプ 原子炉水位（ＳＡ燃料域）
子炉注水が開始され，原子炉水位が回復す
低 圧代替注水系原子炉 注水 流ることを確認する。
量・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
高圧代替注水系系統流量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
原子炉圧力（ＳＡ）
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・高圧代替注水系が停止したことを確認する。
タ ン ク ロ ー リ に よ る 燃 料 給 油 ・タンクローリにより可搬型代替注水設備用 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タンクローリ −操作
軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプ タンクに燃料給油を実施する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（3／4）
手

順

常設設備
西側淡水貯水設備

2.3.2-34

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容
器冷却操作

・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・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。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源
電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作＊

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
可搬設備
計装設備
可搬型代替注 ドライウェル圧力 ＊水中型ポンプ ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊−
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−−

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作

2.3.2-35

使用済燃料プールの冷却操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（4／4）
手順・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイを停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
プール ＊残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
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
可搬設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除去系海水系系 統流 量＊−

低 圧代替注水系原子炉 注水 流量
サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッション・プー ル水 温度＊−

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（1／7）

初期条件

2.3.2-36目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

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

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300 t／h

定格流量を設定

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）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（2／7）

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器（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
ベント管真空破壊装置
作動差圧

主要解析条件

条件設定の考え方

5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
気相部：3,300m３
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

32℃

事故条件

2.3.2-37

3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

設計値を設定外部水源の水温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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

所内常設直流電源設備，非常用
ディーゼル発電機等及び原子炉
隔離時冷却系の機能喪失

所内常設直流電源設備，非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源に期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源喪失を想定

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器
条件

2.3.2-38目

主要解析条件

条件設定の考え方

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）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環ポンプ停止を設定

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（4／7）
主要解析条件2.3.2-39

重大事故等対策に関連する機器条件（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／個逃がし安全弁

条件設定の考え方
設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）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＞

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

第 2.3.2−2 表目

2.3.2-40

重大事故等対策に関連する機器条件

高圧代替注水系

主要解析条件

条件設定の考え方

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
原子炉減圧時の可搬型代替注水ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）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

設計値を設定高圧代替注水系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
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，原子炉注水停止中に格納容器スプレイを実施
残留熱除去系（低圧注水系）
最小流量特性
注水流量：0m３ ／h〜1,676m３ ／h
注水圧力：0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（5／7）

流 量 （ m ３ /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

第 2.3.2−2 表目

2.3.2-41

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系（可搬型）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

主要解析条件

条件設定の考え方

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

炉心冷却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（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 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

1.5

原子炉圧力(MPa［dif］)

項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（6／7）

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器圧力及び雰囲気温度の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）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）

設計値を設定３ ３

スプレイ流量：1.9×10 m ／h
（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（7／7）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.2-42

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

事象発生から 24 時間後

高圧代替注水系の起動操作

事象発生から 25 分後逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）

事象発生から 8 時間 1 分後

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ 格納容器圧力
冷却系（可搬型）による格納 279kPa[gage]到達時
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ
事象発生から 24 時間 10 分後冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定
運転手順に基づき，直流電源喪失を確認した後に高圧代替注
水系の起動操作を実施するため，状況判断及び高圧代替注水
系の起動操作に要する時間を考慮して設定
実際には低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点で，サプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は原子炉減圧を実施するが，余裕時間を確認する観点で
8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉減圧に要する時間を考慮して設定
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

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定凡例

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.2-43

↑

→

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

→

※1

①②

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留熱除去 系
海水ポンプ
(Ｂ)，(Ｄ)

→
②

※2

①②

※1 海へ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

①②

←
②

※2

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)※1①②↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

①②

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

②
↑

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧代替注水系による原子炉注水段階）

凡例

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.2-44

↑

←

※1

①②

→

①②

②

→

→

※1

残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

①②

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

②
↑

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→

①②

※1 海へ

①②

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

例

非常用ディーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

所内常設直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

2.3.2-45↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

→

※2

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

↑

↑

→

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→
残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）（解析上の時刻）（0 秒）：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：判 断

全交流動力電源喪失
直流電源喪失：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

原子炉スクラムの確認 ※ １
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失の確認 ※ ２（25 分）

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ※ ３
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 プ停 止の 確 認

高圧代替注水系の起動操作 ※ ４
使用 済燃 料 プー ルの
冷却
原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系） ※５
可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系（ 可 搬型 ）の起動 準備 操 作 ※ ６

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時間）タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

可搬 型代 替 直流 電源
装置 によ る 非常 用直流母 線へ の 給電 操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ７

Ⅱ

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１０
水位不明ではない

水位不明

原子炉満 水 操作

炉心 損傷 な しの 継続 確 認 ※９※１１

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）以外 によ る
原子 炉注 水 操作・消 火系 に よる 原子 炉 注水 操 作

電源 確保 操 作対 応Ⅰ

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

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１２（約 13 時間）

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

格納容器圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による
格納容器冷却操作

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去（約 24 時間） 系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ３

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作

（24 時 間 ）緊急 用母 線 から の非常 用母 線 の受 電操 作
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）以外 によ る 格納 容器 冷 却操 作
・消 火系 に よる 格納 容 器冷 却 操作Ⅳ
可搬型代替低圧電源車によ る受 電 操作

Ⅲ
緊急用海水系，代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）による原子炉注水並 び に残 留 熱除 去系 （ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系） 又 は残 留熱除去系（サプレッ シ ョン ・ プー ル冷 却 系） によ る 格納 容器 除 熱操 作

Ⅴ

代替循環冷却系による格納容器除熱操作，常設低圧代替注水ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作 並び に ドラ イウ ェ ル内 ガ ス冷 却装 置 によ る格 納 容器 除熱操 作

Ⅵ【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
残留熱除去系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水を継続す る
ことで，原子炉水 位を維持し， 残留熱除 去系（格納容器 ス
プレイ冷却系）又 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ール冷却系）による 格納容器除熱 を継続す る。また，原子 炉
建屋ガス処理系及 び中央制御室 換気系を 起動し，機能喪 失している設備の復 旧に努めると ともに， 残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とする。

Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 消火 系 （デ ィー ゼ ル駆 動 ）に よる 原 子炉 注水 も 実施 可能 で ある 。
Ⅱ
常設 代替 直 流電 源設 備 が使 用 でき ない 場 合は ，可 搬 型代 替直 流 電源 装 置に より 非 常用 直流 母 線へ 受電 す る。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 高圧 電 源装 置 が使 用で き ない 場合 は 可搬 型代 替 低圧 電 源車 によ り 受電 する 。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 消火 系 （デ ィー ゼ ル駆 動 ）に よる 格 納容 器冷 却 も実 施可 能 であ る 。
Ⅴ
緊急 用海 水 系及 び代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系の 使 用も 可能 で ある 。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱， 常 設低 圧代 替 注水 ポン プ を用 い た代 替格 納 容器 スプ レ イ冷 却系 （ 常設 ） 及び 可搬 型 代替 注水 中 型ポ ンプ を 用い た 代替 格
納容 器ス プ レイ 冷却 系 （可 搬 型） によ る 格納 容器 冷 却も 実施 可 能で あ る。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 消火 系 及び 補給 水 系に よ る格 納容 器 冷却 も実 施 可能 であ る 。
また ，格 納 容器 冷却 等 がで き ない 場合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷 却装 置 によ り格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩 和も 可 能で ある 。

※１

直流電源喪失時には，平均出力領域計装等による原子炉 ス クラ ム確 認 はで きな い が， 直流 電 源喪 失 に伴 いス ク ラム パイ ロ ット 電磁 弁 が無 励 磁と なり 原 子炉 スク ラ ムが 発生 す る。 ま た， 原子 炉 スク ラム に 失敗 して い る場 合 は， 炉 心での蒸気発生量が多くなり圧力設定点の高い逃がし安全 弁が 作 動し ， また 作動 頻 度も 高く な るこ とか ら ，原 子 炉圧 力（ Ｓ Ａ） を監 視 する ことで 原子 炉 スク ラム の 成功 ／失 敗 を推 定で き るも の と考 える 。
※２ 直流電源喪失は，中央制御室にて，照明の消灯，非常 用 ディ ー ゼル 発電 機 の機 器ラ ン プ表 示， 機 器故 障 警報 ，非 常 用交 流母 線 電圧 ，直 流 母線電 圧等 によ り 判断 する 。
また，全電源喪失を確認し，早期の電源回復不能と判 断 する 。
※３ 主蒸気隔離弁は制御電源が喪失することで閉となる。
※４ 高圧代替注水系の起動操作は以下により判断し，高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施してから高圧 代 替注 水系 を起 動 する 。
・全電源喪失※５ 高圧代替注水系により，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 に維 持す る 。
※６ 全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認し た 場合 は ，速 やか に 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注水 系 （可 搬型 ） による 原子 炉注 水 の準 備を 開 始す る。 な お， 低 圧代 替注 水 系（ 可搬 型 ）及 び代 替 格納 容 器ス
プレイ冷却系（可搬型）には同じ可搬型代替注水中型ポ ンプ を 用い る 。
※７ サプレッション・プール水温度がサプレッション・プー ル 熱容 量 制限（ 原 子炉 が高 圧 の場 合は 65℃ ）に 到達 又は 超 過し た場 合 は ，低 圧で 原 子炉 注 水可 能な 系統 又は 低 圧代 替注 水系 1 系 統以 上起 動 でき ，逃が し 安全 弁（自 動 減圧 機能）に必要な電源の切替え操作が完了した後に原子炉減 圧 操 作を 実 施 す る 。 実際 の 操 作 では ， 原 子 炉 圧力 が 低 下 し 可 搬型 代 替 注 水中 型 ポ ン プ を用 い た 低 圧 代 替注 水 系 （ 可搬 型 ） に よ る原 子 炉 注 水 が 開始 さ れ た 後に 高 圧 代 替 注水 系が停止するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧 代替 注 水系 （ 可搬 型） の 原子 炉水 位 回復 性能 を 確認 す る観 点で ， 原子 炉減 圧 開始 と同時 に高 圧 代替 注水 系 は停 止す る 想定 とし て いる 。
※８ 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 。
※９ 炉心損傷は，以下により判断する。（炉心損傷が確認さ れ た場 合 は炉 心損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格納容器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が設 計基 準事 故 （原 子 炉冷 却材 喪 失） 相当 の 10 倍以 上
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ） によ る 炉心 損傷 発 生の 判断 が でき ない 場 合は ， 原子 炉圧 力 容器 温度 に より 判断 す る。
※１０ 原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷 却 材の 減 圧沸 騰に よ り原 子炉 水 位の 指示 値 の信 頼 性が 損な わ れる おそ れ があ るた め ，原子 炉水 位不 明 でな いこ と を確 認す る 。
原子炉水位不明は，以下のいずれかにより判断する。
・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・原子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原子炉水位の指示値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※１１ 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。
※１２ 可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（ 可搬 型 ）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 。
※１３ 残留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点に て残 留熱 除 去系（ 低圧 注水 系 ）に 切り 替 え，原子 炉 水位 高（レ ベル ８）設 定点 に て残 留熱 除 去系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系））又 は残 留 熱除 去系（サ プ レッ ショ ン・プ ール 冷却系）に切り替える。

第 2.3.2−2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の対応手順の概要
2.3.2-46

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮25分

操作項目

乾 電池 式 内蔵 型照 明の準備

高 圧 代替 注水 系に よ る原 子炉 注 水 開始

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

2人
A，B

3人
C,D,E

−

●乾電池内蔵型照明（ヘッドライト等）の準備

1分● 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

●全電源喪失の確認●再循 環 ポン プ停 止 の確 認
●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認

中央制御室からの高圧代替注水系起
動 操作

【1人】
A

●高圧代替注水系による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作−

4分−●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

6分

電 源確 保操 作 対応

−

−

2人
a,b

原子炉水位の調整
操 作（ 高圧 代替 注水
系）

【1人】
A

−

−

−

−

8人
c〜j

● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等 の操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

可 搬型 代 替注 水中 型
ポ ンプ を 用い た低 圧
代替注水系（可搬型）の起動操作● 電源 回復 操 作● 高圧代替注水系による原子炉注水の調整操作

適宜 実施

第 2.3.2−3 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

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.2-47

解 析上 考慮 し ない

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

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

8時間 1分

操作の内容

原子 炉減 圧開 始
約13時間

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

24時 間
当直運転員
（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

−

−

−

3人
C,D,E

タ ンク ロ ー リ に よる
燃料給油操作−−

逃 がし 安 全 弁 （ 自動
減 圧機 能 ） の 手 動による原子炉減圧操作

【1人】
B

−

原 子炉 水 位 の 調 整操
作(低圧代替注 水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

原 子炉 水 位 の 調 整操
作（高圧代替注水系）

可 搬型 代 替 注 水 中型
ポ ンプ を 用 い た 低圧
代替注水系（可搬型）の起動操作

常 設代 替 高 圧 電 源装
置 によ る 非 常 用 母線の受電準備操作

8人
c〜j
【2人】
c,d
3人
k,l,m
2人
（参集）

2人
（参集）

−

−

−

【1人】
E

【1人】
k
【3人】
k,l,m

可 搬型 代替 注 水中型
ポ ンプ を用 い た代替
格 納容 器ス プ レイ冷却 系（ 可搬 型 ）による 格納 容器 冷 却操作−

常 設代 替 高 圧 電 源装
置 によ る 緊 急 用 母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常 設代 替 高 圧 電 源装
置 によ る 非 常 用 母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

残 留熱 除去 系 （低圧
注 水系 ）に よ る原子炉 注水 並び に 残留熱除 去系 （格 納 容器ス
プ レイ 冷却 系 ）又は
残 留熱 除去 系 （サプレ ッシ ョン ・ プール
冷 却系 ）に よ る格納
容 器除 熱操 作

【1人】
A

−

24 時間 10 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

●高 圧 代替 注水 系 に よる原 子 炉 注水の 調 整 操作

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分
90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作●逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

4分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

1分

タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

2人
（参集）

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

30 分
185 分

●非常用母線の受電準備操作(現場）●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作

175 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の流量調整操作系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●非常用母線の受電操作

9分●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系，格納容器スプレイ冷却系，サプレッション・プール冷却系）の起動操
作

2分−
原子炉水位高（レベル８）設定点にて格納容器スプレイ又はサプレッショ
ン・ プ ール 冷却 開始 へ の切 替 操作 を実 施 し， 原子 炉 水位 低（ レベ ル３ ）設定
点に て 原子 炉注 水 へ の切替 操 作 を実施●残 留 熱 除去 系 （低圧注水系）に よる 原 子 炉 注 水 並びに残留 熱 除 去 系 （格納容器スプレイ冷却系）
又は残 留 熱除 去 系（サプレッション・プール冷却系）に よる 格納 容 器除 熱 の交互運転操作

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作

解析上考慮 しない
スロッシ ングに よる水 位低下があ る場合 は代替 燃料プール 冷却系 の起動 までに実施す る

適宜 実 施使 用済 燃 料 プ ー ルの冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水及び 格納 容 器除 熱

−

【1人】
B

【1人】
E

非 常用 母線 受電●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m及び参集6人

第 2.3.2−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.2-48

解析上考慮 しない
約25時間 後まで に実施 する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）10

高圧代替注水系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の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し，崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

6

(MPa[abs])（MPa[abs]）

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−4 図

原子炉圧力の推移

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）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

高圧代替注水系の起動／停止による
原子炉水位の維持
レベル 8
レベル 3

シュラウド外レベル 2

シュラウド内（高出力燃料集合体）

10

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（約 8 時間）

5

注水開始後
徐々に水位が回復

燃料有効長底部

シュラウド内炉心下部プレナム

（ｍ）
(m)
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※※：シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.3.2-49

1000

800

注水流量

注水流量

600

(m ３ ／h)
400（m3/h）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系(可搬型)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）

高圧代替注水系による注水（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）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−6 図

注水流量の推移

5000

逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 弁解放による原子炉減圧（約 8 時間）

4000

蒸気流量

蒸気流量

3000

(t／h)
（t/h）
2000
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.2-50

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（自動減圧機能）7 弁作動による水量減少（減圧と同時に高圧代替注水 可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の系が停止することを想定）（約 8 時間）
起動／停止による水量増減400

高圧代替注水系の起動／停止による水量増減

300

200

100

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

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して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.2-51

1.0E+6
核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−10 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

1.2
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水の開始によるボイド率増加

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
（−）
0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−11 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

2.3.2-52

1.2

1

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水の開始によるボイド率増加

ボイド率
ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

（−）
(−)

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.2-53

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 2.3.2−14 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

2.3.2-54

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇

ドライウェルサプレッション・チェンバ

最高圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント
管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）

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

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

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
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
(℃)
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減に伴い，格納容器への放熱量が変動することから上下する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）

200

100

（℃）

最高温度：約 141℃（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.2-55

168

20

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

ル水位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し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.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）

200ー

サプレッション・プール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）

ル
水
温度

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.2-56

168

添付資料 2.3.2.1
蓄電池による給電時間評価結果について

重大事故等対処設備に電源供給を行う常設代替直流電源設備として ， 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 1 系 統 を 有 し て い る 。
高 圧 代 替 注 水 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，緊 急 用 直 流 125V 主 母 線
盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。全 交 流
動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，高圧
代替注水系を起動し，原子炉への注水を行う。同蓄電池からの電源供給としては，電源供給開始から負荷の切り離しを行うことなく，
24 時 間 ※ １ に わ た り 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 注 水 に 係 る 負 荷 に 電 源 を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,282Ah で あ る こ と に 対 し ，
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ 2 で あ る こ と か ら ，24 時 間 にわたり高圧代替注水系の運転継続のための電源供給が可能である。
（第 1 図）※1

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ）に お い て は ，事 象 発 生 8 時 間 後に 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 に 切 り 替 え る が ，蓄 電 池 の 容 量 評 価 を 保 守 的に 評 価 す る た め ， 高 圧 代 替 注 水 系 を 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定で評価を実施している。

※2

蓄 電 池 容 量 は ，使 用 開 始 か ら 寿 命 ま で の 間 変 化 し ，使 用 年 数 を
経 る に 従 い 容 量 が 低 下 す る た め ，蓄 電 池 容 量 の 算 出 に あ た っ ては ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） に よ る 保
守 率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流
添付 2.3.2.1-1

で は な く ，設 計 値 を 用 い て い る こ と か ら ，必 要 容 量 に 対 し て 余裕を持った容量を設定している。

(1)

常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階

放電時間
24 時間

主要負荷名称1分

1440 分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・高圧代替注水系
電動弁
600
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
400
・逃がし安全弁・計装設備
・その他負荷200・負荷余裕1,000A・遮断器引き外し完了
・高 圧 代 替 注 水 系 電 動 弁 動 作 完 了

173.4A0
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

第 1図6,000Ah

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

添付 2.3.2.1-2

負荷曲線

添付資料 2.3.2.2
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代替注水系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）では，約 8 時
間の高圧代替注水系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図に高圧代替注水系の系統構成概略を示す。
高圧代替注水系の起動から約 8 時間の継続運転のために代替直流電源を必要とする設備として，計測制御設備及び電動弁があるが，これら に 電 源 供 給 が 可 能 で あ る こ と は 添 付 資 料 2.3.2.1 に て 確 認 し て い る 。
事故時には代替直流電源の容量以外にも，サプレッション・プール
水温度の上昇や常設高圧代替注水系ポンプ室温度及び中央制御室温度の上昇が，高圧代替注水系の運転継続に影響することも考えられるため ， そ の 影 響 に つ い て も 確 認 し た （ 第 1 表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は高圧代替注水系の 8 時間継続運
転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.2.2-1

第 1表

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系の継続運転への影響評価

要因

影響概要

評

価

サプレッション・

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 に よ り ，高常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 第 一 水 源 で あ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ

プール水温度上昇

圧代替注水系ポンプのキャビテーションやポン
プ 軸 受 の 潤 滑 油 冷 却 機 能 が 阻 害 さ れ ，高 圧 代 替 注

ー ル を 水 源 と し た 場 合 ， 事 象 発 生 後 8 時 間 で の 水 温 は 約 100℃ とな る 。（ 第 3 図 ）水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

こ の 時 の 高 圧 代 替 注 水 系 の 有 効 吸 込 み 水 頭（ Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ ）は ，類 似シ ス テ ム で あ る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ と 比 較 評 価 し ，有 効 Ｎ
Ｐ Ｓ Ｈ 評 価 条 件 で あ る 静 水 頭（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 低 レ
ベ ル 〜 ポ ン プ 吸 込 み レ ベ ル ）及 び 配 管 設 計 が 類 似 と な り ，静 水 頭
及び配管圧損に大きな差異が生じないことから，サプレッショ
ン ・ プ ー ル 水 温 上 昇 時 に お い て も ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 同

添付 2.3.2.2-2

様 ，必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ に 対 し 有 効 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ が 上 回 る た め ，キ ャ ビ テ ーシ ョ ン は 発 生 し な い 。ま た ，温 度 耐 性 の 観 点 か ら も ，高 圧 代 替 最
高 使 用 温 度 120℃ で 設 計 す る た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 温
度上昇による高圧代替注水系の 8 時間運転継続への影響はない。
常設高圧代替注水系ポンプ室温度上昇中央制御室温度上昇

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の ポ ン プ ，電 気 制 御 系 統 ，弁 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ） 時 の 常 設 高 圧 代 替 注 水 系
タ ー ビ ン 等 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 ポ ン プ 室 温 度 を 評 価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約
度 は 65.6℃ を 想 定 し て い る 。 全 交 流 動 力 電 源 喪
失 時 は 換 気 空 調 系 が 停 止 し て い る た め ，高 圧 代 替

6 5 ℃（ 初 期 室 温 4 0 ℃ ）で あ り ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の 設 計 で 想 定
し て い る 6 5 . 6 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン

注水系が設置される高圧代替注水系ポンプ室温が 65.6℃ を 超 え ， 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 運 転

プ室温度上昇によって高圧代替注水系の 8 時間継続運転は阻害されない。

に影響を与える可能性が考えられる。

（補足資料）

中央制御室に設置する高圧代替注水系制御盤の設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 は 40℃ で あ

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ ）は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長期 Ｔ Ｂ ）と ほ ぼ 同 様 の 事 象 進 展 で あ り ，中 央 制 御 室 の 温 度 評 価 にる 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失 で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す
る た め ，中 央 制 御 室 温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，高 圧

当 た っ て は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 直 流 電 源 の 熱 負 荷に包含されることから，全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

代替注水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

時 の 中 央 制 御 室 温 度 は ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 評 価
結 果 と 同 様 で あ り ，制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度
4 0 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，中 央 制 御 室 温 度 上 昇 に よ っ て 高 圧 代
替 注 水 系 の 8 時 間 継 続 運 転 は 阻 害 さ れ な い 。（ 添 付 資 料 2 . 3 . 1 . 1 ）第 1図高圧代替注水系系統概要図

添付 2.3.2.2-3

F064

F063

MO

MO

主蒸気系よりRCICへ
MO

トリップ電磁弁
遠隔トリップ

高圧代替注水系
蒸気供給弁

トリップ
装置

振動/速度トリップ

トリップ
排気弁

：蒸気配管（高圧）：蒸気配管（低圧）：水系配管（高圧）：水系配管（低圧）
：電気信号

制御盤

トリップリセット

ポンプ吐出ﾄﾘｯﾌﾟ/
ｽﾛｯﾄﾙ弁圧力ガバナ

添付 2.3.2.2-4

トリップリセット
（手動）

速度
検出器

ベンチュリノズル

振動
検出器

ポンプ吸込
加速度
トリップボルト
潤滑水室（ケーシング内包）

潤滑水室
圧力調整器

サイクロン
セパレータ

蒸気出口

第 2図

常設高圧代替注水系ポンプ周り系統図

300

サプレッション・プール水温度200

8 時間時点の温度
約 99℃

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

100

(℃)

(℃ )
0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.3.2.2-524添付資料 2.3.2.2

補足資料

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系ポンプ室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 4 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，室温が評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制される。

高温側の部屋躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋

温度（℃）

高温側の室温躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体コ ンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第4図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.2.2-6

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

常設高圧代替注水系ポンプ室の条件
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：692m3・容・熱 容 量：715kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 2 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 3 表に示す。

第2表

常設高圧代替注水系ポンプ室

時間
(h)
発熱負荷
(kW)

0

1

2

3

4

5

6

7

8

14.5

14.5

14.5

14.6

15.1

15.6

16.0

16.5

16.9

第3表

常設高圧代替注水系ポンプ室

時間(h)
0
1
2
3
4
5
6
7
8

配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定(℃)※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
87
94
99

※1
※2

発熱負荷

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管(kW)
機器(kW)
9.5
5.0
9.5
5.0
9.5
5.0
9.6
5.0
10.1
5.0
10.6
5.0
11.0
5.0
11.5
5.0
11.9
5.0

注水配管以外にはタービン側配管がある。それは保守的に最高使用温度が 0h〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。

添付 2.3.2.2-7

②

常設高圧代替注水系ポンプ室に隣接する部屋の温度
第 4 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 5 図に常設高圧
代替注水系ポンプ室と隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

第4表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件(℃)

設定理由

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少なく，夏季設計温度 40℃から 5℃程度上昇することが想定される。このため，これに余裕を見た左記温度を設定。

サプレッショ
ン・チェンバ99.0

全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェン
バの 8 時間後の最大温度を設定。

20.0

水戸市の地中温度の最大となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）

原子炉棟

地中

添付 2.3.2.2-8

原子炉建屋地下 2 階 ※１

原子炉建屋地下 1 階※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第5図

高圧代替注水系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.2.2-9

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W/m2・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率評価壁面

物性値 ※２

熱伝導率1.6（W/m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2/s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）において，事象発生 8 時後の常設高圧代替注水系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室温度は，全交流
動力電源喪失（長期ＴＢ）の評価結果と同様であり，制御盤の設計で想定している環境の最高温度 40℃以下であり，設計で考慮している温度を超過しないため，高圧代替注水系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第6図

常設高圧代替注水系ポンプ室温の推移

添付 2.3.2.2-10

添付資料 2.3.2.3
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）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。
原子炉安定状態の確立について
高圧代替注水系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替注水
中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き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，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系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 1 50℃ 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。
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。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容
器 か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。ただ し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子
炉 圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の状態も含め安定傾向とする。

【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，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.2.3-1

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（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

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

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.2.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気
液熱非平衡

解析モデル

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 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 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 。

「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 最大 50℃ 程度
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 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 。

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。ただし，おおむね炉心部の冠水が維持さ れる 本 事故 シー ケン ス では ，この 影 響は 小さ い と考 えら れる 。

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 び酸 化反 応 に伴 う発 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 高め に評 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。
有効 性 評価 解析 で は炉 心 の冷 却は 維 持さ れ， ， 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。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う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 。

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。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，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 2.3.2.4

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）（2／2）

重要現象

炉心

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 2.3.2.4-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

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

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 ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ 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 想定 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初期値を上回ることがなく，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 。

第 1-2 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（ＭＡＡＰ）

重要現象

炉心
原子炉
圧力容器

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

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「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 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水設備含む）

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 。

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 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， 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 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 雰囲
気温 度の 傾 向を 適切 に再 現 でき てい る こ とか ら， 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 る可 搬型 代 替注 水中 型ポ
ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格納
容器 冷却 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 いこ と か ら， 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 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 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 ，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雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
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 。

格納容器各領域
間の流動

格納容器

添付 2.3.2.4-3

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

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

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。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ 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 。

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 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
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〜約 ＋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 2.3.2.4-4

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 kW／ m〜
約 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 象 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 い 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 ， 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 象 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 い 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 ， 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 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 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 。

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。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ いと 考え ら れる 。

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，事象 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 いこ 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 。
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 ，事象 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 さい 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。
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 。

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

5kPa[gage]

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

添付 2.3.2.4-5

初期条件

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドライウェル
雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜約 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

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

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 お おむ
ね 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 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 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 ， 同 様 に 格 納 容器
圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 並び に 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 を操 作 開 始 の 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 操 作 開 始 の 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 り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 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 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむ
ね小 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 は 緩和 され る。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッショ
ン・プー ル水 位 及び サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 温度 の 上昇
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 が大 き くな る。

最確 条件

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 ）

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

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 の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに 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 い 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 り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 象進 展 に与 える 影響 は 小さ いこ 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 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 の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ 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 いこ 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 。

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

初期条件

添付 2.3.2.4-6

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 ）

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 ）

ベント管
真空破壊装置
作動差圧

外部水源の温度35℃

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

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 い 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 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
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 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。
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 。

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 さい 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 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く 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 。

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 お お む ね 低 く なり ， 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 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 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 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな り，格 納容 器ス プ レイ によ る圧 力 抑制
効果 が高 ま るが ，運 転員 等 操作 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スプレイ開始時の圧力で決 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 。

最確 条件

35℃ 以下

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
設計 値を 設 定

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

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。

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
解析条件

初期条件

外部水源の容量

約 8,600m ３

燃料の容量

約 1,010kL

起因事象
事故条件

安全機能の喪失に対する仮定

原子炉スクラム
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-7

外部電源

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備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。

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋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 ）

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

外部電源喪失−所内常設直流電源設
備，非常用ディーゼル
発電機等及び原子炉
隔離時冷却系の機能喪失−

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す るもの とし て 設定
所内 常設 直 流電 源設 備，非常 用デ ィーゼル発電機等及び原子炉隔離時
冷却 系の 機 能喪 失を 設定

外部電源なし−タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／h／個〜
410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個〜
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放す
ることによる原子炉
減圧（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

逃がし安全弁

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確 条件
−

−

−

−

起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定

外 部 電 源 喪 失 は 起 因 事象 と し て 設 定 し て い る こ と か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し な い 。

原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

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 ， 同 様 に 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 を操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員 等操
作の 開始 時 間は 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
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 ，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 び雰 囲 気温 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 。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
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
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 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
高圧 代替 注 水系 を手 動起 動 させ るこ と か ら，逃が し弁 機 能に期待した場合でも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 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。

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

高圧代替注水系

残留熱除去系（低圧注水系）

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-8

低圧代替注水系（可搬型）

代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）

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・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

設計 値を 設 定
高圧 代替 注 水系 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。

・注水流 量 ：0m ３ ／h〜
1,676m ３ ／h 以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計 基準 事故 の 解析 で用 い る最小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 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 ， 注 水 後 の 調 整操 作 で あ る 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 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 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。

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 ，お お む ね 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 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 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 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。

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。

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 。

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。

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 海 水 温 度 が お お む ね 低 め とな
り 除 熱 性 能 が 向 上 す るた め ， 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 る が ， 残 留 熱 除去
系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 冷 却 系 ） に よ る 格 納 容器
除 熱 後 に こ れ ら の パ ラメ ー タ 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 。

最確 条件 と した 場合 には ，海水 温度 が おお むね 低め と なり
除熱 性能 が 向上 する ため ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲気 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 。

解析条件

最確 条件

・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流量：
0m ３ ／h〜
1.676m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃，海水 温 度 32℃ 以 下 に おいて）

設計 に基 づ き，併 用 時の 注入 先 圧力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定

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（1／5）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

高圧代替注水系の起動操作

事象発生から25 分後

添付 2.3.2.4-9

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

可搬型照明の準備完了後，運転手順に基づき，直流電源喪失を確認
し，高圧代替注水系の準備が完了
した時点で原子炉注水を開始するため，状況判断
及び高圧代替注
水系の起動操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中 央 制御 室に て 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障 警報，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る 。可 搬 型照 明の準備 に 1 分 ，事 象初 期の 状 況判 断に 余 裕 時間 を含 め 10 分 を 想定 して い る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 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 影 響は 非常 に小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 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 】
高圧 代替 注 水系 に必 要な 負 荷の 電源 切 替 操作 とし て 4 分，高 圧代 替注 水 系の 起
動操 作と し て 6 分を 想定 し ，余 裕時 間 を 含め て操 作 時間 とし て 10 分 を 設定 し
てい る 。い ずれ も 中央 制御 室 の制 御盤 の 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 】
全電源喪失時の状況を考慮して可搬型照明を確保した後に操作を実施する想定と して お り，ま た ，中 央制 御 室の 制御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であ ること から ，誤操 作 は起 こり に くく ，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 ，高 圧 代替 注
水系に必要な負荷の電源切替操作及び高圧代替注水系の起動
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 開
始時間は解析上の設定よりも若干早まる
可能 性が あ るが ，原 子
炉注水操作を最優先に実 施す る ため ，こ の他の運転員等操作に与え 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 。

操作開始時間が事象
発 生 25 分 後と 同様 である が，高 圧の 注水 系
統により原子炉注水を実施する本事故シーケ ンス に 比べ て，原
子炉減圧を実施し低圧の注水系統により原子炉注水を実施することから原子炉水位の低下の観点でより厳 しく な る「 ＬＯ Ｃ
Ａ時 注水 機 能喪 失」におい て ，10 分の 原子 炉
減圧開始遅れを想定した 場合 で も，燃料 被覆管の最高温度は約706 ℃ で あ り ， 燃 料 被覆管の破裂は発生せず，評価 項 目を 満足 することから時間余裕があ る。
（添 付資 料 2.6.7）

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，起因事象の外部電源喪失から全電源喪失の認知後の高圧代替注水系の起 動操 作 まで 25分としているとこ
ろ，訓練実績は約14 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。

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（2／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-10

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点
でサプレッション・プール水温度
が熱容量制限を超過している場
合は原子炉減圧を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉減圧に要する時間を考慮して設定【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機器 故障 警報 ，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る。可搬 型 照明 の準備 に 1 分 ，事 象 初期 の状 況 判断 に余 裕 時間 を含 め 10 分を 想 定し てい る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 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 す影 響 は非 常に
小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ホ イー ル ロー ダ等 に て必 要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る 。要 員 の移 動時 間に 20 分,可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 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。
逃が し安 全 弁（自 動 減圧 機能 ）の 手動 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 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお 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。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の 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 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子 炉注 水に移行するまでの期
間は ，高 圧 代替 注水 系
により原子炉注水が確保されていること
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 時間 余 裕

訓練 実績 等

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧
代替 注水 系 （可 搬型 ）の準備完了後に実施する もの で あり ，評 価
上は余裕時間を確認する 観点 で 8 時 間後 に準備が完了するものとし てお り ，準 備時 間が確保できることから， 時間 余 裕が ある 。

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水中型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 と想定している。要員の 移動 時 間は 20分以内であり，可
搬型代替注水中型
ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等
では 約 154 分。 原
子炉注水のための系統構成は，移動も含め所要時間を125 分 と 想 定 し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 115
分，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，所要時 間を 1 分と 想定しているところ
訓練実績等では約1 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 。

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（3／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-11

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た低圧代替
注水系（可搬型）による原
子炉注水操
作に用いる
可搬型代替
注水中型ポ
ンプへの燃
料給油操作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，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【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水操 作）」と同様 であ り ，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 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお 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 び移 動・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 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない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 ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 めて 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。ま た，以降 ，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おり，許容時
間 210 分 のと ころ ，訓練実績等により約 18 分。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。

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（4／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-12

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による
格納容器冷
却

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，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 ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）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 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

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 ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直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 。

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 ，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。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水中型ポンプを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 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 。

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（5／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-13

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並
びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納
容器除熱操
作

事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，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 ，当 直運 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 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 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 は十 分 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 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 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 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 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 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合でも格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
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。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間 を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

添付資料 2.3.2.5
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 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.2.5-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，高圧代替注水系
により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.2.5-2

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

積 算 注 水 量 (m３ )可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始

4,300m３
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.2.5-3

添付資料 2.3.2.6
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，ＴＢＵ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（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）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

添付 2.3.2.6-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

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 12.0kL

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添付資料 2.3.2.7
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
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

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 248
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 1,206

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑨

5,000

⑤
4,000

⑦

⑧

⑩

⑥
④

3,000

③
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

2,000

②
1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲ 24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置追加
3 台起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.2.7-1

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

2.3.3.1(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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」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「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｈ
ＰＣＳ失敗」，②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋Ｄ
Ｇ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。

(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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失により，電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁 1 弁が開固着することで原子炉圧力が低下し，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も停止することで全ての原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容
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。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，逃がし安全弁 1 弁開固着によって，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで原子炉注水機能が喪失し，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には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等対処設備
並びに交流動力電源を必要としない重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
2.3.3-1

以上により，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁 1 弁開固着によって蒸気駆動の原子炉注水機能が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉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。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」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，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧電源
装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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 2.3.3−1 図に，対応手順の概要を第 2.3.3−
2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事
2.3.3-2

故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.3−1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）24 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 13 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名並びに可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の現場系統構成及び流量調整を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.3−3 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，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム，全交流動力電源喪失及び逃がし安全弁開固着の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止しているにもかかわらず，原
子炉圧力が低下していることにより逃がし安全弁の開固着を確認する。
さらに，再循環ポンプが停止したことを確認する。
原子炉スクラム，全交流動力電源喪失及び逃がし安全弁開固着の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装，原子炉圧力等である。

2.3.3-3

ｂ．原子炉隔離時冷却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が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，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（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
原子炉隔離時冷却系の停止後は，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容
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徐々に低下するため，燃料有効長頂部に到達したことを確認した場合は，炉心損
傷がないことを継続的に確認する。
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，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部
2.3.3-4

電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。なお，逃がし安全弁の開固着により原子炉圧力が低下していることから，原子炉圧力が低圧代
替注水系（可搬型）の吐出圧力を下回った場合は，原子炉注水が開始される。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）を開固着したものを含め 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子2.3.3-5

炉注水操作により，原子炉水位が回復したことを確認する。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（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｊ．直流電源の負荷切離操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間
後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全交流動力電源喪失に伴い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。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である
171℃に近接した場合は，現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
2.3.3-6

サプレッション・プール水位等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
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の受電操作に必要な計装設備
は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，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介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｏ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。
2.3.3-7

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｐ．使用済燃料プールの冷却代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水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ことで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。

2.3.3.2(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，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機を喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能を喪失するとともに，逃がし安全弁の再閉鎖失敗により蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下した後は，原子炉隔離時冷却系も停止することで，全ての注水機能が喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ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，2.3.3-8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，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。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，燃料被覆管温度が高温となる領域において，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をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価する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 2.3.3−2 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
2.3.3-9

(a)起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力
電源を喪失するものとする。同時に，逃がし安全弁 1 弁の開固着が発生するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

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
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環ポンプ
再循環ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（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，逃がし
2.3.3-10

安全弁（自動減圧機能）を開固着の 1 弁と合わせて合計 7 弁使用するものとし，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。
(e)

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 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。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する。また，
運転手順の停止判断基準に余裕を考慮して，原子炉圧力が1.04MPa[gage]まで低下した時点で停止するものとする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用 母 線 の 受 電 が 完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h（0MPa[dif] ※ 〜1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。なお，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）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
※(g)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[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
2.3.3-11場合は，50m ３ ／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）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，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。
(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ

レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）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。
(a)

交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
2.3.3-12

間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。
(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動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）は，事象発生の 3 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 3 時間 1 分後に実施する。

(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンス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 2.3.3−4 図から第 2.3.3−8 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2.3.3-13

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 2.3.3−9 図から第2.3.3−14 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 2.3.3−15 図から第 2.3.3−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプの停止が発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
逃がし安全弁 1 弁が開固着することで，蒸気の流出が継続し，事象発生の約 1.3 時間後に原子炉圧力が 1.04MPa[gage]まで低下し，原子炉隔離時冷却系が停止することで原子炉水位は徐々に低下し，燃料有効長頂部を下回る。
事象発生の 3 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁の手動操作による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位は低下するが，可搬型代
替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子炉注水が開始されると，原子炉水位は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，逃がし安全弁の開固着に
2.3.3-14

より蒸気が流出することで炉心が露出し上昇する。その後，原子炉減圧操作による減圧沸騰に伴い一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠
水し，ボイド率は低下する。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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内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徐々に上昇する。このため，事象発生の約 14 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却を開始し，事象発生の 24 時間後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による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。

ｂ．評価項目等
2.3.3-15

燃料被覆管温度は，第 2.3.3−9 図に示すとおり，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 212
分後に約 746℃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。
原子炉圧力は，第 2.3.3−4 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 8.16MPa[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 8.46MPa［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 2.3.3−15 図に示すとおり，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内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，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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 14 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容
器雰囲気温度は，第 2.3.3−16 図に示すとおり，事象発生の約 14 時間後に最高値の約 141℃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 200℃を下回る。
2.3.3-16

第 2.3.3−5 図に示すように，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）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，炉心冷却が維持される。また，第 2.3.3−15 図及び第2.3.3−16 図に示すように，事象発生の約 24 時間後に，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.3.1）
安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
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)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.3.3

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では，全交流動力電源の喪失に加えて，逃がし安全弁 1 弁が開固着することに伴い原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲まで
原子炉圧力が低下し，原子炉隔離時冷却系が停止することで原子炉水位が低下するため，直流電源の負荷切離操作を実施すること，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施すること並びに全交
流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲気温度
2.3.3-17

が上昇することから，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施すること及び交流動力
電源の復旧後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱操作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として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作），直流電源の負荷切離操作，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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実施する重要現象

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，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
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最大 50℃程
度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，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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2.3.3-18

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酸化反応に伴う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めに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ことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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，その差異は小さいことから，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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却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 2.3.3.2）
2.3.3-19

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酸化反応に伴う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。
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。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。
（添付資料 2.3.3.2）

2.3.3-20(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2.3.3−2 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。解析条件の設定に当たっては，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 33kW／m〜約 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，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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おおむね小さくなるため，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，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，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，同様に格納
容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
2.3.3-21初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，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いことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね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ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.3.2）(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 33kW／m〜約 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おおむね小さくなるため，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，原子炉水位の低下は緩和され，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・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，炉心流量及びドライウェル雰
2.3.3-22囲気温度は，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いことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）

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
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は，解析上の操

作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，認知時間及び移動・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若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する
場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
2.3.3-23

操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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 3 時間 1 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
間として格納容器圧力 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，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは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。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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事象発生から 24 時間 10 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，認知時間及び移動・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若干早まる可能性がある。
2.3.3-24

（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作は，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若干早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，所定の時間までに実施することで評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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，解析上の注水開始時間は余裕時間を含めて設定されており，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があり，この場合には，原子炉注水の開始が早くなることで炉心が露出する時間が短くなり，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。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）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。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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
2.3.3-25

よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱操作の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気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。
（添付資料 2.3.3.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は事象発生から 1 時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離操作（現場）は事象発生の8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
第 2.3.3−19 図から第 2.3.3−21 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，運
転手順に従い原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮し，事象発生から 3 時間
56 分（操作開始時間の 55 分の時間遅れ）までに操作を実施する場合，燃料被覆管の最高温度は約 875℃となり，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，55 分程度の時
間余裕は確保されている。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）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，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプを使用し，可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を事象発生の 3 時間
2.3.3-26

後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としており，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.3.2，2.3.3.3）

(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。

2.3.3.4(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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.3.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名であり，災害対策要員（初動）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 6 名であり，発電所外から 2 時間以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。

2.3.3-27

(2)必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」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

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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 2,160m ３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.3.4）

ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要とな
2.3.3-28

る。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
（添付資料 2.3.3.5）

ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 4,497kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW 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。
また，蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 2.3.3.6）

2.3.3.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁再閉鎖失敗が重畳し原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することに伴い原子炉隔離時冷却系も停止し原
子炉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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）
2.3.3-29

による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁を開保持することで可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。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可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ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，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）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。
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2.3.3-30

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，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，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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」
において，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並
びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱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「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対して有効である。

2.3.3-31

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム，全交流動力電
源喪失及び逃がし安全弁開固
着の確認

2.3.3-32

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（1／5）
手順・外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力が逃がし安全弁の設定点以下まで低下することにより異常を検知し，逃がし安全弁の開固着を確認する。
・再循環ポンプが停止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）設定点に到達した時点で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。

常設設備
所内常設直流電源
設備
常設代替直流電源
設備
主蒸気隔離弁 ＊逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

原子炉隔離時冷却系＊
サプレッション・
プール ＊所内常設直流電源設備

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 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉隔離時冷却系系 統流 量＊

＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

2.3.3-33
早期の電源回復不能の確認

電源確保操作対応

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（2／5）
手順

・原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・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）設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
・原子炉隔離時冷却系の停止後は，逃がし安全弁の開固着により原子炉水位が徐々に低下し，燃料有効長頂部に到達したことを確認した場合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試みる
が，失敗したことを確認し，早期の電源回
復不能を確認する。
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
＊

常設設備
原子炉隔離時冷却系＊
サプレッション・
プール ＊所内常設直流電源設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉隔離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格 納容器雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

−

−

−

−

−

−

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（3／5）
手

順

常設設備

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

2.3.3-34

・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪
失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備を開始する。
・逃がし安全弁の開固着により原子炉圧力が低下していることから，原子炉圧力が低圧
代替注水系（可搬型）の吐出圧力を下回った場合は，原子炉注水が開始される。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・可搬型代替注水ポンプを用いた低圧代替注の手動による原子炉減圧操作
水系（可搬型）の起動準備操作の完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型））
替注水系（可搬型）の原子炉注水により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・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）設定点の間に維持する。

−

タンクローリによる燃料給油操作

可搬型設備用軽油
タンク

・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ ＊西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉圧力 ＊
水中型ポンプ 原子炉圧力（ＳＡ）−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替注水系原子炉 注水 流
量
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

タンクローリ＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
直流電源の負荷切離操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容
器冷却操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（4／5）
手

順・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場配電盤にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施する。
・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設設備
所内常設直流電源設備

計装設備

2.3.3-35

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−−

ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

−

−

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・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。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源
電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

２Ｃ電圧 ＊
２Ｄ電圧 ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（5／5）
手順

2.3.3-36

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作

・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
プール ＊残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
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
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除去系海水系系 統流 量＊−

低 圧代替注水系原子炉 注水 流量
サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッション・プー ル水 温度＊−

：有効性評価上考慮しない操作，
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（1／7）

初期条件

2.3.3-37目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

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

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

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＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

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）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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

第 2.3.3−2 表
項

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器（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
ベント管真空破壊装置
作動差圧

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（2／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
気相部：3,300m３
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

32℃

事故条件

2.3.3-38

3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

設計値を設定外部水源の水温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，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機等の機
能喪失
逃がし安全弁 1 弁開固着

本重要事故シーケンスの前提条件として非常用ディーゼル発電機等の機能喪失と同時に逃がし安全弁 1 弁の開固着を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器
条件

2.3.3-39目

主要解析条件

条件設定の考え方

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）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環ポンプ停止を設定

第 2.3.3−2 表項

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-40

逃がし安全弁目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方（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（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 弁を開放することによる原子炉減圧（再閉鎖失敗の 1 弁と合わせて 7 弁で原子炉減圧）＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

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

第 2.3.3−2 表目

2.3.3-41

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

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
運転手順の停止判断基準に余裕を考慮して，原子炉圧 力が 1.04MPa[gage]まで 低下した時点で 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よらず一定の流量にて注水する設計となっている

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
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，原子炉注水停止中に格納容器スプレイを実施
残留熱除去系（低圧注水系）
最小流量特性
注水流量：0m３ ／h〜1,676m３ ／h
注水圧力：0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（5／7）

流 量 （ m ３ /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

第 2.3.3−2 表目

主要解析条件
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

2.3.3-42

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系（可搬型）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 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

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，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定
1.5

原子炉圧力(MPa［ dif］)

項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（6／7）

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器圧力及び雰囲気温度の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）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）

設計値を設定スプレイ流量：1.9×10３ m３ ／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.3−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（7／7）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.3-43

常設代替高圧電源装置による事象発生から 24 時間後
非常用母線の受電操作
所内常設直流電源設備の不要 事象発生から 1 時間まで（中央制御室）
な負荷の切離操作
事象発生から 8 時間後（現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプ 事象発生から 3 時間 1 分後を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ 格納容器圧力
冷却系（可搬型）による格納 279kPa[gage]到達時
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ
事象発生から 24 時間 10 分後冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定
本事故シーケンスの前提条件として設定
状況判断，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設
定
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て設定

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着

非常 用デ ィ ーゼ ル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

所内 常設 直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設 代替 直流電源設備

2.3.3-44

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
※1

※1 海へ

①②

残留 熱除 去系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

←

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口①②→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→↑②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

→

①②

②
↑

→

タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着

非常 用デ ィ ーゼ ル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

所内 常設 直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設 代替 直流電源設備

2.3.3-45

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
→

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

①②

※1 海へ

※1

③

①②

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク③←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

②
↑

→

←
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

①②

↑
②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能③： 逃が し 安全 弁の 開 固着 に 伴う 原子 炉 圧力 の低 下 によ り従 属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着

非常 用デ ィ ーゼ ル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

所内 常設 直流電源設備
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設 代替 直流電源設備

2.3.3-46→
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

→

※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

↑

→

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

↑

海へ ※2

←

→
残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

※3

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

凡（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）

例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）全交流動力電源喪失
逃がし安全弁の開固着：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操 作

逃がし安全弁開固着の確認（約 185 秒 ）再循 環ポ ン プ停 止の 確 認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁 機能 ） による 原子 炉 圧力 制御 の 確認 ※ ２

原子炉スクラム ※ １ 及び全交流動力電源喪失の確認：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※３

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達
早期 の電 源 回復 不能 の 確認 ※ ５

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系（ 可 搬型 ）の起動 準備 操 作 ※ ６

使用 済燃 料 プー ルの冷 却

タン クロ ー リに よる
燃料 給油操 作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４（約 79 分）原子炉隔離時冷却系以外による原子炉注 水操 作・高 圧代 替 注水 系に よ る原 子 炉注 水操作

原子炉圧力1.04MPa[gage]
原子炉隔離時冷却系注水停止

電源 確保 操 作対 応Ⅰ

（1 時 間）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替
注水 系（ 可 搬型 ）以 外 によ る 原子 炉注 水 操作・消 火系 に よる 原子 炉 注水 操 作

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７

炉心 損傷 な しの 継続 確 認 ※９Ⅱ

直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）（8 時 間）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（約 3 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ８

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認※１０

原子炉満 水 操作 ※１１

水位不明ではない

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復
常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１２（約 14 時間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作

（24 時 間 ）格納容器圧力279kPa[gage]到達

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電操 作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作（約 24 時間 ）残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ３

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用い た代 替
格納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 可 搬型 ）以 外によ る格 納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容 器冷 却 操作Ⅳ

可搬型代替交流電源設
備に よる 受 電操 作

Ⅲ

緊急用海水系及び代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系（ 低 圧注 水系 ）による原子炉注水並 び に残 留 熱除 去系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系）又は 残 留熱 除
去系（サプレッショ ン ・プ ー ル冷 却系 ） によ る格 納 容器 除熱 操 作
残 留 熱 除 去系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水を継続す る
こ と で ， 原子炉水 位を維持し， 残留熱除 去系（格納容器 ス
プ レ イ 冷 却系）又 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ー
ル 冷 却 系 ）による 格納容器除熱 操作を継 続する。また， 原子 炉 建 屋 ガス処理 系及び中央制 御室換気 系を起動し，機 能
喪 失 し て いる設備 の復旧に努め るととも に，残留熱除去 系（原 子炉 停 止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とす る。

Ⅴ

代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱操 作 ，常 設低 圧 代替 注水 系 ポン プ を用い た代 替 格納 容器 ス プレ イ 冷却 系（ 常 設） 及び 可 搬型 代替 注 水中 型 ポ
ンプ を用 い た代 替格 納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格 納容 器 冷却操 作並 び にド ライ ウ ェル 内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納容 器除 熱 操作

Ⅵ

【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る 原子 炉 注水 も可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆動 ） によ る原 子 炉注 水も 実 施可 能で あ る。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設 備 が使 用で き ない 場合 は 可搬 型代 替 交流 電 源設 備に よ り受 電す る 。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆動 ） によ る格 納 容器 冷却 操 作も 実施 可 能で あ る。
Ⅴ
緊急 用海 水 系及 び代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系の 使 用も 可能 で ある 。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱操 作 ，常 設 低圧 代替 注 水系 ポン プ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却系（ 常設 ）及び 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用い た代
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 。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる消 火系 及 び補 給水 系 によ る 格納 容器 冷 却操 作も 実 施可 能で あ る。
また ，格 納 容器 冷却 等 がで き ない 場合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷 却装 置 によ り格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩 和も 可 能で ある 。

※１
※２
※３
※４
※５
※６

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 。
中 央 制御 室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出 圧 力， 系 統流 量， 原 子炉 水位 （ 広帯 域），原 子 炉圧 力等 に て確 認す る。
主 蒸 気隔 離弁の閉止時に原子炉圧力が逃がし安全弁の 設 定圧 力 以下 まで 低 下す るこ と によ り異 常 を検 知 し， 逃が し 安全 弁の 開 固着 を確 認 する 。
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 に維 持 する 。
中 央 制御 室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機の 起動 が でき ず， 非 常用 母 線の 電源 回 復が でき な い場 合， 早 期の 電 源回 復不 能 と判 断す る 。
全交 流 動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した 場 合は ， 速や か に 可搬 型 代替 注 水中 型ポ ン プを 用 いた 低 圧 代替 注 水系 （ 可搬 型） に よる 原 子炉 注 水 の準 備 を開 始 する 。な お ，低 圧 代替 注 水 系（ 可 搬型 ） 及び 代替 格 納容器ス
プレ イ冷 却系（可搬型）には同じ可搬型代替注水中型ポ ンプ を 用い る 。
※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 。
※８ 低 圧 で注 水可能な系統の準備完了後に原子炉減圧操作 を 実施 す る。
※９ 炉 心 損傷 は，以下により判断する。（炉心損傷が確認さ れ た場 合 は炉 心損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格 納容 器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が設計基 準事 故 （原 子 炉冷 却材 喪 失） 相当 の 10 倍以 上
なお ，格 納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ） によ る 炉心 損傷 発 生の 判断 が でき ない 場 合は ， 原子 炉圧 力 容器 温度 に より 判断 す る。
※１ ０ 原 子炉 減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷 却 材の 減 圧沸 騰に よ り原 子炉 水 位の 指示 値 の信 頼 性が 損な わ れる おそ れ があ るた め ，原 子 炉水 位不 明 でな いこ と を確 認す る 。
原子 炉水位不明は，以下のいずれかにより判断する 。
・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 子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原 子炉水位の指示値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※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。
※１ ２ 可 搬型 代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系 （ 可搬 型 ）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 。
※１ ３ 残 留 熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点に て 残留 熱 除去 系 （ 低圧 注 水系 ） に切 り替 え ，原 子 炉水 位 高 （レ ベ ル８ ） 設定 点に て 残留 熱 除去 系 （ 格納 容 器ス プ レイ 冷却 系 ）又 は 残留 熱 除 去系 （ サプ レ ッシ ョン ・ プール冷
却系 ）に切り替える。

第 2.3.3−2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の対応手順の概要
2.3.3-47

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＰ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

100

110

120

備 考

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

操作項目

1時間

直流電源の負荷切離操作（中央制御室）
約 79 分 原 子 炉 圧 力 1.04MPa 到 達（原 子炉 隔 離時 冷却 系停 止 ）

操作の内容

当直運転員
(現場)

90

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

当直運転員(中央制御室)80

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

状況判断

2人
A，B

●再循環ポンプ停止の確認−−●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認

10 分●逃がし安全弁開固着の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離時冷却系）

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

【1人】
A

−

−

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作

【1人】
A

−

−

● 高圧 炉心 ス プレ イ 系デ ィー ゼ ル発 電 機の 手動 起 動 操作（ 失 敗 ）

1分

【1人】
B

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 手 動起 動 操 作 （失 敗 ）2分

電源確保操作対応

−

−

2人
a,b

●電源回復操作

適宜 実施

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
操作

−

−

8人
c〜j

● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

【1人】
B

−

−

早期の電源回復不能の確認

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操 作 (不 要負荷の切離操作）

6分● 不要 負荷 の 切離 操 作（ 中央 制 御室 ）第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.3-48

解 析上 考慮 し ない

全交 流 動力 電源 喪 失 （ ＴＢ Ｐ ）経 過時 間（ 時 間）
48

3時間 1分

原子 炉減 圧操 作
8時間

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

12

16

20

24

28

24時 間

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動操作

タンクローリによる燃料給油操作

−

−

8人
c〜j

−

−

【2人】
c,d

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成
操作

−

2人
（参集）

−

起動 後， 適 宜監 視
125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給油90 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整
操作(低圧代替注
水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

2人
（参集）

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設
備への給電操作(不 要 負 荷 の 切 離
操作）

−

【1人】
E

【1人】
k

●不要負荷の切離操作(現場）

常設代替高圧電源装置による非常用
母線の受電操作
残留熱除去系（低圧注水系）による
原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）による格納容器除熱操 作

【1人】
B

−

−

−

【1人】
E

【1人】
k

【1人】
E

【3人】
k,l,m
2人
（参集）

【1人】
B

−

−

【1人】
B

−

−

−

1分

●逃がし安全弁（自動減圧機能）6弁の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

50 分

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分●非常用母線の受電準備操作(現場）75 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容 器スプレイ系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作175 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容 器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却の流量調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分
8分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

5分●非常用母線の受電操作

【1人】
B

−

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系，格納容器スプレイ 冷却系，サプレッション・プール冷却系）の
起動操作

2分

−
原子炉水位高 （レベル ８）設定点 にて格納 容器スプレイ又は サプレッ ショ
ン・プ ー ル 冷却開 始 へ の切 替操 作 を 実 施し ，原 子 炉水 位低（レ ベル ３）設 定
点に て 原子 炉注 水 へ の切替 操 作 を実施●残留 熱 除去 系（低圧注水系）に よ る原 子 炉注 水 並びに残 留 熱除 去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残 留 熱 除去 系（サプレッション・プール冷却系）に よ る 格納容 器除 熱 の交互運転操作●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プー ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る

適宜 実施

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水 及び格納 容器 除 熱操 作

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ 系（可搬型）によ る格納容器冷却操 作
常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作備 考

重大事故等対応要員（現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減
圧操作

常設代替高圧電源装置による非常用
母線の受電準備操
作

40

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

当直運転員
（現場）

36

直流電源の負荷切離操作（現場）
約14時間 格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)32●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m及び 参 集6人

第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.3-49

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施す
る

10
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 弁開固着による圧力低下

6
原子炉隔離時冷却系停止による圧力上昇
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 弁による手動減圧（開固着の 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）（約 3 時間）(MPa[abs])
MPa[abs]）4

臨 界流 モデ ルへ の切 替わ りにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持される

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）

第 2.3.3−4 図

原子炉圧力の推移

20
炉心部は高ボイド率のため二相水位が高めとなる

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

原子炉隔離時冷却系停止に伴う
水位低下
レベル 8
レベル 3
原子炉隔離時冷却系による水位回復
注水開始後
徐々に水位が回復

レベル 2

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）

5

燃料有効長底部

手動減圧に伴う減圧沸騰によりシュラウド内（炉心下部プレナム） 二相水位が上昇（約 3 時間）注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで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

(m)
0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.3.3-50

5

1000

800

注水流量

600

(m ３ ／h)
400）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）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）

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）

臨界流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持されることから，注水流量が減少

200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）による減圧（約 3 時間）（開固着した 1 弁と合わせ 7 弁）2000

平衡均質流モデルから差圧流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が増加

1500

(t／h)
1000

平衡均質流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が減少

逃がし安全弁 1 弁開固着

500

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.3-515

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量(t)

原子炉隔離時冷却系停止による
水量減少

400

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁解放による水量減少（約 3 時間）300
低 圧代替 注水系 （可搬 型）の 注水流 量減少 による 水量
の減少

200

100
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による水量回復

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

原子炉減圧による二相燃料被覆管最高温度
水位の上昇に伴う一時（約 746℃）
的な温度の低下（約 3 時間）

1000

燃料被覆管温度(℃)

800
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

600

炉心再冠水により飽和温度まで
低下

400

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.3-525

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却 蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
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

核沸騰冷却（再冠水後）ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))
手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生
位置が再冠水し熱伝達係数が増加

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

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−10 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

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

0.8

0.6

(−)
0.4

手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠水しボイド率が低下（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−11 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

2.3.3-53

1.2

炉心再冠水により大量の蒸気が発生しボイド率が
増加

1

0.8

ボイド率

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

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

0.6
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下(−)
0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.3-545

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

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)
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 2.3.3−14 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

2.3.3-55

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
最高圧力：約 0.28MPa[gage]（約 14 時間）
格納容器圧力

0.6

格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 14 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転開始（約 24 時間）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転に切替え（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

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

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

逃がし安全弁 1 弁開固着及び原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入し圧力が上昇

第 2.3.3−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる

300
ドライウェル

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
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
温
度

サプレッション・チェンバ

最高温度：約 141℃（約 14 時間）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する

200

100

（℃）
(℃)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転開始（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001
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

第 2.3.3−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.3-56

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）開始（約 14 時間）
ベントライン（約 15m）

ル
水
位

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し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.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−17 図

サプレッション・プール水位の推移

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

最高温度：約 137℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100

(℃)

(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入し水温が徐々に上昇

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.3-57

168

10主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 弁開固着による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動による圧力低下6

逃がし安全弁（自動減圧機能）による手動減圧（開固着の 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）（236 分）原子炉隔離時冷却系停止
による圧力上昇(MPa[abs])

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−19 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 55 分）

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系停止による水位低下
原子炉隔離時冷却系再起動に伴うシュラウド内減圧沸騰による二相水位の上昇（炉心上部プレナム）

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）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇（236 分）

注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで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

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−20 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-58

1200
燃料被覆管最高温度（約 875℃）

1000

燃料被覆管 最高温度

800

600
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400

(℃)
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−21 図

燃料被覆管最高温度の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-59

添付資料 2.3.3.1
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）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の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 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，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系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 1 50℃ 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。
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。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度はわずかに 上昇傾向となる。
た だ し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原子 炉 圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， この状態も含め安定傾向とする。

【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，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.3.1-1

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（ＴＢＰ））

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

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.3.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

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 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また 、
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 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 。

「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 最大 50℃ 程度
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 ， 事象 初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却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 。

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 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 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 高め に評 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 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 。
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 おい て炉 心 が露 出す る こと による 燃 料被 覆管 温 度の 上 昇は 最 大 746℃ 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，酸化量及び酸化反応に伴う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 。

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。

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いて炉心が露出することによる燃料被覆管温度の上昇は最大
746℃ 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 2.3.3.2

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）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果原子炉圧力容器

添付 2.3.3.2-2

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

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

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，
LPCS スプレ イの 影 響に よ り 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 等 の 注 水 開 始 タ
イミ ング を 早 め る 可 能 性 が あ る が ， こ の 場 合 でも解 析コ ー ド は 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し て おり， 評価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 対 し て は 保 守的な結果を 与え 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 想定 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 746℃ 程度 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 。

第 1-2 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（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「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 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）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 。

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 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， 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 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 雰囲
気温 度の 傾 向を 適切 に再 現 でき てい る こ とか ら， 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 る可 搬型 代 替注 水中 型ポ
ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格納
容器 冷却 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 いこ と か ら， 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 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 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 ，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雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
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 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.3.3.2-3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

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

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。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ 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 。

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 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
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

原子 炉水位

通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋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）

定格 流量 を 設定
初期条件

添付 2.3.3.2-4

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度原子 炉停 止後の
崩壊 熱

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

燃焼 度
33GWd／t 以下（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
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

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 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 す 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 い 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 ， 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 象 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 い 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 ， 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 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 ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 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 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も お おむ
ね 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 は 遅 く な り ， 炉心 露 出 後 の 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上昇
は 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 の 自 動 起 動 に より 確 保 さ れ ， 運 転 員 等 操 作 時 間に
与 え る 影 響 は な い 。 また ， 同 様 に 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰囲
気 温 度 並 び に 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 操 作 開 始 の 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，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止する 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 いこ 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 。
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 ，事象 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 さい 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。
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 。
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 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむ
ね小 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 下は 遅 く なり ，炉 心露 出 後の燃 料被 覆 管温 度の 上昇 は 緩和 され ，また 同様 に格 納 容器
圧力 及び 雰 囲気 温度 並び に 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が大きくな
る。

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

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 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 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

初期条件

添付 2.3.3.2-5

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）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 ）

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 ）

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

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

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

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 操 作 開 始 の 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 り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 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 り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 象進 展 に与 える 影響 は 小さ いこ 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 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 の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ 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 いこ 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 。
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 さい 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 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりもおおむね低く 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 。

最確 条件

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
設計 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 の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに 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 い 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 ， 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 い 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 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も お お むね
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 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始は 遅く な る。
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。

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
解析条件

35℃

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

初期条件

外部 水源 の温度

事故条件

添付 2.3.3.2-6

起因 事象

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

外部 電源
重大事故等対策に関連する機器条件

原子 炉ス ク ラム

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

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 お お む ね 低 く なり ， 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 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 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。
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 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温よりも おお む ね低 くな り，格 納容 器ス プ レイ によ る圧 力 抑制
効果 が高 ま るが ，運 転員 等 操作 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スプレイ開始時の圧力で決 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 。

−−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し 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 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 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， 同 様 に 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 操 作 開 始 の起点と 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 び雰 囲 気温 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

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋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 ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 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

外部電源喪失−全交流動力電源喪失−

逃がし安全弁 1 弁
開固着−

外部電源なし−送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
本事故シーケンスにおける前提条
件
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

−

−

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
解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-7（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／h／個〜
410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]385.2t／ h／ 個〜
410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能 6 弁及び逃がし
安全弁再閉鎖失敗の 1弁とあわせて）7 弁を開放することによる
原子炉減圧
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：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流量：
３0m ／h〜1.676m ３ ／h

（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自 動減圧機能 6 弁 及び 逃がし安全弁 再 閉鎖 失敗の 1 弁と あ わせ て） 7
弁を開放 す るこ とによる原子 炉 減圧
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 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流 量 ：３0m ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]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
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
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
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 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。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から ，逃 がし 弁 機
能に期待した場合でも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 ，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 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。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設 計基 準 事故 の解 析 で用 いる 最
小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 注水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持 操作の開 始が 早 くな るが ，注 水後 の調 整操 作 で ある 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 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 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。

最確 条件

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

添付 2.3.3.2-8

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧 代替 注水系
（可 搬型）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
及び 残留 熱 除去系（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

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（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[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 ，お お む ね 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 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 と した 場合 ，お お むね 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：50m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 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。

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）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 。

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。

熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残 留
熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過 去 の実 績を 包 含す る高 めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 海 水 温 度 が お お む ね 低 め とな
り 除 熱 性 能 が 向 上 す るた め ， 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 る が ， 残 留 熱 除去
系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 冷 却 系 ） に よ る 格 納 容器
除 熱 後 に こ れ ら の パ ラメ ー タ 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 。

最確 条件 と した 場合 には ，海水 温度 が おお むね 低め と なり
除熱 性能 が 向上 する ため ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲気 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 。

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]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（1／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-9直流 電源 の
負 荷切 離 操作（中央制御室）

事象発生から
1 時間まで条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，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，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する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 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 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。
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 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 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【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 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 時間 及 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，所定 の時 間までに実施すること
で，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 等直流負荷の切離操作
は，中央 制 御室 にお いては 1 時 間 まで 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。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間を 6 分想定としているところ，訓練実績等
では 約 4 分 であ り，
想定の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。

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（2／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-10直流 電源 の
負 荷切 離 操作（現 場）

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，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，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する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 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 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 ，移 動 及び 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 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，その 他の 操 作と の並 列操 作 が可 能である 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の 信頼 性向 上や 要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施す ることと して お り，誤 操 作は 起こ り にく く，誤 操作 等に よ り操 作時 間が 長 くな る可
能性 は低 い 。

認知 時間 及 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，所定 の時 間までに実施すること
で，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 等直流負荷の切離操作
は，現場 に おい ては 事
象発 生か ら 8 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。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間 を 50 分
想定としているところ，訓練実績等
で は 約 42 分 で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

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（3／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-11

逃がし安全弁（ 自動 減圧機能 ）の 手動
操作による
原子炉減圧
（可搬型代
替注水中型
ポンプを用
いた低圧代
替注 水系（可搬型 ）に よる
原子炉注水
操作 ）

事象発生から
3 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

状況判断，低圧代
替注水系（可搬型）の準備及び減圧操作に要する
時間を考慮して
設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報 ，照 明 の消 灯等 に より 全交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 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 。よ っ て ，認 知時 間 とし て余 裕時 間を 含 めて 10 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 】
現場 での 操 作は，中 央制 御室 の 当直 運転 員と は別 に 現場 操作 を行 う 当直 運転 員（現 場）及び 重大 事故 等 対応 要員 を 配置 して いる 。こ れら の要 員 は，操 作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（ 可 搬型）に 用い る可 搬 型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震 等の 外部 事 象が 起因事 象で ，アク セ スル ート に 被害 があ る 場合 でも ，ホイ ー ルロ ーダ 等 にて 必要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る。要員 の移 動 時間に 20 分 ,ア ク
セス ルー ト の復 旧（ がれ き撤 去），可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プ準 備，ホー ス 敷
設等 とし て 150 分を 想定 し てい る 。ま た ，異な る要 員に て 並行 して 実 施す る原
子炉 注水 の ため の系 統構 成 とし て移 動 も 含め 125 分 を想 定し てい る。い ずれ も十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，移動 及 び操 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 。
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動操 作に よる 原 子炉 減圧 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 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお 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。
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 のス 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 び移 動・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
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の注 水開 始
時間は余裕時間を含
めて 設定 さ れて おり ，実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より若干早まる
可能 性が あ り，この 場
合に は，原 子炉 注水 が早ま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 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

当直運転員による原
子炉隔離時冷却系の再起動を考慮した場
合に おい て ，事 象発 生
か ら 3 時 間 56 分（ 55
分の 時間 遅 れ）まで に逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能）の 手動 操作 による原子炉減圧を開始で きれ ば ，燃 料被 覆管の 最高 温 度は 875℃とな り，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目 を満 足 する 。
（添 付資 料 2.3.3.3）

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 ，逃 がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減
圧は ，所要 時 間を 1分と想定している
ところ訓練実績等
では 約 1 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。

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（4／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-12

可 搬型 代 替注
水 中型 ポ ンプ
を 用い た 低圧
代替注水系（ 可搬 型 ）に
よ る原 子 炉注
水 操作 に 用いる 可搬 型 代替
注 水中 型 ポン
プ への 燃 料給油操 作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，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【認 知】「逃 がし 安 全弁（自 動 減圧 機能 ）の手 動 操作 によ る 原子 炉減 圧（低 圧代 替 注水系（ 可搬 型 ）に よる 原 子炉 注水 操 作）」と同 様で あ り，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 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は ，操 作の 実 施 期間 中に 他 の操 作を 担っ て いな いことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参 集後 ，自 走 にて 作業 現場へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮 に地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で，アク セ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホイ ー ル ロー ダ等 に て必 要な アク セ スル ート
を復 旧で き る体 制と して い る 。可 搬型 設 備 用軽 油タ ン クか らタ ンク ロ ーリ への
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分 を 想 定し てお り ，十 分な 時間 余 裕を 確保
して いる こ とか ら ，移 動 及び 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 ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお 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 び移 動・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 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない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 ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，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おり，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。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。

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（5／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-13

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷 却系（ 可搬型 ）によ る
格納容器冷
却操 作

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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（格納容器圧力
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 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない 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】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，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 ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）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 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

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 ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直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 。

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 。

格納容器スプレイ操
作は ，事象 発 生の約 14時間後に実施するもので あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）と同 じ
可搬型代替注水中型
ポン プを 使 用し ，可 搬型中型ポンプの準備完了を 3 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 を確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 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 。

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（6／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-14

残留熱除去
系（ 低圧 注水
系）によ る原子炉注水並
びに残留熱除去 系（ 格納容器スプレ
イ冷 却系 ）又は残留熱除去系（サ プレッシ ョン・プール 冷却 系）
による格納
容器除熱操
作

事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，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 ，当 直運 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 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 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 は十 分 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 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 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 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 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 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合で も，格 納容 器除 熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
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。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

添付資料 2.3.3.3
原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））

1.

はじめに
事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）」 で は ，

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点で原子炉隔離時冷却系が自動起動して注水を開始し，原子炉圧力の低下によって注水が停止する。その後，低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了した後，事象発生の 3 時間 1 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧を実施する。
実際の運転手順では，原子炉隔離時冷却系が停止した後に原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル１）設定点を下回り燃料有効長頂部に到達する前までに原子炉隔離時冷却系の再起動を試みることとなっている。よって，ここでは，原子炉隔離時冷却系の再起動に期待した場合の減圧・注水の時間余裕を評価する。

2.

評価条件
原子炉圧力の低下に伴い原子炉隔離時冷却系が停止した後，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下した時点で原子炉隔離時冷却系を再起動するものとする。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 ） は ， 事 象 発 生 の 3 時 間 56
分 後 （ 55 分 遅 れ ） 及 び 事 象 発 生 の 4 時 間 1 分 後 （ 60 分 遅 れ ） の 場 合を評価する。なお，その他の条件はベースケースの解析条件と同様とする。
添付 2.3.3.3-1

3.

評価結果
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による
原 子 炉 注 水 ） が 55 分 遅 れ た 場 合 （ 事 象 発 生 の 3 時 間 56 分 後 に 減 圧
を 実 施 ） 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 1 図から第 4 図に，燃料 被 覆 管 温 度 と 燃 料 被 覆 管 の 円 周 方 向 の 応 力 の 関 係（ 時 間 遅 れ 55 分
及 び 60 分 ） を 第 5 図 に 示 す 。 ま た ， 原 子 炉 注 水 が 55 分 遅 れ た 場 合と 60 分 遅 れ た 場 合 の 評 価 結 果 の ま と め を 第 1 表 に 示 す 。
55 分 遅 れ の 場 合 で は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 酸 化 量 は 評 価 項 目 を 満
足 し ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し て い な い が ， 60 分 遅 れ の 場 合 で は燃料被覆管の破損が発生している。以上より，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，少な
く と も 55 分 程 度 の 時 間 余 裕 が あ る こ と を 確 認 し た 。
なお，実際には原子炉圧力が再上昇する場合には，原子炉隔離時
冷却系の 2 回目以降の再起動を実施すること及び設計値よりも低い
原子炉圧力までの原子炉隔離時冷却系の運転継続が可能と考えられ
る こ と か ら ， 余 裕 時 間 は 55 分 よ り も 長 く な る も の と 考 え る 。

添付 2.3.3.3-2

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

減圧遅れ時間55 分（ 事 象 発 生 3 時 間 56 分 後 に原子炉減圧開始）
60 分（事象発生 4 時間 1 分後に原子炉減圧開始）

燃料被覆管
最高温度

燃料被覆管の酸化量

燃料被覆管の破裂の有無

約 875℃

約 2％

無約 934℃

約 3％

有添付 2.3.3.3-3

10
主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 による圧 力 上 昇（ 最 大 値 ： 約 8 . 1 6 M P a [g a g e ] ）

8

原子炉圧力

逃 がし安 全 弁 1 弁 開 固 着 による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動に よ る圧 力 低 下

6逃がし安全弁（自動減圧機能）
6 弁による手動減圧（開固着の 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）（ 236 分 ）原子炉隔離時冷却系停止に よ る圧 力 上 昇(MPa[abs])

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 1図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20
原子炉隔離時冷却系停止による水位低下
原子炉隔離時冷却系再起動に伴う原 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

減圧沸騰による二相水位の上昇（ 再 起 動 ： 152 分 ， 停 止 161 分 ）
レベル 8
レベル 3
注水開始後
除々に水位が回復

シュラウド外

10

レベル 2

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）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで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

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2図原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-4

1200

燃料被覆管最高温度（ 約 875℃ ）1000

燃料被覆管最高温度

800

600

炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400
(℃ )
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 3図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

燃料被覆管酸化割合(%)( ％ )

15

10

5

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 4図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-5

5

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)

円周方向の応力GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
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)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

２(N／ mm )平均値−２σ曲線

60 分 遅 れ
10

55 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 5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（ 時 間 遅 れ 55 分 及 び 60 分 ）添付 2.3.3.3-6

添付資料 2.3.3.4
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 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 3 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 14 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.3.4-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 3 時間１分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,160m ３ で あ る 。

添付 2.3.3.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始

4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,160m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.3.4-3

添付資料 2.3.3.5
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（ＴＢＰ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（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）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

添付 2.3.3.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

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 12.0kL

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添付資料 2.3.3.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
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
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 248
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.3.6-1

4.

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

4.1.1

想定事故１の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「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」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故１として「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」である。

(2)

想定事故１の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置が取られない場合には，使用済燃料プール水位の低下
により燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失したことによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事
故等対策の有効性評価には使用済燃料プールの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。
以上により，想定事故１では，使用済燃料プールへの注水の確保を行う
ことによって，燃料損傷の防止を図るとともに，使用済燃料プール水位を
維持する。

4.1−1

(3)

燃料損傷防止対策想定事故１における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料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，常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段，
及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
本評価では，対応操作に時間を要する可搬型設備を用いた使用済燃料プールへの注水手段のうち，地震・津波の影響を受けず，手順上で優先順位の高い西側淡水貯水設備を水源とする，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水手段を代表として評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.1−1
図に，対応手順の概要を第 4.1−2 図に示すとともに，重大事故等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4.1−1 表に示す。
想定事故１において，必要な要員は災害対策要員（初動）17 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 2 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 4.1−3 図に示す。

4.1−2

ａ．使用済燃料プール冷却機能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷
却浄化系）
使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動操作が困難な場合，使用済燃料
プールの冷却機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プールの冷却機能の喪失を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール水位が低下することが想定されるため，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水※操作を行う。補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
※

残留熱除去系（燃料プール冷却機能）と系統構成が異なるため，残留熱除去
系による使用済燃料プールへの注水が可能な場合がある。

使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使4.1−3

用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
（添付資料 4.1.1）
ｄ．使用済燃料プール冷却機能の回復操作
使用済燃料プール冷却機能（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）の回復操作を実施する。
ｅ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系)の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
中央制御室からの遠隔操作により，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は評価上考慮しない。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に必要な計装設備は，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ実施のための準備操作として，ホース及び可搬型スプレイノズルを設置する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化する前に実施するため，常設低圧代替注水系ポンプに4.1−4

よる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時並行で実施する。なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは評価上考慮しない。
ｈ．可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。
外部電源が喪失している場合，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 2 台から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，蒸発量に応じた水量を注水すること
で，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる最低水位（線量率が 10mSv／h※ となる通常水位から約 0.86m 下の水位）より高く維持する。
※

本想定事故における必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間から 10mSv／h に設定した。原子炉建屋原子炉棟 6階での操作は，重大事故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）を想定しており，
原子炉建屋原子炉棟 6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時

4.1−5

間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋
原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。

4.1.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定事故 1 の評価においては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」を想定する。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失に伴い使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下するが，使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）を確保できることを評価する。なお，放射線の遮蔽が維持される使用済燃料プール水位を確保
4.1−6

できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず未臨界が維持できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故１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。
（添付資料 4.1.2，4.1.3）(2)

有効性評価の条件
想定事故１に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.1−2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故１特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び当直運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの当直運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.1.2）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プール
4.1−7

の初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料のほかに，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定し，使用済燃料プールの崩壊熱として約 9.1MW を用いるものとする。
なお，このときの崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（水源温度 35℃）は約 13m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給），燃料プール冷却浄化系，補給水系の機能が喪失するものとする。

(b)

外部電源
外部電源はないものとする。
外部電源がない場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同様となるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流4.1−8

量として，50m ３ ／h を設定する。
ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

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

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型ス
プレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水
中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して，事象発生 8 時間後から注水を開始する。

(3)

有効性評価の結果
想定事故１における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.1−4 図に，
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.1−5 図に示す。
ａ．事象進展
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は
約 6.9℃／h で上昇し，事象発生から約 5.1 時間後に 100℃に到達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間経過した時点で可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位は回復する。
その後は，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済
燃料プール水位を維持しつつ，使用済燃料プールの冷却機能の回復に努
4.1−9

める。

ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位は，第 4.1−4 図に示すとおり，通常水位から約0.38m 下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。
また，使用済燃料プール水は事象発生約 5.1 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.1−5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.38m 下の水位になった場合の線量率は，約 1.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低いことから，この水位において放射線の遮蔽は維持されている。なお，線量率の評価点は原子炉建
屋原子炉棟 6 階における制御棒貯蔵ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラック
セルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず未臨界は維持される。
事象発生 8 時間後から可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の回復に努める。回復後は残留熱除去系等による冷却を実施することで安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.4，4.1.5，4.1.13）

4.1−104.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価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評価する。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水操作とする。
(1)

評価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 4.1−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条
4.1−11

件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，更に時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるもの
ではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プールの水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，それにより時間余裕及び水位低下による異常認知の時間が短くなることが考えられるが，注水操作は燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
4.1−12速度は緩やかになるが，注水操作は水温の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 4.1.6, 4.1.7, 4.1.8）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位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が大きくなる。なお，
自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始
後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 6 時間後となり，それ以降は原子
炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業
4.1−13

は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる
通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 10 時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から
約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，本スロッシングの評価には余震の影響を考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，
本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているた
4.1−14め，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

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，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
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
8 時間後として設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイ
ノズル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
4.1−15

した使用済燃料プールスプレイの準備操作の所要時間，及び可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プールへの注水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料プール水位の回復は早くなる。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール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。
（添付資料 4.1.9）(2)

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。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる
通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間が事象発生から 11
時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生から 2 日以上であり，これに対して，注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間
であることから，時間余裕がある。
（添付資料 4.1.9）
4.1−16

(3)ま と め
評価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。その結果，評価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，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故１の重大事故等対策における必要な災害対策要員（初動）は「4.1.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名であり，災害対策要員（初動）の 37 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 2 名であり，発電所外から 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)

必要な資源の評価
想定事故１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」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水については，7 日間の対応を考慮すると,合計約 2,120m３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m３の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
4.1−17

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の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
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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
代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kLの軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による 7 日間の代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.1.11）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，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
4.1−18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394kW 必要であるが，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 4.1.12）

4.1.5

結

論

想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プー
ル水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下により燃料集合体が露出し，燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故１に対する燃料損傷防止対策としては，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備している。
想定事故１について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プールの水位を回復させ維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセ
ルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
4.1−19

評価条件の不確かさ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，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，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止
対策は，想定事故１に対して有効である。

4.1−20第 4.1−1 表
操作及び確認想定事故１における重大事故等対策について（1／2）
手

4.1−21−−

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊

−

−

−

−

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエ リア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
−

−

−

−

常設設備

使用済燃料プール冷却機
能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）

・使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。燃料
プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール
水の冷却及び補給）の再起動操作が困難な場合，使用済
燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール注水機 ・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プ
能喪失の確認（補給水系，
ール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール
残留熱除去系）
水位が低下することが想定されるため，補給水系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）による使用済燃料プールへの注水操作を行う。補給水系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）による注水が困難な場合，使用済燃料プール注水機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール水位， ・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プ
温度の監視
ールの水位，温度を監視する。

使用済燃料プール冷却機
能の回復操作使用済燃料プール注水機
能の回復操作

−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊

順・使用済燃料プールの冷却機能（残留熱除去系，燃料プー
ル冷却浄化系）の回復操作を実施する。
・使用済燃料プールの注水機能（補給水系，残留熱除去系
等）の回復操作を実施する。
＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.1−1 表
操作及び確認想定事故１における重大事故等対策について（2／2）
手

順

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

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
可 搬型 スプ レ −イノズル

4.1−22

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し，使用済燃料プール水位を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済
燃料 プール水位を必要な 遮蔽 を確保できる水 位より高く維持する。

可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール
スプレイ実施のための準備操作として，可搬型スプレイ
ノズル等を設置する。

−

・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）への注水操作は，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。
・外部電源が喪失している場合は，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 母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始 することにより，使 用済 燃料プール水位 を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済
燃料 プール水位を必要な 遮蔽 を確保できる水 位より高く維持する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型
代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。

常設代 替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
西側淡 水貯水設
備

可 搬型 代替 注
水中型ポンプ

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

可搬型 設備用軽
油タンク

タンクローリ−

タンクローリによる燃料給油操作＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.1−2 表
項

初期条件
事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

4.1−23

重大事故等対策に関連する操作条件※1目

主要評価条件

主要評価条件（想定事故１）条件設定の考え方

使用済燃料プールの保有水量

約 1,189m３

使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉時の水量を設定

使用済燃料プールの初期水位

通常水位

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上）を設定

使用済燃料プールの初期水温

65℃

通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限を設定

燃料の崩壊熱約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日）※１ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱はＯＲＩＧＥＮ２を用いて算出

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給），燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注50m３／h水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水流量

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定

事象発生から 8 時間後

東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは発電機解列以前からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

4.1−24
第 4.1−1 図

想定事故１の重大事故等対策の概略系統図

※1 燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。使用済燃料プールの冷却機能は，機器ランプ表示，機器故障警報，及び系統流量計指示等により確認する。
※2 使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，補給水系及び残留熱除去系の再起動を行うが，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料
プールへの注水が困難な場合は，使用済燃料プールへの注水機能が喪失したことを確認する。
※3 外部電源喪失が発生した場合は常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）の負荷に給電するため，常設代替高圧電源装置2台を起動し，緊急用母線の受電操作を実施する。
※4 使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの
代替注水手段による対応を開始する。
※5 原子炉建屋原子炉棟6階にアクセス可能な場合に実施する。アクセス不可能な場合は可搬型代替注水中型ポンプ準備を実施する。
※6 サイフォン現象発生時はサイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管水平部下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。
※7 事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.38m下となる。

プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失（10分）

使用済燃料プール冷却機能喪
失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）※１

使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）※２

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

凡

例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作※３

使用済燃料プール注水機能の回復操作

使用済燃料プール冷却機能の回復操作
使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
水平部下端未満※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作※５

No

補給水系及び消火系による使用済燃料プールへの注水操作

Yes

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作※７Ⅰ（約5.1時間）

使用済燃料プール水温
100℃到達常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

タンクローリによる燃料給油操作（注水が実施できなかった場合）

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）以外を使用した使用済燃料
プールへの注水操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作
Ⅲ

Ⅱ

Ⅱ（注水が実施できなかった場合）（約8.0時間）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

（約11時間）

使用済燃料プール水位
約0.86m低下（10mSv／h）

第 4.1-2 図

Ⅱ【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水も実施可能である。
Ⅱ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合には，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイ，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和することができる。
Ⅲ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水も実施可能である。

想定事故１の対応手順の概要
4.1−25

想定事故１

経過時間（時間）

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数

事象発生【 】は他作業後移動してきた要員

プラント状況判断
操作項目

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央監視）

当直運転員
（現場）

操作の内容

約 5.1 時間

使用済燃料プール
水温 100℃到達

8 時間

重大事故等対応要員（現場）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

10 分

−
●使用済燃料プール冷却機能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）●使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）

【1人】
A

−

−

●使用済燃料プール水位，温度監視

適宜実施

−

2人
B,C

−

●使用済燃料プール冷却機能（燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系）の回復操作，失敗原因
調査

適宜実施

使用済燃料プール注水機能の回復操
作

−

【2人】
B,C

−

●使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系）の回復操作，失敗原因調査

適宜実施

常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成操作及び使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール冷却機能の回復操
作

解析上考慮しない

4分

−

−

8人
a〜h

解析上考慮しない

40 分●原子炉建屋への移動
可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作

15 分

130 分

●ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置※

30 分●可搬型設備の保管場所への移動

可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作

−

−

【8人】
a〜h

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水の系統構成操作（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

−

2人
（参集）

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作−●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

必要要員合計

1人
A

2人
B,C

4分

起動後適宜状態監視

タンクローリの残量に応じて適宜軽油タンクから
給油

90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作
タンクローリによる燃料給油操作

解析上考慮しない
原子炉建屋原子炉棟 6 階にアクセス可能な場合に実施※原子炉建屋原子炉棟 6階での作業を含む

適宜実施

8人 a〜h及び参集2人

第 4.1−3 図

想定事故１の作業と所要時間

4.1−26

通 常 水 位（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 7 . 2 6 m 上 ）

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.1 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.2 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃
料 プ ー ル 注 水系（ 注水 ラ イン ）を 使 用し た
使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 開 始（ 通 常 水 位
か ら 約 0.38m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.1− 4 図

使用済燃料プール水位の変化

1.0E+07

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03

想定事故１での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.38m 下 ）1.0E+02

1.0E+01

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上 ）1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

使 用 済 制 御 棒 を 線 源と し た 線 量 率 が 支 配的な水位遮蔽が維持される水位（ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ）（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 6.4m 上 ）1.0E-03

第 4.1− 5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.1−27

使用済燃料プールの監視について

1.

通常時の監視項目の概要
通常時における使用済燃料プールに関連するパラメータの監視についての概要を下表に示す。
第1表

通常時における使用済燃料プールに関連するパラメータの監視項目

添付 4.1.1−1

項目
スキマサージ
タンク水位

監視対象
・スキマサージタンク水位

監視方法
パラメータ確認

確認頻度
1 回／時間異常発生に伴う警報確認
・水位高／水位低時の警報発報時（スキマサージタンク水位）

使用済燃料プール水位

・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
・使用済燃料プール監視カメラ

パラメータ確認

1 回／時間・水位高／低／低低の警報発報時（使用済燃料プール水位計／
使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域））

現場状態確認パラメータ確認

現場巡視点検時
1 回／時間

燃料プール水温

燃料プール冷却系の運転状態
漏えいの有無・フローグラス
現場状態確認（使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい検知）
・燃料取替フロア燃料プールエ パラメータ確認
リア放射線モニタ
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・原子炉建屋換気系排気ダクト放
射線モニタ

・温度高の警報発報時（使用済燃料プール温度計／
使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域））
・系統故障警報等の発生時−

現場巡視点検時・使用済燃料プールライナードレ
ン漏えい検知の警報発生時−

1 回／時間・燃料取替フロア燃料プールエリ
ア放射線モニタ高警報の発生時−

現場巡視点検時−添付資料 4.1.1

使用済燃料プールエリアの線量率

・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・燃料プール冷却浄化系，残留 現場状態確認
熱除去系の運転状態

備考
水位低による燃料プール冷却
浄化系ポンプトリップのイン
ターロックあり−2.

有効性評価での事象発生と運転員の認知について
使用済燃料プールの有効性評価での運転員の事象認知について検討した。

(1)

想定事故１
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失を想定する場合，その機能喪失は各系統の故障警報の発生や，外部電源喪失等の事象発生に伴う中央制御室の変化により，運転員が事象の発生を認知する。
想定事故１では残留熱除去系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系ポンプの故障を想定しているが，中央制御室内の警報の故障を想定した場合や，警報が発報しない事象を想定した場合でも，運転員による中央制御室内の巡視において「燃料プール水温」等のパラメータを確認していることから，
中央制御室の運転員は異常事象の認知が可能である。

(2)

想定事故２
使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生して使用済燃料プールの水位が低下する事象においては，第 1 表の「スキマサージタンク水位」及び「燃料プール水位」のパラメータの変化に伴う複数の警報，並びにスキマ
サージタンク水位の低下により燃料プール冷却浄化系ポンプのトリップに伴う警報等により，中央制御室の運転員が事象の発生を認知する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定しており，サイフォンブレーク用配管の作動により燃料プールの水位は通常水位より約0.23m 下までの低下にとどまるが，「スキマサージタンク水位」等のパラメ
ータの変化に伴う警報が発報しない事象を想定した場合でも，運転員による中央制御室内の巡視において「スキマサージタンク水位」，「燃料プール
水位」，「燃料プール水温」等のパラメータを確認していることから，中央
添付 4.1.1−2制御室の運転員は異常事象の認知が可能である。

以上より，有効性評価での運転員の事象認知の想定は妥当であると考える。

添付 4.1.1−3

添付資料 4.1.2
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

1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
施設定期検査時において，多くの場合はプールゲートが開放され，使用済燃料プールは原子炉ウェル，ドライヤ気水分離器貯蔵プール，
キャスクピットとつながっているが，有効性評価においてはプールゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水分離
機器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

第 1図

2.

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について第 2 図に放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について示す。
放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位は，その状況（必要となる現場及び操作する時間）によって異なる。重大事故

添付 4.1.2−1

で あ る こ と を 考 慮 し ， 例 え ば 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6 階 に お い て 10mSv／ h の 場 合 は ， 通 常 水 位 か ら 約 0.86m ※ 下 の 位 置 よ り 高 い 遮 蔽 水 位 が 必要となる。
※

放射線の遮蔽の維持のために必要な水位の算出方法については
添 付 資 料 4.1.3 に 示 す 。

通常水位
約 0.86 m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）約 6.40 m
制御棒貯蔵ハンガ

約 7.26 m

燃料有効長頂部
燃料集合体

約 4.25 m

制御棒貯蔵ラック

第 2図3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積を第 1 表に示す。

通常水位

約 7.26 m① 約 0. 86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）② 約 6. 40m

制御棒貯蔵ハンガ

燃料有効長頂部
燃料集合体③ 約 4. 25m

制御棒貯蔵ラック添付 4.1.2−2

第 3図

東海第二発電所

使用済燃料プールの構造高さ

第 1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目

断 面 積 （ m２ ）保 有 水 の 容 積 （ m３ ）

①

約 116

約 100

②

約 115

約 737

③

約 83

約 352

合計

約 1,189

第 3 図に示す各領域①〜③の保有水の容積は，使用済燃料プール容
積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積については，① の 領 域 で は 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 寸 法 よ り 求 め た 断 面 積 を 使 用 し ，② ，③の領域では求めた各領域の容積から高さを除して求めた。なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面下部にあるため，平均化によって上部の断面積が実際より狭く評価される。保有水量に対する水位の低下という観点では断面積が小さいほど水位低下速度は速くなることから，保守的な評価となっている。

4.

想定事故１における時間余裕
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊

熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を厳しく評価するため，使用済燃料プールの初期水温
は ，保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 に お け る 上 限 値 で あ る 65℃ と す る 。ま た ，
発生する崩壊熱は全て水温上昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済
燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。

添付 4.1.2−3

(1)算定方法，算定条件

ａ．冷却機能停止から沸騰までの時間
沸騰までの時間(h)＝100(℃)−65(℃)

水の比熱(kJ／kg／℃)※１ 使用済燃料プールの水量(m３) 水の密度(kg／m３)
燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600

※２ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
1 時間当たりの沸騰による蒸発量(m３／h)＝

水位低下時間(h)＝

燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600
水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg)※３

通常水位から燃料有効長頂部までの水量(m３) 水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg )※３
燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度 ( m／h )＝通常水位から燃料有効 長頂部までの高低差 ( m )通常水位から燃料有効 長頂部まで水位低下に かかる時間 ( h )使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少な
いため，使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料プール上部では水位低下速度は遅い。ここでは，３．のとおり，下部から上部までの平均的な断面積により水位低下速度の平均値を求め，一律適用する。これは，遮蔽が維持されるまでの水位の評価において保守的な想定である。
上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１（kJ／kg／℃）
4.185
蒸発潜熱※３（kJ／kg）
2,256.47※1

使用済燃料プールの水量（m３）
約 1,189

水の密度※２（kg／m３）958

燃料の崩壊熱（MW）
約 9.1

通常水位から燃料有効長 通常水位から燃料有効 通常水位から約 0.86m
頂部までの水量（m３） 長頂部までの高低差（m） 下までの水量（m３）
837.6
7.26
100

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 比 熱 の う ち ， 最 小 と な る 65℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※2

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※3100℃ の 飽 和 水 の 比 エ ン タ ル ピ と 100℃ 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル ピ の 差 よ り

添付 4.1.2−4

算 出 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）なお，ａ．〜ｃ．の算出においては以下の保守的な仮定と非保守的な仮定があるが，総合的に使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡易的な評価とするため，プール水は全て均一の温度と仮定し，
プ ー ル 全 体 が 100℃ に 到 達 し た 時 間 を 沸 騰 開 始 と し て い る 。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評価の仮定による影響は無視できる程度であると考える。

(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（h）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３／h）
必要注水流量（m３／h）※４
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間※５（h）
燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※５（h）
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）
※4

算定結果
約 5.1
約 15.1
約 13.0
約 11.7
約 60.6
約 0.13

必要注水流量は次の式で求める
必 要 注 水 流 量 ＝ （ 崩 壊 熱 ×3,600） ／ （（ ｈ ｓ − ｈ ｆ ） ×ρ ｆ ）ｈ ｓ ： 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） 2,675.57
ｈ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） ＝ 146.64
ρ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 密 度 （ kg／ m ３ ） ＝ 994※5

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.1.2−5

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ， 約 5.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ， 蒸
発 に よ り 水 位 低 下 が 始 ま る 。こ の と き の 蒸 発 量 は 約 15.1m ３ ／ h で あ る 。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低
水 位（ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る 時 間 の は 約 11.7 時 間 後であり，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。
＜参考＞
有効性評価では崩壊熱が厳しい施設定期検査中に全炉心燃料が取り出される想定であり，通常運転中の想定は以下のとおりとなる。
使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使用
済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 37.8 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，そ の 後 使
用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（通常水位
よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る の は 約 66.4 時 間 後 と な る 。こ の よ う に 原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃料プールに比べて更に長い時間余裕がある。
項目

算定結果
燃料の崩壊熱（MW）
約 2.1※６
使用済燃料プールの初期水温 （℃）
40
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（h）
約 37.8
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３／h）
約 3.5※７
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間 （h）
約 66.4※７
燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間 （h）
約 277.8
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）
約 0.03※6 使用済燃料プールの水温の実績値を包含する高めの水温を設定※7 事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.1.2−6

5.

燃料取出スキーム(1)

算定条件
燃料取出スキームの算定条件を下表に示す。

項目
使用済燃料プール合計燃料集合体体数
施設定期検査時取出
燃料集合体体数

算定条件

算定根拠

2,250 体

使用済燃料プール貯蔵容量

764 体

原子炉内装荷全燃料集合体

燃料集合体取替体数

168 体

冷却期間

13 ヶ 月停止期間

30 日

原子炉停止から全燃料取出しにかかる日
9日
数
施設定期検査毎に取出された使用済燃料 45GWd／ ｔの取出平均燃焼度
サイクル末期平均燃33GWd／ ｔ
焼度(2)

９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）平 衡 炉 心 時 の 燃 料 集 合 体 取
替体数
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 運 転 日 数
過去の施設定期検査における発電機解列から
併 入 ま で の 期 間 の 実 績 （ 65 日 ） よ り も 短 い 日
数を設定
炉 心 燃 料 の 取 出 し に か か る 期 間（ 冷 却 期 間 ）は
過去の実績より最も短い原子炉停止後の日数
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 燃 料 集 合 体 平 均 燃 焼 度
崩 壊 熱 が 高 い 方 が 厳 し い 設 定 と な る た め ， 13
ヶ月運転に１ヶ月の調整運転期間を考慮した
運転期間におけるサイクル末期の炉心平均燃
焼度

燃料取出スキーム
崩壊熱を保守的に評価するに当たり，使用済燃料プール内に照射済

燃 料 集 合 体 が 貯 蔵 容 量 （ 2,250 体 ） 分 保 管 さ れ て い る と し た 。 そ の う
ち施設定期検査時取出燃料集合体は原子炉内に装荷されている全燃料
集 合 体（ 764 体 ），そ れ 以 前 の 施 設 定 期 検 査 時 に 取 り 出 さ れ た 燃 料 集 合
体 は ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）の 平 衡 炉 心 に お け る 燃 料 集 合 体 取 替 体 数（ 168体）ずつ取り出されたものと仮定してＯＲＩＧＥＮ２で算出した。

添付 4.1.2−7

使用済燃料プール
貯蔵燃料
9 サイクル冷却燃料
8 サイクル冷却燃料
7 サイクル冷却燃料
6 サイクル冷却燃料
5 サイクル冷却燃料
4 サイクル冷却燃料
3 サイクル冷却燃料
2 サイクル冷却燃料
1 サイクル冷却燃料
施設定検検査時
取出燃料
合計
注 1
注 2

燃料集合体 取出平均燃焼度
体数（GWd／t）
9×(13 か 月 +30 日 )+9 日
142 体
45
8×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
7×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
6×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
5×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
4×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
3×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
2×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
1×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
45
冷却期間

崩壊熱
（MW）
0.045
0.056
0.059
0.065
0.073
0.086
0.112
0.165
0.293

9日

764 体

33

8.104

−

2,250 体−9.058

使 用 済 燃 料 プ ー ル の 燃 料 保 管 容 量 2,250 体 の 燃 料 集 合 体 が 貯 蔵 さ れ て い る も の と する。
炉心燃料の取出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止
後 9 日を採用する。原子炉停止後 9 日とは発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

添付 4.1.2−8

添付資料 4.1.3
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

1.

使用済燃料の計算条件
使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が貯蔵された状態を仮定し，その時の使用済燃料を線源とする。
計算条件を以下に示す。

○線源形状：使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が満たされた状態○線量材質：使用済燃料及び水を考慮（密度g／ cm ３ ）○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，エネルギ 4 群とする。
○線源強度：文献※１に記載のエネルギ当たりの線源強度を基に，９×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で 算 出 し た 。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，本評価で使用している
線 源 強 度 （ 文 献 値 ） に 対 す る 燃 料 照 射 期 間 は 10 6 時 間 （ 約 114 年 ）で あ り ，こ れ は ，東 海 第 二 の 燃 料 照 射 期 間 を 十 分 に 包 絡 し て い る 。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・原 子 炉 停 止 後 の 期 間 ※ ２：停 止 後 9 日（ 実 績 を 考 慮 し た 値 を 設 定 ）・ 燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力 ： 4.31MW／ 体 （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 約 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

B li zar d E .P. a nd Abbot t L.S.,ed.,Vol. Ⅲ P art B, SHI ELDINGREACTOR H ANDBOOK.2nd ed.

, INTERS CIENCE PUBLISHER S,New

York ,Lon don ,19 62

添付 4.1.3−1

※2

原 子 炉 停 止 後 9 日 と は 発 電 機 解 列 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。通 常 停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な条件となっている。

○計算モデル：直方体線源線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 1 図に示す。また，式①で算出した体積当たりの線源強度を第 1 表に示す。なお，評価モデルにおいては，燃料有効長以外の構造体は評価対象に含めていないが，実際の使用済
燃料では，燃料有効長以外の構造体（上部タイプレート等）においても，放射化等により線源を有している。しかしながら，燃料有効
長 以 外 の 構 造 体 の 線 源 強 度 は ， 10 ９ cm − ３ ・ s − １ 程 度 と 考 え ら れ ※ ３ ，
燃 料 有 効 長 に 比 べ て 1％ 程 度 と 小 さ い 。本 線 量 評 価 は ，使 用 済 燃 料 プールにおいて放射線の遮蔽が維持される水位を評価するものであり，
放 射 線 の 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ） に お いて は ，使 用 済 燃 料 由 来 の 線 量 率 は 小 さ く（ 第 ７ 図 参 照 ），線 量 率 全 体の 0.01％ 未 満 の 寄 与 で あ る た め ， 評 価 結 果 に 対 す る 燃 料 有 効 長 以 外の構造体の影響は十分に無視できる。
※3

同等の材料組成及び中性子照射量を受けていると考えられる制御棒
中間部と同等の線源強度と仮定（第 2 表参照）

添付 4.1.3−2

約 9.9− Ｔ

評価点

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

パラメータ
（ T）

EL.約 38.9

約 3.7

線源（直方体）約 7.8×約 7.8×約 3.7

燃料及び水
（密度：

g／ cm３ ）EL.約 35.2
約 7.8

※Ｔ

第 1図

遮 蔽 水 位 の高 さ を示 す
（単 位 ：m）

使用済燃料の線量率計算モデル

添付 4.1.3−3

第 1表

使用済燃料の線源強度1

ガンマ線エネルギ（ Me V）
1.0

燃料線源強度（ cm − ３ ・ s − １ ）4.4E+112

2.0

7.5E+103

3.0

1.3E+094

4.0

2.7E+07群

合計

5.2E+11

添付 4.1.3−42.

使用済制御棒（制御棒・破損燃料貯蔵ラック）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒・破損燃料貯蔵ラック（以下「制御棒 貯 蔵 ラ ッ ク 」と い う 。）の 使 用 済 制 御 棒 を 線 源 と す る 計 算 条 件 を 以下に示す。

○線源形状：制御棒貯蔵ラックの制御棒用スペースが全て満たされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※6 5℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ
ＲＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt） を
炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 と し た （ 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ラックには冷却期間が異なる使用済制御棒が貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に制御棒貯蔵
ラックに保管されている使用済制御棒の平均線源強度を式②により算出した。

･･･②
制 御 棒 の タ イ プ は Ｂ ４ Ｃ 型 の 1 タ イ プ ， 冷 却 期 間 は 0〜 1 サ イ ク ルの 2 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 24 本 と し た 。
添付 4.1.3−5

○計算モデル：直方体線源
線量率計算はＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 2 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 2表に示す。

約 8.9− Ｔ評価点

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

約 0.2

パラメータ
（ T）

EL.約 39.1

制御棒上部
線源（直方体）約 1.7×約 1.3×約 4.4
約 3.6
約 0.6

約 4.4

制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.約 34.7
約 1.7

※Ｔ

第 2図

遮 蔽 水 位 の高 さ を示 す
（単 位 ：m）

制御棒貯蔵ラックの線量率計算モデル
添付 4.1.3−6

第 2表

制御棒貯蔵ラック内の使用済制御棒の線源強度

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２

制御棒上部
線源強度
（cm−３・s−１）
3.6×10７

制御棒中間部
線源強度（cm−３・s−１）
4.9×10８

制御棒下部
線源強度（cm−３・s−１）
1.3×10９2

2.50×10−２

1.8×10５

1.1×10６

5.1×10６3

3.75×10−２

1.3×10５

8.8×10５

1.1×10７4

5.75×10−２

1.5×10５

9.0×10５

8.9×10８5

8.50×10−２

9.1×10４

5.1×10５

8.3×10７6

1.25×10−１

1.7×10５

1.3×10６

1.8×10８7

2.25×10−１

1.8×10５

1.3×10６

2.6×10８8

3.75×10−１

9.7×10６

2.6×10８

5.9×10８9

5.75×10−１

3.4×10７

1.6×10８

2.7×10８10

8.50×10−１

1.2×10８8.4×10８

1.6×10９11

1.25×10０

7.9×10７

6.9×10８

5.5×10９12

1.75×10０

6.3×10５

2.9×10６

5.0×10６13

2.25×10０

4.2×10２

3.7×10３

2.4×10４14

2.75×10０

9.9×10０

1.1×10１

7.5×10１15

3.50×10０

5.9×10−３

2.1×10−１０

1.0×10−９16

5.00×10０

6.1×10−５

2.2×10−１２

1.1×10−１１

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

2.8×10８

2.4×10９

1.1×10１０

合計

添付 4.1.3−7

3.

使用済制御棒（制御棒貯蔵ハンガ）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
○線源形状：制御棒貯蔵ハンガの全てに制御棒が吊るされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※6 5℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ
ＲＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｈ ｆ 型 ： 4snvt， Ｂ ４ Ｃ
型 ： 1.5snvt）を 炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 とし た （ Ｈ ｆ 型 ： 1,160 日 ， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ハンガには，タイプ別でかつ冷却期間の異なる使用済
制御棒が混在して貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に貯蔵使用済制御棒全体の放射能を保存して平均した線源強度を式③により算出した。
･･･③
制 御 棒 の タ イ プ は Ｈ ｆ ，Ｂ ４ Ｃ の 2 タ イ プ ，冷 却 期 間 は 0〜 10 サ イ
ク ル の 11 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 156 本 と し た 。
○計算モデル：直方体線源
添付 4.1.3−8線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 3 図に示す。また，計算により求めた線源
強度を第 3 表に示す。

約 2.3− Ｔ

評価点

パラメータ
（ T）

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒上部
上段線源（直方体）
約 7.7×約 0.7×約 4.4

約 3.6

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）約 0.6

制御棒中間部

制御棒下部

約 0.2
約 3.6

EL.約 39.8

制御棒上部

制御棒中間部

約 0.6

約 4.4

約 4.4

約 0.2

EL.約 44.2

下段線源（直方体）
約 7.7×約 0.7×約 4.4

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.約 35.3
約 7.7

※Ｔ

第 3図

遮 蔽 水 位 の高 さ を示 す
（単 位 ：m）

制御棒貯蔵ハンガの線量率計算モデル

添付 4.1.3−9

第 3表

制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒の線源強度

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２

制御棒上部
線源強度
（cm−３・s−１）
8.0×10４

制御棒中間部
線源強度（cm−３・s−１）
1.5×10６

制御棒下部
線源強度（cm−３・s−１）
5.5×10６2

2.50×10−２

1.3×10４

8.7×10４

5.3×10５3

3.75×10−２

7.1×10３

5.0×10４

3.1×10５4

5.75×10−２

8.0×10３

5.6×10４

1.7×10６

58.50×10−２

3.2×10３2.2×10４

2.6×10５

6

1.25×10−１

1.2×10３

8.6×10３

3.3×10５

7

2.25×10−１

4.5×10２

3.1×10３

4.1×10５8

3.75×10−１

1.2×10３

8.6×10３

5.3×10４95.75×10−１

6.5×10３

3.0×10４

5.3×10４10

8.50×10−１

2.5×10４

7.3×10６

1.5×10７11

1.25×10０

3.5×10７

2.4×10８

1.5×10９12

1.75×10０

1.2×10２

5.5×10２

9.7×10２13

2.25×10０

1.8×10２

1.3×10３

7.8×10３14

2.75×10０

5.7×10−１

3.9×10０

2.4×10１15

3.50×10０

4.1×10−１６

1.9×10−１５

2.7×10−１５16

5.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

3.5×10７

2.5×10８

1.5×10９

合計

添付 4.1.3−10

○使用済制御棒の冠水時及び露出時の線量率計算モデルについて使用済制御棒は制御棒貯蔵ハンガにハンドル部を通して格納又は制御棒貯蔵ラック内へ格納されている。評価では，これらの制御棒
貯蔵ハンガ及び制御棒貯蔵ラックの構造材を含めた使用済制御棒設
置 個 所 を 直 方 体 の 線 源 と し て モ デ ル 化 し て い る （ 第 4 図 ）。
遮蔽計算をする際，線源材にも密度を設定することで自己遮蔽等の計算を行う。本評価では制御棒が①冠水時，②一部露出時，③露出時のいずれにおいても遮蔽性能の低い水として計算している。
こちらは③露出時において，制御棒間等は気中であるが，制御棒
は 水 よ り 密 度 の 大 き い ス テ ン レ ス や Ｂ ４ Ｃ（ 又 は Ｈ ｆ ）等 で 構 成 さ れていること，線源以外にも制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラックのような構造材があることから十分保守的なモデルとなっている。
①冠水時，②一部露出時の状態においては使用済制御棒等の遮蔽効果に加えて，制御棒間の隙間等，気中であった箇所に水が入るた
め，遮蔽効果は更に高まるが，評価においては③露出時と同様，水と設定して評価をすることで更に保守的なモデルとなっている。
評価結果において，水位低下により使用済制御棒露出が開始した際の現場の線量率と，完全に露出した後の現場の線量率にあまり差異がないことは，評価で上記に示すとおり①冠水時と③露出時を等
し く ， 線 源 が 水 と し て 計 算 し て い る た め で あ る （ 第 5 図 ）。

＜参考＞
一 例 と し て Ｃ ｏ − 60 を 線 源 と し た と き の 1／ 10 価 層 は 水 で あ る と
約 70cm で あ る の に 対 し て ，鉄（ 密 度：7.87kg／ cm ３ ）で あ る と 約 7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
添付 4.1.3−11

事故時に操作の可能性がある作業箇所と線源との最短距離と等しい距離を線
源の真上に置いたもの

評価点

評価点

評価点

水位の低下

制御棒貯蔵ハンガ

使用済燃料
水位低下時での使用済制
御棒の線源モデル方法について以降に詳細に示す

第 4図

制御棒貯蔵ラック

使用済燃料プール
使用済燃料プール概要図

添付 4.1.3−12遮蔽の効果は水などの触媒の通過距離等を，散乱線は①冠水時

触媒の材質によるビルドア
ップ係数でその影響を考慮
評価点

する。

制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（冠水時）②一部露出時評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（一部露出時）

③露出時
評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

第 5図

制御棒の線源モデル（露出時）

冠水時及び露出時の線量率計算モデ

添付 4.1.3−13

4.

線量率の評価線 量 率 は ，Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て 計 算

している。
一般的に点減衰核積分法では，線源領域を細分化し点線源で近似を行い，各点線源から計算点までの媒質の通過距離から非散乱ガン
マ線束を求める。これにビルドアップ係数をかけ，線源領域全空間で積分した後，線量率換算係数をかけることで計算点での線量率を求める。
ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードでは，式④を用い，線量率を計算している。第 4 図にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体系を示す。

D j＝

F j･
i

Sij

･e
2

jk･tk
k

4･ ･Ri･Bij ･･･④

ｊ：エネルギ群番号ｉ：線源点番号ｋ：領域番号（遮蔽領域）
Ｆ j： 線 量 率 換 算 係 数
Ｓ i j：ｉ 番 目 の 線 源 点 で 代 表 さ れ る 領 域 の 体 積 で 重 み づ け さ れ た エ
ネルギｊ群の点線源強度
Ｒ i： ｉ 番 目 の 線 源 点 と 計 算 点 の 距 離
Ｂ ij： ビ ル ド ア ッ プ 係 数
μ j k：領 域 ｋ に お け る エ ネ ル ギ ｊ 群 の ガ ン マ 線 に 対 す る 線 吸 収 係 数
ｔ k： 領 域 ｋ を ガ ン マ 線 が 透 過 す る 距 離
こ れ に よ り 求 め ら れ た エ ネ ル ギ 第 ｊ 群 の 線 量 率 Ｄ j か ら ，全 て の 線 源
エネルギ群について加えることによって全線量率を計算している。

添付 4.1.3−14

第 6 図5.

ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について(1)

線量率を求める際の評価点
線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，第 4 図に示すように制御棒貯蔵ハンガ線源，制御棒貯蔵ラック線源，使用済
燃料ラック線源の各線源毎に，それぞれの真上のオペフロ床面高さとした。
線源毎にその真上のオペフロ床面高さの評価点における，使用済燃料プール水位に応じた線量率算出結果を合計したものを第 7図に示す。
なお，評価では第 1 図及び第 2 図の線量率計算モデルに示すよ
うにプール筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。
(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線
量 率 は ，原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6 階 で の 作 業 時 間 か ら 10mSv／ h に 設定した。原子炉建屋原子炉棟 6 階での操作は，重大事故等対応要添付 4.1.3−15

員による使用済燃料プールへの注水準備操作（可搬型スプレイノ
ズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉 棟 6 階 を 含 め ， 原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2 時 間 以 内 であ る 。そ の た め ，重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSv
で あ り ，緊 急 作 業 時 に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSv に 対 し て 余 裕 がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。
な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ h は ，東 海 第 二 発
電所の施設定期検査作業時での原子炉建屋原子炉棟 6 階における線 量 率 の 実 績 値 （ 約 3.5mSv／ h） よ り 高 い 線 量 率 で あ る 。
必 要 な 遮 蔽 水 位 は 第 7 図 よ り 開 始 水 位 か ら 約 0.86m 低 下 し た 水
位である。なお，本評価ではバックグラウンドの線量率は考慮していないが，原子炉建屋原子炉棟 6 階でのバックグランドの線量
率 の 実 績 値 は 約 0.05mSv／ h 未 満 で あ り ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た
線 量 率 10mSv／ h に 対 し て 十 分 に 低 く ，バ ッ ク グ ラ ウ ン ド の 線 量 率
は本評価に有意な影響を与えない。

添付 4.1.3−16

1.0E+07

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+06

使用済制御棒の自己遮蔽のモデル
は露出後も露出前と同様の水として評価をしているため，ほぼ同等の値となっている（露出前の評価
は 大 き な 保 守 性 を 持 っ て い る ）。

1.0E+05

1.0E+04

使用済制御棒の露出開始
1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

使用済制御棒を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6. 40 m
1.0E-03

約 0. 86 m

第 7図

放射線の遮蔽が維持される水位

添付 4.1.3−17

添付資料 4.1.4
安定状態について想定事故１（使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失）の安定状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済燃料プールの保有水の温度が安定
し，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，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】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
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】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）で使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，残留熱除去系等を復旧し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.1.4−1

添付資料 4.1.5
使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

東海第二発電所の使用済燃料プールでは，ボロン添加ステンレス
鋼製ラックセルに燃料を貯蔵する。使用済燃料プールには，通常は限られた体数の新燃料と照射済燃料を貯蔵するが，臨界設計では，
新燃料及びいかなる燃焼度の照射済燃料を貯蔵しても十分安全側の評 価 を 得 る よ う に ，炉 心 装 荷 時 の 無 限 増 倍 率 が 1.30 と な る 燃 料 を 用
い て 評 価 し て い る 。ま た ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 ，ラ ッ ク 製 造 公 差 ，
ボロン添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳 し く な る 状 態 で 評 価 し て い る 。未 臨 界 性 評 価 の 基 本 計 算 条 件 を 第 1
表に，計算体系を第 1 図に示す。
仮に使用済燃料プール水が沸騰又は喪失状態となった場合には，使用済燃料プールの水密度が減少することにより，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果が生じる。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の使用済燃料プールの実効増倍率は
上 記 の 2 つ の 効 果 の バ ラ ン ス に よ り 決 定 さ れ る た め ，ラ ッ ク の 材 質・ピッチの組合せによっては通常の冠水状態と比較して未臨界性評価
結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，東海第二発電所の使用済燃料プールにおいて水密度を一様 に 1.0〜 0.0g／ cm ３ と 変 化 さ せ て 実 効 増 倍 率 を 計 算 し た と こ ろ ， 中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増
倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子流れ込みが抑制
添付 4.1.5−1

されることから，第 2 図に示すとおり，水密度の減少に伴い実効増
倍率は単調に減少する結果が得られた。このため，水密度が減少す
る事象が生じた場合でも未臨界は維持されることとなる。
なお，解析には，米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）が米
国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用として作成したモンテカルロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬ
Ｅシステムを用いた。

添付 4.1.5−2

第 1表

未臨界性評価の基本計算条件
項目
燃料種類

燃料仕様

仕様
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）Ｕ２３５濃縮度

wt％ ※ １

ペレット密度理 論 密 度 の 97％

ペレット直径0.96 ㎝

被覆管外径1.12 ㎝

被覆管厚さ

0.71 ㎜

燃料有効長3.71 m

ラックタイプキャン型

ラックピッチ㎜

材料

ボロン添加ステンレス鋼

使用済燃料ラックボロン濃度

wt ％ ※ ２

板厚

㎜

内のり
※1
※2

㎜

未 臨 界 性 評 価 用 燃 料 集 合 体 （ k ∞ ＝ 1. 3 未 燃 焼 組 成 ， Ｇ ｄ な し ）ボロン濃度の解析使用値は，製造公差下限値とする。

添付 4.1.5−3

第 1図

角管型ラックの計算体系

第 2図

実効増倍率の水密度依存性

添付 4.1.5−4

添付資料 4.1.6
使用済燃料プール水温の管理について

使用済燃料プールの水温は，海水温度や貯蔵する燃料の体数等により変動する。また，使用済燃料プールの水位及び水温に対する保安規定の運転上の制限が第 1 表のとおり定められており，発電長は定期的に運転上の制限を満足していることを確認している。
有効性評価における使用済燃料プールの初期水温は，使用済燃料プールの沸騰による水位低下が早く，評価項目に対して厳しい条件として ， 保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 で あ る 65℃ を 設 定 し て い る 。
第 1 図に使用済燃料プール水温の年間の推移の例を示す。このように，使用済燃料プールの水温は，保安規定の運転上の制限に対して十分 に 低 い 水 温 で 推 移 し て お り ， 10 年 程 度 の 期 間 で の 最 大 値 は 約 40℃ ，
最 小 値 は 約 12℃ と な っ て い る 。
第 1表

使用済燃料プールに関する運転上の制限

項目
使用済燃料プールの水位
使用済燃料プールの水温

運転上の制限オーバーフロー水位付近にあること
65℃ 以 下100

使用済燃料プール水温（℃）

90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
2009年4月

2009年6月

2009年8月

2009年10月

2009年12月

2010年2月

2010年4月※図中の空白箇所は点検等により正常な測定結果が得られなかった期間

第 1図

使用済燃料プール水温の推移の例

添付 4.1.6−1

添付資料 4.1.7
自然蒸発による水位低下速度について

1.

はじめに
使用済燃料プールの保有水が自然蒸発により水位低下する速度について，概略評価した。

2.

評価方法及び評価結果 【１】
水が定常的に蒸発するとした場合，拡散流束は濃度勾配に比例するため，次の①式で表される。
・・・・・・・・・・・・・①
ここで，w は単位時間に通過する物質の質量，D は拡散係数，dρ/dx は濃度勾配であり，この関係式はフィック（Fick）の拡散法則と呼ばれる。
水蒸気を含む空気を理想気体として取り扱うと，水蒸気の密度ρとその分圧
e との関係から，ρは次の②式で表される。
・・・・・・・・・・・・・・②
ここで，Mv は水蒸気のモル質量，R は気体定数，T は温度である。水蒸気の密度は水蒸気圧に比例するため，濃度勾配の代わりに水蒸気勾配 de/dx を用いると，①式は次の式となる。

・・・・・・・・・・・・③③式の比例定数 DMv/RT を K と置くと，・・・・・・・・・・・・・・④①式は次の⑤式で表される。
・・・・・・・・・・・・・・⑤③式より，拡散係数は次の⑥式で表される。

・・・・・・・・・・・⑥
添付 4.1.7−1

⑥式の Mv/RT は温度によって定まるため，水面の単位面積から単位時間に蒸発する水の質量 w と，水蒸気圧勾配 de/dx との関係から，水蒸気の拡散係数が求められる。この方法により，15℃付近の温度で測定した w と de/dx との関係
から，温度及び圧力による影響を考慮して空気中における水蒸気の拡散係数 Dは，次の⑦式で表される。
.

0.241

[cm ２ ／s]・・・・⑦

ここで，t は温度，P0 は標準気圧（=1,013.25hPa），P は空気の圧力である。
④式と⑦式から，比例定数 K は次の⑧式で表される。
0.263

.

10

［g／（cm・s・hPa）］・・・⑧

温度（t=0〜50℃）と比例定数 K の関係を図 1 に示す。なお，温度が 95℃，
空気の圧力が 1atm の標準状態における比例定数 K は 0.218×10 − ６ g／（cm・s・hPa）となり，1 時間当たりの拡散による自然蒸発量は約 6.64kg／m ２ と評価される。
想定事故１における沸騰開始までの時間は 5.1 時間であるが，保守的にこの期間中に 95℃で自然蒸発を継続したと仮定した場合，その総量は約 4.1m3 となる。事象開始時に 4.1m3 が蒸発したと仮定しても，遮蔽維持水位到達までの時
間は，4.1m3 の蒸発を仮定しない場合と同じく約 11.7 時間であり有意な変化は
生じない。

図1
【1】

温度と比例定数の関係図「湿度と蒸発−基礎から計測技術まで−」（コロナ社）
添付 4.1.7−2

添付資料 4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲートについて○ＳＦＰゲートについては，以下の理由により十分信頼性があるため，大規模な流出はない。
(1)

ＳＦＰゲートはＳＦＰと原子炉ウェルの流路に設けられたフックに 設 置 さ れ ，ス ト ッ パ ー に よ り 浮 き 上 が り を 防 止 す る 設 計 と し ，Ｓ Ｆ
Ｐゲートのフック及びストッパーは基準地震動ＳＳによる地震荷重に対し強度上問題ない設計とする。

(2)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト に つ い て 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 地 震 荷 重 ，静 水 圧 及 び
動 水 圧（ ス ロ ッ シ ン グ 荷 重 ）を 考 慮 し て 評 価 を 行 い ，強 度 上 問 題 な い設計とする。

(3)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト パ ッ キ ン の 材 質 は シ リ コ ン ゴ ム で あ り ，納 入 時 に 特 性試験（耐水試験（ＪＩＳ
ずみ試験（ＪＩＳＫＫ

６ ２ ５ ８ ）： 100℃ − 70h， 圧 縮 永 久 ひ

６ ２ ６ ２ ）： 150℃ − 70h） に よ り 材 料 健 全 性を 確 認 し て お り ，Ｓ Ｆ Ｐ 保 有 水 が 沸 騰 し た 場 合 に お い て も シ ー ト 性 能を確保可能。

添付 4.1.8−1（原子炉ウェル側）（ＳＦＰ側）cm

ＳＦＰゲート正面図
ＳＦＰゲート（原子炉ウェル側から）
側面図

第 1図

ＳＦＰゲートの構造図（内側ゲートの例）○ＳＦＰゲートのシール機能について以下に示す。
(1)

ＳＦＰゲートは原子炉ウェルとＳＦＰの流路に二重に設置されてお り ，内 側 の ゲ ー ト か ら リ ー ク し た 場 合 に お い て も 外 側 の ゲ ー ト に よりシート性能を確保可能。

(2)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト の パ ッ キ ン は 二 重 シ ー ル と な っ て お り ，外 側 の パ ッ キンからリークした場合においても内側のパッキンによりシート性能を 確 保 可 能 。（ パ ッ キ ン は 水 圧 に よ り 面 圧 を 確 保 し ， ス ト ッ パ ー に より据付状態を保持）

添付 4.1.8−2

シート部の詳細

A

A
スロット部
A
（ A― A 断 面 ）第 2図ＳＦＰゲート据付状態の概要図（参考）ＳＦＰゲートが外れた場合
ＳＦＰゲートが外れることによりＳＦＰ水が原子炉ウェル側へ流出した場合の水位及び線量等に対する評価を実施した。

○評価条件
・ＳＦＰゲートは，地震等が発生した場合でも十分信頼性があるものであるが，本評価では，保守的に，ＳＦＰゲートが外れ，かつゲート下端（スロット部）までＳＦＰ水位が低下した場合を想定し，その後使添付 4.1.8−3

用済燃料の崩壊熱によりＳＦＰ水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕を評価した。
なお，原子炉が未開放の状態であった場合，漏えいした燃料プールの保有水が原子炉ウェルやドライヤ気水分離器貯蔵プールに流れ込むことで原子炉ウェルの水位を上昇させ，原子炉ウェル側とＳＦＰ側の水位が均一になった際にＳＦＰからの保有水の漏えいが停止することも考えられるが，本評価においてはその効果に期待しないものとした。
・Ｓ Ｆ Ｐ 内 の 使 用 済 燃 料 の 崩 壊 熱 は ，想 定 事 故 １ 及 び 想 定 事 故 ２ と 同 様 ，
約 9.1MW と し た 。
・サイフォン等による漏えいはサイフォンブレーク用配管や現場の隔離操作により停止されるものとした。
ＳＦＰ保有水量（流出前）

約 1,189m ３原子炉ウェル等への流出量

約 813m ３

プール保有水量（流出後）

約 376m ３

プール水位低下量（通常運転水位からの低下）

約 7.0m○評価結果
事 象 発 生 か ら Ｓ Ｆ Ｐ 保 有 水 の 沸 騰 開 始 ま で の 時 間 余 裕 は 約 1.6 時 間 であった。また，沸騰によりＳＦＰ水位が低下し，ＳＦＰ水位が燃料有効
長 頂 部 ま で 低 下 す る ま で の 時 間 余 裕 は 約 3.2 時 間 で あ っ た 。
ＳＦＰ水位の低下により原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率は上昇する
ため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業は困難となるが，事象開始から
燃 料 有 効 長 頂 部 ま で Ｓ Ｆ Ｐ 水 位 が 低 下 す る 時 間 余 裕 は 約 3.2 時 間 あ る ため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業が不要である注水手段（代替燃料
プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ））に よ り Ｓ Ｆ Ｐ に お け る 燃 料 損 傷 を 防 止 す る
ことができる。

添付 4.1.8−4

冷却機能停止及びＳＦＰゲートからの流出後，ＳＦＰ水が沸騰するまでの時間
事象発生から燃料有効長頂部までＳＦＰ水位が低下するまでの時間

約 1.6 時 間
約 3.2 時 間

ＳＦＰ
通 常 水 位 （ EL .約 4 6.2）
漏えいした燃料プールの保有 水 に よ り ，原 子 炉 ウ ェ ル や
ドライヤ気水分離器貯蔵プ
ー ル の 水 位 が 上 昇 し ，漏 え いが 停 止 し た 場 合 （ 約 3.5 m）

制御棒貯蔵
ハンガ

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト 底 部（ E L.約 3 9 .2）
原 子 炉

約 0.28 m
燃 料 有 効 長 頂 部（ E L.約 38.9 ）
燃料集合体

約 4.25 m
Ｓ Ｆ Ｐ 底 部 （ EL. 約 34.7 ）
制御棒貯蔵
ラック

スロット部

○まとめ
ＳＦＰゲート部はスロッシング荷重等を考慮しても十分に信頼性があ
るものであり，かつ万一ＳＦＰゲート部からリークがあった場合でも，
Ｓ Ｆ Ｐ 水 位 が 約 7.0m 低 下 す る が ，燃 料 が 露 出 す る こ と は な く ，Ｓ Ｆ Ｐ 水
位 が 燃 料 有 効 長 頂 部 ま で 低 下 す る 時 間 の 約 3.2 時 間 後 ま で に 原 子 炉 建 屋
原 子 炉 棟 6 階 で の 作 業 が 不 要 で あ る 注 水 手 段（ 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注水 ラ イ ン ））に よ り 注 水 を 開 始 す る こ と で Ｓ Ｆ Ｐ 内 燃 料 の 損 傷 を 防 止 す る
ことが可能である。

添付 4.1.8−5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）

第 1 表
項目

添付 4.1.9−1

初
期
条
件

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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／ 3)
評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位の変動を考慮した場合，それにより時間余裕及び水位低下による異常の認知の時間が短くなることが考えられるが，本事象における注水操作は，使用済燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点として操作を開始するため，その起点より操作開始が遅くなることはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約0.14m 低下した位置）とした場合であっても放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 11 時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8
時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
なお，本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.1.9

運転員等の操作時間に与える影響

第 1 表
項目

使用済燃料
プールの初
期水温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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／ 3)
評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

約 12℃〜
40℃
（実績値）

初期条件

添付 4.1.9−2

燃料の崩壊
熱

約 9.1MW（原子炉停止後 9 日）9.1MW 以下

プールゲー
トの状態

プールゲー
ト閉鎖
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮しない）

プールゲー
ト開放
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮）

評価条件設定の考え方

通常運転中の最大値として，保安規定の設定値である 65℃を設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操
作は，使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位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が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 6.6 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原
子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

原子炉の運転停止後に取り出さ 最確条件では評価条件で設定していれた全炉心分の燃料とそれ以前 る燃料の崩壊熱より小さくなるため，に取り出された燃料を合わせて， 使用済燃料プールの水温上昇及び水
使用済燃料プールの貯蔵ラック 位低下速度は緩やかになり，時間余裕の容量の最大数となるように保 が長くなることが考えられるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた管した状態を設定
炉心燃料の冷却期間については 対応をとるものではなく，使用済燃料
過去の実績より取出期間が最も プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運短い 9 日を想定
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価 転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件では保有水量はプールゲー
ト閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用全炉心燃料取出直後であるため， 済燃料プールの水温上昇及び水位低
プールゲートは開放されている 下速度は緩やかになり，時間余裕が長ことが想定されるが，保守的に原 くなることが考えられるが，注水操作
子炉ウェル及びドライヤ気水分 はプールゲートの状態に応じた対応
離器貯蔵プールの保有水量を考 をとるものではなく，使用済燃料プー
ルの冷却機能喪失による異常の認知慮しない状態を想定を起点とするものであるため，運転員
等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

第 1 表
項目

初期条件

外部水源
の容量

燃料の容
量

添付 4.1.9−3

事
故
条
件

安全機能
の喪失に
対する仮
定

外部電源

重大事故等対策に関連す
る機器条件

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水流
量

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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／ 3)

評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件
8,600m ３
以上
8,600m３（ 西側淡 水貯水 設備＋ 代替
淡水貯槽）
1,010kL
以上（軽油貯蔵タ
約 1,010kL
ンク＋可搬型
設備用軽油タンク）
使用済燃料
使 用済燃 料プ
プール冷却
ー ル冷却 機能機能喪失及喪 失及び 注水
び注水機能
機能喪失
喪失
外部電源な
し

３

50m ／h事 故ごと に変化

50m３／h以上

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

西側淡水貯水設備及び代替
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。

−

評価条件と最確条件が同様である
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。

評価条件と最確条件が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。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，注水流量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）で使用した注水流量は崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（約 13m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール
冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定
外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

燃料の崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

評価項目パラメータに与える影響

第 2表運 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 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.9−4

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

評価条件設定の考え方

事象発生から 8 時間後可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水の操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型
代替注水中型
ポンプによる代替燃料プー
ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時間後としているが，それまでに使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はない。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，注水操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ホイールローダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
要員の移動時間に 20 分,可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯設備からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 150 分を想定している。評価上の操作開始時間を 8 時間後と設定しているが，使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常を認知した
時点での準備が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時
間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
本操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレ
イの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了
後から開始するものであり当該操作に対応する重大事故等対応
要員に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，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低い。

評価上の操作開始時
間を事象発生 8 時間
後として設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用
した使用済燃料プー
ルスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設
置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用
した使用済燃料プー
ルスプレイの準備操
作の所要時間，及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料
プール水位の回復は早くなる。

評価項目となる
パラメータに与える影響

評価上の操作
開始時間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，
この場合，使用済燃料プー
ル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。

操作時間余裕

訓練実績等

当該操作に対する
時間余裕は放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から約
11.7 時間，燃料有
効長頂部まで水位が低下するまでの時間が事象発生から 2 日以上あり，これに対して事故を認知して注水を開始するまでの時間は 8 時間である
ため，時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を 170 分と想定している。要員の移動時間は
20 分以内であり，可搬型代替
注水中型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 154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。

第 2表

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 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.9−5

可搬型代
替注水中
型ポンプ
への燃料
給油操作

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，評価条件ではないが，
評価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

操作の不確かさ要因【認知】「可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作」と同様であり，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】
本操作を実施する招集要員は，操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，要員配置が操作開始時間に与える影響はない。
【移動・操作所要時間】
参集要員の参集まで 120 分を想定している。また，燃料給油に用いるタンクローリは車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象で，アクセスルートに被害がある場合でも，ホイールローダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。可搬型設
備用軽油タンクからタンクローリへの燃料給油として移動も含め 90 分を想定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び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】
他の並列操作はないことから操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
現場での操作は，操作の信頼性の向上や要員の安全のため，操作要員 2 人以上で実施することとしており，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移動
・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

実態の操作開始時
間は解析上の設定から早まる可能性があるが，評価項
目となるパラメー
タに直接影響を与えることはない。

操作時間余裕訓練実績等

各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで燃料損傷を回避することが可能であり，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始から 3
時間半程度の時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，移動も含めて 90 分を想定している
ところ訓練実績等では約 80分。また，以降，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おり，許容時間 210 分のところ，訓練実績
等により約 25分。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。

添付資料 4.1.10
7 日間における水源の対応について（想定事故１）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系（注水ライン）による使用済燃料プールへの注水
事象発生 8 時間以降から，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水位回復後は，蒸発量に相当する流量で注水する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,120m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,120m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 4.1.10−1

添付資料 4.1.11
7 日間における燃料の対応について（想定事故１）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間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 12.0kL

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
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（代替燃料プール注水系（注水ライン））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL※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 緊急用母線の電源を，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 4.1.11−1

添付資料 4.1.12
常設代替交流電源設備の負荷（想定事故１）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ

①
②

負荷容量
(kW)

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689

約394

約 120
約 84
約190

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 ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

1,000

②

最大負荷容量約689kW①
0▲

1

経過 時間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 4.1.12−1

添付資料 4.1.13
使用済燃料プール水の沸騰状態継続時の鉄筋コンクリートへの熱影響について

1.

はじめに
想定事故１及び想定事故２においては，事象発生後，可搬型代替注

水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水によって，使用済燃料プールの水位は回復・維持される。
その後，残留熱除去系等の使用済燃料プールの冷却機能を復旧する
こ と に よ り ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 を 低 下 さ せ る が ，そ れ ま で の 間 は ，
使用済燃料プールの水温は高温状態が継続することとなるが，使用済
燃料プールの構造材であるコンクリート及び鉄筋は，一般的に温度の上昇と共に強度及び剛性が劣化する傾向にあるとされている。
このため，使用済燃料プール水の沸騰状態が長期間継続した場合の鉄筋コンクリートへの影響について検討した。

2.

使用済燃料プールへの沸騰状態継続の影響について
使用済燃料プールは，ステンレス鋼によりライニングされた構造となっており，重大事故等時に使用済燃料プール水が沸騰状態となった場合でも，代替注水設備により使用済燃料プールへの注水が行われる
ため，使用済燃料プールはコンクリートからの水分逸散のないシール
状態が維持される。表１に示す文献によると，シール状態が維持されて い る 場 合 は 加 熱 温 度 110℃ で 加 熱 期 間 3.5 年 間 （ 又 は 2 年 間 ） の 場
合でも，圧縮強度の低下傾向は認められないとされている。また，加熱による剛性についても，シール状態が維持された状態において大きな低下はないとされている。
添付 4.1.13−1

ま た ，鉄 筋 に つ い て は ，強 度 及 び 剛 性 は お お む ね 200℃ か ら 300℃ までは常温時の特性を保持するとされている。
以 上 よ り ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 の 沸 騰 状 態 が 3.5 年 間 継 続 し た 場 合にも，コンクリートの健全性は維持されるものと考えられる。

第 1表

高温を受けたコンクリートの圧縮強度に関する文献

文献名（出典）熱影響場におけるコンクリートの劣化に関する研究（ 第 48 回 セ メ ン ト 技 術 大 会 講 演 集 1994 ）

長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その 1 実験計画と結果概要）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その2 普通コンクリートの力学特性試験
結果）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その3 耐熱コンクリートの力学特性試験
結果）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）

※1

試験条件
温度

110℃
一定加熱※１110℃
一定加熱※１

期間

結果

1 日〜
3.5 年 間 ※ １

シ ー ル 状 態 の 場 合 ，圧 縮
強 度 ，剛 性 の 低 下 は 認 められない。
シール状態でない場合，
圧縮強度の低下は認め
ら れ な い が ，剛 性 の 低 下が認められる。

1 日〜
24 ヶ 月 ※ １

シ ー ル 状 態 の 場 合 ，圧 縮
強 度 ，剛 性 の 低 下 は 認 められない。
シール状態でない場合，
圧縮強度の低下は認め
ら れ な い が ，剛 性 の 低 下が認められる。

文献ではこの他にも温度条件等を変えた実験も実施している

4.2

想定事故２

4.2.1

想定事故２の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「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」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故２として「サイフォン現象等により使用済燃料プー
ル内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」である。

(2)

想定事故２の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故２では，使用済燃料プールの冷却系の配管破断によるサイフォ
ン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プール水の漏えいによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事故等対策の有効性評価には使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使用済燃料プールの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。
以上により，想定事故２では，使用済燃料プール水の漏えいの停止や，使用済燃料プールへの注水の確保を行うことによって，燃料損傷の防止を図るとともに，使用済燃料プール水位を維持する。

4.2−1

(3)

燃料損傷防止対策想定事故２における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料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，サイフォ
ンブレーク用配管による使用済燃料プール保有水のサイフォン現象による漏えいの防止手段，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段及び可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
本評価では，対応操作に時間を要する可搬型設備を用いた使用済燃料プールへの注水手段のうち，地震・津波の影響を受けず，手順上で優先順位の高い西側淡水貯水設備を水源とする，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水手段を代表として評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.2−1
図に，対応手順の概要を第 4.2−2 図に示すとともに，重大事故等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の関係を第 4.2−1 表に示す。
想定事故２において，必要な要員は災害対策要員（初動）17 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する参集要員 2 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
参集要員の内訳は，燃料給油操作を行う重大事故等対応要員 2 名である。
4.2−2

必要な要員と作業項目について第 4.5.2−3 図に示す。

ａ．使用済燃料プール水位低下の確認
燃料プール冷却浄化系配管の破断によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下する。使用済燃料プールの水位が低下したことを使用済燃料プー
ル水位低警報の発信等により確認する。
使用済燃料プール水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）である。
（添付資料 4.1.1）
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
喪失した使用済燃料プールの保有水を補給するため，残留熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水操作を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注水操作が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｄ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
使用済燃料プール注水機能（残留熱除去系及び補給水系)の回復操作を4.2−3

実施する。
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
中央制御室からの遠隔操作により，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は評価上考慮しない。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に必要な計装設備は，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ実施のための準備操作として，ホース及び可搬型スプレイノズルを設置する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化する前に実施するため，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時並行で実施する。なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは評価上考慮しない。
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
4.2−4

を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に開始する。
外部電源が喪失している場合は，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 2 台から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，蒸発量に応じた水量を注水すること
で，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる最低水位（線量率が 10mSv／h※ となる通常水位から約 0.86m 下の水位）より高く維持する。
※

本想定事故における必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間から 10mSv／h に設定した。原子炉建屋原子炉棟 6 階での操作は，重大事故等対応要員による可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイの準備操作（ホース及び可搬スプレイノズルの設置）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟 6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は
2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子4.2−5

炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。

4.2.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定事故２の評価においては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」を想定する。
なお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料
プールには排水口を設けない設計としており，また，燃料プール冷却浄化
系はスキマ堰を越えてスキマサージタンクに流出する水を循環させる設計とするとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設け，サイフォン現象により，使用済燃料プール水が流出しない設計としている。
使用済燃料プールに入る配管の真空破壊弁は動力を必要としない設計であり，信頼性は十分高いと考えられるが，本想定事故では閉固着を想定する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断の後，使用済燃料プ
ール水の漏えいが発生するが，サイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，使用済燃料プール
水位の低下は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で停止する。その後，崩壊熱による使用済燃料プール水温の上昇，沸騰及
4.2−6

び蒸発によって使用済燃料プール水位は低下する。可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を用いた使用済燃料プー
ルへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）を確保できることを評価する。なお，放射線の遮蔽が維持される使用済燃料プー
ル水位を確保できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，
未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず未臨界が維持できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故２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。
（添付資料 4.1.4，4.2.1，4.2.2）(2)

有効性評価の条件
想定事故２に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.2−2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故２特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び当直運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの当直運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.2.1）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
4.2−7

使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料のほかに，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定し，使用済燃料プールの崩壊熱として約 9.1MW を用いるものとする。
なお，このときの崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（水源温度 35℃）は約 13m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，燃料プール冷却浄化系，補給水系及び残留熱除去系の機能が喪失するものとする。

(b)

配管破断の想定
使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象
による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定する。

(c)

使用済燃料プール水位の低下
破断を想定している燃料プール冷却浄化系配管に設置されている 2個の真空破壊弁については，閉固着を仮定する。サイフォン現象による使用済燃料プールの水位低下は，サイフォンブレーク用配管により，燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で停止することを想定する。なお，このときの水位低下は，保守的に瞬時に上記水位まで低下することを想定する。
4.2−8

（添付資料 4.2.3）
(d)

外部電源
外部電源はないものとする。
外部電源がない場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同様となるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として，50m ３ ／h を設定する。

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

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

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して，事象発生 8 時間後から注水を開始する。

4.2−9

(3)

有効性評価の結果
想定事故２における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.2−4 図に，
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.2−5 図に示す。
ａ．事象進展
燃料プール冷却浄化系配管の破断により，使用済燃料プール水位が燃
料プール水戻り配管水平部下端まで瞬時に低下する。スキマ堰を越える
水がなくなるためスキマサージタンクの水位低下又は使用済燃料プール
水位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。使用済燃料プール
水位が通常水位から約 0.23m 下まで低下していること等を確認し，使用済燃料プールからの漏えいが発生したこと及びサイフォンブレーク用配管によりサイフォン現象による漏えいが停止したことを確認する。使用済燃料プールの注水機能喪失を確認し，補給水系による使用済燃料プー
ルへの注水操作を行うが，補給水系が使用不可能な場合，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作を行う。
使用済燃料プールへの注水が開始されるまで，使用済燃料プール水温は約 7.0℃／h で上昇し，事象発生から約 5.0 時間後に 100℃に達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位は回復する。
その後は，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済
燃料プール水位を維持しつつ，使用済燃料プールの冷却機能の回復に努める。

4.2−10

ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位の時間変化は第 4.2−4 図に示すとおり，通常水
位から約 0.62m 下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。また，使用済燃料プール水温は事象発生後約 5.0 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.2−5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.62m 下の水位になった場合の線量率は，約 3.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低い値であることから，この水位において放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は原子
炉建屋原子炉棟 6 階における制御棒貯蔵ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラック
セルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず未臨界は維持される。
事象発生 8 時間後から可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の回復に努める。回復後は補給水系によりスキマサージタンクへの注水を実施し，漏えい箇所を隔離した状態で残留熱除去系等により冷却を実施することで安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.2，4.2.4）

4.2−11

4.2.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価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評価する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により使用済燃料プー
ルの保有水の小規模な喪失が発生し，サイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）まで使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操
作は，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作とする。
(1)

評価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 4.2−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び4.2−12

残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，更に時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水
機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，注水操作は燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プー
ルの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去
系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される
最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃
4.2−13

料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
このため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
速度は緩やかになるが，注水操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 4.1.7, 4.1.8）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位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が大きくなる。なお，
自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下
4.2−14

が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始
後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 4 時間後となり，それ以降は原子
炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，漏えいによる水位低下は，サイフォンブ
レーク用配管により燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から
約 0.23m 下）で停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた
場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水
4.2−15位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から
約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間
後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。なお，本スロッシングの評価には余震の影響を考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
破断箇所・状態及びサイフォン現象による水位低下量の想定は，評価条件では残留熱除去系に比べて耐震性が低い燃料プール冷却浄化系
配管が破断し，燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊
弁については閉固着を想定しているが，最確条件では事故毎に異なる。
4.2−16ただし，サイフォンブレーク用配管により燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で漏えいが停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 4.2.5）
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，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
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
8 時間後として設定しているが，本操作は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノ
ズル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の所要時間，及び可搬型代替
注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料プール水位の回復は早くなる。
4.2−17

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール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。
（添付資料 4.2.4）(2)

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。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる
通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間が事象発生から 9
時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生から 2 日以上であり，これに対して，注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間
であることから，時間余裕がある。
（添付資料 4.2.4）

(3)

ま と め
評価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。その結果，評価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4.2−18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，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故２の重大事故等対策における必要な災害対策要員（初動）は「4.2.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名であり，災害対策要員（初動）の 37 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 2 名であり，発電所外から 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)

必要な資源の評価
想定事故２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」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,120m３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 4.2.6）
ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の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
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用デ4.2−19ィーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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
代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kLの軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.2.7）
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内に収まることから，必要負荷に対しての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394kW であるが，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 4.2.8）
4.2−204.2.5

結論

想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により漏えいが発生した際に真空破壊弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象等による使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，かつ，使用済燃料プールへの水の補給にも失敗して使用済燃料プール水位が低下することで，やがて燃料集合体が露出し燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故２に対する燃料損傷防止対策としては，サイフォンブレーク用配管による漏えい防止手段及び可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備している。
想定事故２について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により，使用済
燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保
及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさ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。
4.2−21

重大事故等対策時に必要な要員は，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，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，サイフォンブレーク用配管による漏えいの防止及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故２に対して有効である。

4.2−22

第 4.2−1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備

4.2−23使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・使用済燃料プール冷却浄化系の配管破断によるサイフォン −低下の確認
現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下する。使用済燃料プ
ールの水位が低下したことを使用済燃料プール水位低警報の発信等により確認する。
使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・喪失した使用済燃料プールの保有水を補給するため，残留 −熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水操機能喪失の確認（補給水作を行う。
系，残留熱除去系）
・中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注
水が困難な場合，使用済燃料プール注水機能喪失であることを確認する。
使用済燃料プール水位， ・使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プ −
温度監視
ールの水位，温度を監視する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）−

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊−使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置を含む）−

使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系)の回 −−機能の回復操作
復操作は要員にて実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注−常設低圧代替ンプによる代替燃料プ
水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し，注水系ポンプール注水系（注水ライ
使用済燃料プール水位を回復する。
代替淡水貯槽ン）を使用した使用済燃 ・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃
常設代替高圧料プールへの注水操作
料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持電源装置する。
軽油貯蔵タンク＊

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置を含む）
緊急用Ｍ／Ｃ電圧：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.2−1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故等対策について（2／2）
手

順

常設設備

4.2−24可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可ンプによる代替燃料プ
搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレ
ール注水系（可搬型スプイ実施のための準備操作として，可搬型スプレイノズル等
レイノズル）を使用したを設置する。
使用済燃料プールスプ
レイの準備操作
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）への注水操作は，注水機能喪失による異常の認
ンプによる代替燃料プ知を起点として開始する。
ール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃 ・外部電源が喪失している場合は，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し，料プールへの注水操作必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始す
ることにより，使用済燃料プール水位を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。
タ ン ク ロ ー リ に よ る 燃 ・タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代
料給油操作
替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
＊−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型スプ −
レイノズル

常設代替高圧
電源装置
軽油貯蔵タンク
西側淡水貯水設備

可 搬 型 代 替 緊急用Ｍ／Ｃ電圧
注 水 中 型 ポ 使用済燃料プール温度（ＳＡ）
ンプ
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

可搬型設備用
軽油タンク

タンクロー −
リ

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.2−2 表項

目

主要評価条件

使用済燃料プールの保有水量 約 1,189m

条件設定の考え方
使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉鎖時の水量を設定

初期条件

使用済燃料プールの初期水位 通常水位

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上）を設定

使用済燃料プールの初期水温 65℃

通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限値を設定

約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日） ※１ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱はＯＲＩＧＥＮ２を用いて算出

漏えいによる使用済燃料プール水位の低下事象発生と同時に通常水位から約 0.23m 下まで低下

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定するとともに，破断を想定している燃料プール冷却浄化系配管に設置されている 2 個の真空破壊弁については，
閉固着を仮定する。
サイフォンブレーク用配管により，サイフォン現象による流出が停止されるため，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m下）までの低下にとどまり，保守的にこの水位まで瞬時に低下するものとする。

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール
冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないが，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

燃料の崩壊熱事故条件

4.2−25

重大事故等対 重大事故等対策に関連する 策に関連する
機器条件
操作条件
※1

３

主要評価条件（想定事故２）可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した 50m３／h
使用済燃料プールへの注水
流量

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定
東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水
事象発生から 8 時間後
系（注水ライン）の使用済燃料プールへの注水開始

4.2−26
第 4.2−1 図

想定事故２の重大事故等対策の概略系統図

※1
※2
※3
プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉

※4
※5
※6

（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失※7

使用済燃料プール水位低警報及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等により，使用済燃料プールの水位が低下したことを確認する。
使用済燃料プール水位低警報設定値は，ＮＷＬ−約0.14mである。
補給水系及び残留熱除去系による注水操作を行うが，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水が困難な場合は，使用済
燃料プールへの注水機能が喪失したことを確認する。
外部電源喪失が発生した場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）の負荷に給電するため，常設代替高圧電源装置2台を起動し，緊急用母線の受電操作を実施する。
使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの代
替注水手段による対応を開始する。
原子炉建屋原子炉棟6階にアクセス可能な場合に実施する。アクセス不可能な場合は可搬型代替注水中型ポンプ準備を実施する。
サイフォン現象発生時はサイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管水平部下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。
事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.62m下となる。

凡

例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

使用済燃料プール水位低下
確認※１

（10分）

使用済燃料プール注水機能喪失の確認(補給水系及び残留熱除去系)※２

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作※３

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４

使用済燃料プール注水機能の回復操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
水平部下端未満※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作※５

No

補給水系及び消火系による使用済燃料プールへの注水操作

Yes

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作※７Ⅰ（約5.0時間）（注水が実施できなかった場合）

使用済燃料プール水温
100℃到達常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

タンクローリによる燃料給油操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）以外を使用した使用済燃料
プール注水
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水操作
Ⅲ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ（約8.0時間）（注水が実施できなかった場合）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，漏えい箇所の同定及び隔離，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

（約9.8時間）

使用済燃料プール水位
約0.86m低下（10mSv／h）

第 4.2−2 図【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水も実施可能である。
Ⅱ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合には，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイ，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和することができる。
Ⅲ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水も実施可能である。

想定事故２の対応手順の概要

4.2−27

想定事故２

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

操作項目

約 5.0 時間
事象発生

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央監視）

当直運転員（現場）

プラント状況判断

中央監視
運転操作指揮補佐

使用済燃料プール
水温 100℃到達
8 時間

操作の内容

可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始

重大事故等対応要員（現場）●外部電源喪失の確認

1人
A●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

−

10 分

●使用済燃料プール水位低下の確認

状況判断●使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
【1人】
A

−

−

●使用済燃料プール水位，温度監視

適宜実施

使用済燃料プール注水機能の回復
操作

−

2人
B,C

−

●使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系）の回復操作，失敗原因調査

適宜実施

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成操作及び使用済燃料プールへの注水操作

4分

−

−

8人
a〜h

30 分

−

−

【8 人】
a〜h

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水の系統構成操作（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

4分

起動後適宜状態監視−−

タンクローリの残量に応じて適宜軽油タンクから
給油する

90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作
タンクローリによる燃料給油操作

解析上考慮しない
原子炉建屋原子炉棟 6 階にアクセス可能な場合に実施※原子炉建屋原子炉棟 6階での作業を含む

130 分●ホース敷設操作及び可搬型スプレイノズルの設置※●可搬型設備の保管場所への移動

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

解析上考慮しない

15 分

40 分

●原子炉建屋への移動
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイの準備操作

解析上考慮しない

2人
（参集）

適宜実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

【1人】
A

−

漏えい箇所の同定及び隔離操作

必要要員合計

適宜実施●警報確認による原因調査

解析上考慮しない

−
−

【2人】
B,C

1人
A

2人
B,C

適宜実施

●現場での系統隔離操作

8人 a〜h及び参集 2 人

第 4.2−3 図

想定事故２の作業と所要時間

4.2−28

通 常 水 位 （ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 7.26m 上 ）解 析 上 ，事 象 発 生 と 同 時 に ，燃 料 プ ー ル 水 戻 り 配 管 水 平 部 下 端（ 通常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で 低 下 す る こ と を 想 定 す る 。

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.0 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.3 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を 使 用 し た 使 用
済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 開 始（ 通 常 水 位 か ら 約
0.62m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.2− 4 図

1.0E+07

使用済燃料プール水位の変化

使 用済燃 料を線源とした 線
量率が支配的な水位

1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03想定事故２での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.62m 下 ）1.0E+02

1.0E+01

通 常 水 位（ 燃 料 有 効 長 頂 部
か ら 約 7.26m 上 ）1.0E+00

使 用 済 制 御 棒 を 線 源と し た 線 量 率 が 支 配的な水位

1.0E-01

1.0E-02

遮蔽が維持される水位（ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ）（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 6.4m 上 ）1.0E-03

第 4.2− 5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.2−29

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

1.

使用済燃料プールの概要
添 付 資 料 4.1.2 と 同 様 で あ る 。

2.

放射線の遮蔽の維持に必要な水位
添 付 資 料 4.1.2 と 同 様 で あ る 。

3.

想定事故２における時間余裕
第 1 図に示すように，想定事故２では燃料プール水戻り配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。サイフォン
ブ レ ー ク 用 配 管 に よ り ，サ イ フ ォ ン 現 象 に よ る 流 出 を 防 止 す る た め ，
使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま り ， 保 守 的 に こ の 水 位 ま で瞬時に低下するものとする。
真空破壊弁の閉固着を想定
水平配管下端まで水位低下

サイフォンブ
レーク用配管
使用済燃料プール

燃料集合体

燃料プール冷却浄化系ポンプ

配管破断

Ｍ

燃料プール冷却浄化系
熱交換器
残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系熱交換器

第 1図

想定事故２の想定
添付 4.2.1−1

配管破断により保有水が漏えいし，燃料プール水戻り配管水平部
下 端 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で 水 位 が 低 下 し た 場 合 ， 崩 壊 熱
除 去 機 能 喪 失 に 伴 い ， 事 象 発 生 か ら 約 5.0 時 間 後 に 沸 騰 の 開 始 に より水位が低下する。
プ ー ル の 水 位 が 放 射 線 の 遮 蔽 維 持 水 位（ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る の は 事 象 発 生 か ら 約 9.8 時 間 後 で あ り ， 可 搬 型 代 替 注
水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）による注
水操作の時間余裕はある。
項目

算出結果

使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間(h）約 5. 0３

燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量(m ／h）

約 15.1※

使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間 （h）

約 9.8

燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※（h）

約 58.7

使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）

約 0.13※

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.2.1−2

添付資料 4.2.2
想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由について

1.

はじめに
想定事故２においては，使用済燃料プール（以下「ＳＦＰ」という。）に接続されている配管から漏えいが発生した際に，真空破壊弁が動作せず，サイフォン現象によるプール水の小規模な喪失が発生することを想定している。
しかしながら，ＳＦＰからのプール水の漏えいは，他の事象が起因となることも考えられる。ここでは，サイフォン現象によるプール水の漏えいを想定事故２の評価対象とした理由について示す。

2.

ＳＦＰから水の漏えいを引き起こす可能性のある事象
ＳＦＰから水が漏えいする可能性のある事象としては，以下が考えられる。
①サイフォン現象による漏えい②ＳＦＰライナー部の損傷③ＳＦＰゲートの損傷④ＳＦＰゲート開放時の原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プー
ル側のライナー部の損傷⑤地震発生に伴うスロッシングによる漏えい

3.

各事象の整理①サイフォン現象による漏えい
サイフォン現象による漏えいは，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系ポンプ出口逆止弁からディフューザまでの配管等が破断し，かつＳ
ＦＰ内へ入る配管に設置されているサイフォン現象を防止するための真空破壊弁が機能しない場合に発生する。サイフォン現象による漏えいが添付 4.2.2−1

停止されない場合，ＳＦＰの底部にあるディフューザ付近まで漏えいが継続する。
ＳＦＰの冷却時に使用する配管のうち，残留熱除去系の配管は耐震Ｓ
クラスの配管であり，基準地震動Ｓ ｓ を考慮しても高い信頼性を有しているが，燃料プール冷却浄化系は耐震Ｂクラスであるため，残留熱除去系に比べて耐震性が低い。
燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系の配管破断，及び真空破壊弁が機能しないことにより小規模な漏えいが発生した場合，運転員は漏えい検知器，スキマサージタンクの水位低下，ＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。
ＳＦＰへの注水手段は，配管の破断箇所及び隔離箇所に依存することから，残留熱除去系，補給水系等の注水ラインから注水ができない場合も考えられる。
運転員は，事象認知後に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）等を用いて漏えい量に応じた注水を実施
し，ＳＦＰ水位は維持される。
②ＳＦＰライナー部の破損
ＳＦＰの筐体は基準地震動Ｓ ｓ によっても機能が維持される設計であり，高い信頼性を有する設備である。
仮にＳＦＰライナー部が破損し漏えいが発生した場合は，漏えい水は
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に流れ込み，水位検出器により警報が発報する（第 1 図参照）。
運転員はこの警報発生やＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。ただし，ライナードレン部はＳＦＰのバウン
添付 4.2.2−2

ダリとしての機能を有していないことから，漏えいを停止することは困難であり，漏えいが継続する。
注水等の対応手段は，ライナー部破損による漏えいが残留熱除去系や復水移送系の注水ラインに影響を与えるものではないため，常用の注水設備又は重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン））となる。
なお，ＳＦＰライナー部からの漏えい量（一部の箇所の破断を想定）を評価すると，最大でも 35m３ ／h（ライナードレンの配管径と水頭圧の関係により算出）程度となり，漏えい量に応じた注水の継続が可能であ
ればＳＦＰ水位及び冷却機能は維持されるが，注水流量が不足しＳＦＰ
水位の低下が継続する場合には大規模損壊の対応となる。この場合，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）によるＳＦＰへのスプレイを実施する等の対応により，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和できる。

添付 4.2.2−3

使用済燃料プール

使用済燃料：フローグラス

水位検出器

使用済燃料プールライナー
ドレン漏えい検知配管
床ドレンサンプへ

第1図

ライナードレンの構造図③ＳＦＰゲートの損傷
ＳＦＰゲートは「添付資料 4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲー

トについて」に示すように十分信頼性があり，基準地震動Ｓ ｓ に対してもその機能は維持される。仮にゲートが外れてプール水の漏えいが発生した場合であっても，ゲート下端（スロット部）は使用済燃料の有効長
頂部より高い位置にあるため，ゲート下端（スロット部）到達後に漏えいは停止し，その後の崩壊熱相当の蒸発量に応じた注水を実施すること
で冠水は維持される。
運転員はＳＦＰゲート破損による漏えい警報確認やＳＦＰ水位の低下
添付 4.2.2−4

等により事象を認知できるため，認知は容易である。
原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体に異常がなければ，蒸発量以上の注水をすることでＳＦＰ水位を回復させ，ＳＦＰ
水位及び冷却機能を維持することができる。また，原子炉ウェル及びド
ライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体から漏えいがある場合であっても，常用の注水設備及び重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン））等を用いることで崩壊熱による水の蒸発に応じた注水が可能であるため，燃料の健全性は確保される。
④ＳＦＰゲート開放時の原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール
側のライナー部の損傷
ＳＦＰゲート開放時における原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側のライナー部が損傷する場合においても，③と同様にゲート
下端（スロット部）以下にはＳＦＰ水位は低下せず，使用済燃料の有効長頂部との位置関係により燃料の冠水は維持される。
また，運転員はライナー部の破損によるＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。
その後，原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体に異常がなければ注水によってＳＦＰ水位を回復させ，ＳＦＰ水位及び冷却機能を維持することができる。また，原子炉ウェル及びドライヤ気水
分離器貯蔵プール側の筐体から漏えいがある場合であっても，常用の注
水設備及び重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン））等を用いることで崩壊熱による水添付 4.2.2−5の蒸発に応じた注水が可能であるため，燃料の健全性は確保される。
⑤地震発生に伴うスロッシングによる漏えい
地震発生時，スロッシングによりＳＦＰの保有水が漏えいし，この時，通常運転水位から 0.70m 程度までＳＦＰ水位が低下するが，使用済燃料の有効長頂部の冠水は維持される。
スロッシング発生時，運転員は現場の漏えい検知器，ＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，検知は容易である。
スロッシングによりＳＦＰ水位が低下した場合でも遮蔽は維持されるため，オペレーティングフロアでの作業は可能であることから，可搬型
代替注水大型ポンプによる可搬型スプレイノズルを用いた代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）によりスプレイを行うことも可能である。また，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）等を使用した使用済燃料プールスプレイを行うことで燃料の健全性は確保される。

3.

想定事故２及び大規模損壊での想定
有効性評価では「2.

各事象の整理」で想定する事象の中で，「②ＳＦＰラ

イナー部の損傷」を除く事象に対して，燃料の損傷を防止できることを確認している。
大規模損壊は，これらの想定時に常用の注水設備及び重大事故等対処設備による注水操作ができない状態，漏えいが継続する状況（「②ＳＦＰライナー部の損傷」を含む），及び常用の注水設備並びに重大事故等対処設備による注
水能力を超える漏えいによりＳＦＰ水位が維持できない状況を想定した事象である。
添付 4.2.2−6

この対策として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）によるＳＦＰへのスプレイ及び放水設備によるスプレイを実施することで使用済燃料の著しい損傷の進行の緩和及び環境への放射性物質放出の低減を行う。

4.

結論
ＳＦＰからプール水の漏えいが発生する可能性のある①〜⑤の事象について検討した。
使用済燃料の有効長頂部より高い位置で漏えいが停止する事象は③，④，⑤であり，基準地震動Ｓ ｓ の地震の影響を考慮して発生のおそれが小さいものは②，③である。
①の「サイフォン現象による漏えい」は，真空破壊弁が機能しないことを想定すると，ＳＦＰに接続する配管に耐震Ｂクラス配管が含まれることから，漏えいが使用済燃料の燃料有効長頂部以下まで継続するおそれがあり，また，
注水ラインの破断により対応可能な注水手段が限定されることから，有効性評価において選定している。

添付 4.2.2−7

添付資料 4.2.3
使用済燃料プールのサイフォンブレーカについて

1.

サイフォンブレーカの概要
使用済燃料プールは，第 1 図に示すように燃料プール冷却浄化系により冷却及び水質管理されている。使用済燃料プール水がサイフォン効果により流出する場合は，使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁によりサイフォンブレークすることで，使用済燃料
プール水の流出を防止する設計としている。仮に真空破壊弁が閉固着した場合においても，サイフォンブレーク用配管から空気を吸入することでサイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を防止することが可能な設計とする。

サイフォンブレーク用配管：2 本

第 1図
2.

約 0.23m（通常水位から燃料
プール水戻り配管水平部下端まで）燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系

サイフォンブレーク用配管の機器仕様

添付 4.2.3−1

系統概略図

(1)

サイフォンブレーク用配管の寸法・設置箇所
サイフォンブレーク用配管は，2 本のディフューザ配管にそれぞれ設置されており，弁等の機器がない口径の配管である。

第 2 図に示すとおり，ディフューザ配管の真空破壊弁がある配管から枝分かれした形状であり，サイフォンブレーク用配管の下端が通常水位より約㎜下となるよう設置されている。

添付 4.2.3−2(EL 約 46.2)

約 0.23m

サイフォンブレーク用配管：2 本

第 2図

(2)

サイフォンブレーカ設置概要図

サイフォン現象発生時の水位低下
真空破壊弁の閉固着を想定した場合，サイフォン現象が発生し，通常水位より約mm 下 ま で 水 位 が 低 下 す る と ， サ イ フ ォ ン ブ レ ー

添付 4.2.3−3

ク用配管から空気を吸込み，配管頂部に空気が溜まり始め，配管下端まで空気が溜まったところでサイフォン現象が停止する。
以上により，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部 下 端 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま る 。
(3)

想定被ばく線量率
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 3 図に示す。第 3 図より ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ま で 低 下 し た
場合においても，原子炉建屋原子炉棟 6 階の雰囲気線量率は約1.0mSv／ h 以 下 と な る こ と か ら ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル は サ イ フ ォ ン 現
象等による小規模な漏えいが発生した場合においても十分な遮蔽水
位を確保することが可能である。

添付 4.2.3−4

通常水位（燃料有効長頂部
か ら 約 7.26m 上 ）約 0.23m

第 3図

3.
(1)

使用済燃料プール水位と線量率

サイフォンブレーク用配管の健全性について
配管強度への影響について
ディフューザ配管及びその配管に接続されている真空破壊弁を設置した配管は耐震Ｓクラスで設計されており，その配管にサイフォ
ンブレーク用配管を接続するため，耐震性については問題ない。

添付 4.2.3−5

(2)人的要因による機能阻害について
サイフォンブレーク用配管は操作や作動機構を有さない単管のみであることから，誤操作や故障により機能を喪失することはない。
そのため，使用済燃料プールの冷却系のサイフォン現象による漏えいが発生した場合においても，操作や作業を実施することなく，サイフォンブレーク用配管開口部レベルまで使用済燃料プール水位が低下すればサイフォン効果を除去することができる。

(3)

異物による閉塞について
サイフォンブレーク用配管（内径φmm） は ， 燃 料 プ ー ル 冷 却

浄化系出口配管より，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷
却浄化系熱交換器を経由して，使用済燃料プール側に向けて冷却材が 流 れ て お り ， ろ 過 脱 塩 装 置 の 出 口 配 管 に ス ト レ ー ナ （ 24/110
mesh：縦 約 1.016 ㎜ ×横 約 0.23 ㎜ ）が 設 置 さ れ て い る こ と か ら ，異物によるサイフォンブレーカの閉塞の懸念はない。

(4)

落下物干渉による変形について
サイフォンブレーク用配管の落下物干渉を考慮する必要がある周辺設備として，原子炉建屋原子炉棟鉄骨梁，原子炉建屋クレーン，
燃料取替機等の重量物があるが，これらは基準地震動Ｓｓに対する耐震評価にて使用済燃料プール内に落下しないことを確認している
ため，サイフォンブレーク用配管の落下物干渉による変形は考えられない。
その他手摺等の軽量物については，ボルト固定，固縛による運用としている。

添付 4.2.3−6

よって，落下物としてサイフォンブレーク用配管に干渉すると考えられる設備は軽量物であり，仮にサイフォンブレーク用配管に変形が生じたとしても，本配管は剛性の高いステンレス鋼であり，完全閉塞に至る変形は考えにくいことから，サイフォン効果の除去機
能は確保される。

4.

サイフォンブレーク用配管の健全性確認方法について
サイフォンブレーク用配管については，定期的な巡視点検（1 回／週）を実施し，目視により水面の揺らぎ等を確認することで通水状態を確認する。

添付 4.2.3−7

添付資料 4.2.4
安定状態について想 定 事 故 ２（ サ イ フ ォ ン 現 象 等 に よ る 燃 料 プ ー ル 水 の 小 規 模 な 喪 失 ）の安定状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済
燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済
燃料プールの保有水の温度が安定し，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，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】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
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】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続しつつ，弁閉止による漏えい箇所の隔離，残留熱除去系又は燃料プール浄化冷却系の復旧を実施し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.2.4−1

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）

第 1 表
項目

初期条件

添付 4.2.5−1

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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)
評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場
合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，サイフォン現象により瞬時に燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から
約 0.23m 下）まで低下することを評価上想定しているため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，
初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操
作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，
本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，使用済燃料プール水温度の上昇による使用済燃料プール水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.2.5

第 1 表
項目

使用済燃
料プール
の初期水
温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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)
評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

評価条件設定の考え方

保安規定の運転上の制限における上限値である 65℃を設定

原子炉の運転停止後に取り出された全炉心分の燃料とそれ以前に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料プールの貯蔵ラ
ックの容量の最大数となるように保管した状態を設定
炉心燃料の冷却期間については
過去の実績より取出期間が最も短い 9 日を想定
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価

初期条件

添付 4.2.5−2

約 12 ℃ 〜
40℃
（実績値）

燃料の崩
壊熱

約 9.1MW
（原子炉
停止後 9
日）

9.1MW 以下

プールゲ
ートの状
態

プールゲー
ト閉鎖
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮しない）

プールゲー
ト開放
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮）

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，更に時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は使用済燃料プー
ル水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものである
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位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が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。
また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.8 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。
ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなる
ため，使用済燃料プールの水温上昇
及び水位低下速度は緩やかになり，
時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員
等操作時間に与える影響はない。
最確条件では保有水量はプールゲー
ト閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使全炉心燃料取出直後であるため， 用済燃料プールの水温上昇及び水位
プールゲートは開放されている 低下速度は緩やかになり，時間余裕ことが想定されるが，保守的に原 が長くなることが考えられるが，注子炉ウェル及びドライヤ気水分 水操作はこれらの状態に応じた対応
離器貯蔵プールの保有水量を考 をとるものではなく，水位低下によ慮しない状態を想定
る異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

第 1 表
項目

外部水源
の温度

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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)

評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

35℃

35℃以下

初期条件

添付 4.2.5−3

外部水源
の容量

３

8,600m

8,600m３以上（西側淡水貯水設備＋代替淡水貯槽）1,010kL
以上（軽油貯蔵タンク＋可搬型設備
用軽油タンク）

事故条件

燃料の容
量

1,010kL

破断箇所
・状態の想
定

燃料プール
冷却浄化系
事故ごとに異な
配管の破断
る
真空破壊弁
の閉固着

サイフォ
ン現象に
よる使用
済燃料プ
ール水位
の低下

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水による使用済燃料プール水位維持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，評価条件で設定している外部水源の温度よりもおおむね低くなるため，使用済燃料プール注水後の水位低下速度が遅くなることが考えられるが，注水 最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温操作は水源の温度に応じた対応をとるもの 度よりもおおむね低くなるため，使用済燃料プール注水後の位低ではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴 下速度が遅くなることが考えられるが，その影響は小さく，評価
う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留 項目となるパラメータに与える影響は小さい。
熱除去系による使用済燃料プールへの注水
機能喪失の確認後に実施するものであるた
め，運転員等操作時間に与える影響はない。

西側淡水貯水設備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。

−

注水操作は，破断箇所及び漏えい量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。

破断箇所・状態の想定によっては漏えい量が変化するが，サイフォンブレーク用配管により燃料プール燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で漏えいが停止することか
ら，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最確条件では水位の低下に時間を要するた
め，時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料プール水位の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では水位の低下に時間を要するため，時間余裕が長くな
り，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフ
ォン現象による漏えいとして，残留熱除去系に比べて耐震性の低い燃料プール冷却浄化系配管の破断，及び真空破壊弁の閉固着を想定
サイフォンブレーク用配管により，サイフォン現象による流出が停止するため，使用済事象発生と同 時 に 通 常 事象発生後，通常 燃料プール水位は燃料プール
水 位 か ら 水位から約 0.23m 水戻り配管水平部下端（通常0.23m 下 ま 下まで徐々に低下 水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまり，保守的にこで低下の水位まで瞬時に低下することを想定

第 1 表評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 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)

事故条件

項目

評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

安全機能
の喪失に
対する仮
定

使用済燃料
プールの冷
却機能及び
注水機能喪
失

外部電源

外部電源な
し

重大事故等対策に関連する
機器条件

添付 4.2.5−4

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水
ライン）
を使用し
た使用済
燃料プー
ルへの注
水流量

３

50m ／h

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

使用済燃料
プールの冷
却機能及び
注水機能喪
失

使用済燃料プール注水機能喪失
として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定評価条件と最確条件が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。

評価条件と最確条件が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。

事故ごとに
変化

外部電源がない場合と外部電源があ
外部電源の有無は事象進展に影響る場合では，事象進展は同様である
しないことから，資源の観点で厳ことから，運転員等操作時間に与えしい外部電源なしを設定
る影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であるが，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

50m３／h以上

燃料の崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへ注水
操作は，注水流量を起点に開始する
操作ではないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）の注水流量は崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（約 13m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量である
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。

第 2表

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 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.5−5

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

評価条件設定の考え方

事象発生から 8 時間後

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水
操作は，可搬型
代替注水大型
ポンプによる代替燃料プー
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレ
イの準備操作（ホース敷設，
可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注
水操作の時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時
間後としているが，それまでに使用済燃料プールの水位低下に伴う異常を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操作開始時間に与える影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，注水操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
で使用する可搬型代替注水中型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事
象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ブルドーザー等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
要員の移動時間に 20 分，可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯設備からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 150 分を想定している。評価上の操作開始時間を 8 時間後と設定しているが，使用済
燃料プールの水位低下による異常を認知し補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失を確認した時点での準備が可能である。なお，その場合，実際の操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
本操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものであり当該操作に対応する重大事故等対応要員に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，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。

評価上の操作開始時
間を事象発生 8 時間
後と設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズ
ル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水
大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイの準備操作の所
要時間，及び可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プール
への注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済
燃料プール水位の回復は早くなる。

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

評価上の操
作開始時間
に対し，実際
の操作開始
時間が早く
なる場合が
考えられ，この場合，使用
済燃料プー
ル水位の回
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。

当該操作に
対する時間
余裕は放射
線の遮蔽が
維持される
最低水位に
到達するま
での時間が
事象発生か
ら 約 9.8 時間，燃料有効
長頂部まで
水位が低下
するまでの
時間が事象
発生から 2 日以上あり，こ
れに対して
事故を認知
して注水を
開始するま
での時間は 8時間である
ため，時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を 170 分と想定している。要員の移動時間は
20 分以内であり，可搬型代替
注水中型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 154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。

第 2表

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 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.5−6

可搬型代
替注水中
型ポンプ
への燃料
給油

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，評価条件ではないが，
評価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

操作の不確かさ要因【認知】「可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作」と同様であり，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】
本操作を実施する参集要員は，操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，要員配置が操作開始時間に与える影響はない。
【移動・操作所要時間】
参集要員の参集まで 120 分を想定している。また，燃料給油に用いるタンクローリは車両であり，参集後，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象で，アクセスルートに被害がある場合でも，ホイールロー
ダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの燃料給油として移動も含め 90 分を想定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び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】
他の並列操作はないことから操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
現場での操作は，操作の信頼性の向上や要員の安全のため，操作要員 2 人以上で実施することとしており，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移動
・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

実態の操作開始
時間は解析上の設定から早まる
可能性があるが，評価項目となるパラメータに直接影響を与えることはない。

操作時間余裕訓練実績等

各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで燃料損傷を回避することが可能であり，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始から 3
時間半程度の時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，移動も含めて 90 分を想定しているところ訓練実績等では約 80 分。
また，以降，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おり，許容時
間 210 分のところ，訓練実績等
により約 25 分。
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。

添付資料 4.2.6
7 日間における水源の対応について（想定事故２）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系（注水ライン）による使用済燃料プールへの注水
事象発生 8 時間以降から，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水位回復後は，蒸発量に相当する流量で実施する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,120m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,120m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 4.2.6−1

添付資料 4.2.7
7 日間における燃料の対応について（想定事故２）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間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 12.0kL

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
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（代替燃料プール注水系（注水ライン））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL※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 緊急用母線の電源を，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 4.2.7−1

添付資料 4.2.8
常設代替交流電源設備の負荷（想定事故２）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ

①
②

負荷容量
(kW)

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689

約394

約 120
約 84
約190

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 ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

1,000

②

最大負荷容量約689kW①
0▲

1

経過 時間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 4.2.8−1

5

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）

5.1.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(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「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）」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「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び③「外部電源喪失＋
崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料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（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」では，原子炉の運転停止中に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，燃料の崩壊熱により原子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，崩壊熱除去機能が喪失したことによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，対策の有効性評価には，崩壊熱除去機能に対する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では，原子炉注水機能を用いて燃料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
ことによって原子炉除熱を行う。

5.1－1

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，燃料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，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉注水手段及び除熱手段を整備する。また，残留熱除去系海水系の喪失により崩壊熱除去機能が喪失した場合については，「5.2全交流動力電源喪失」にて燃料損傷防止対策の有効性を確認する。対策の概略系統図を第 5.1－1 図に，対応手順の概要を第 5.1－2 図に示すとともに，重大事故等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の関係を第 5.1－1 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，必要な要員は，災害対策要員（初動）11 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.1－3 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，災害対策要員（初動）11 名で対処可能である。
ａ．運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障に伴う崩壊熱除去機能喪失を判断するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度
等である。
5.1－2

（添付資料 5.1.1）
ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，崩壊熱除去機能喪失を確認後，中央制御室からページ
ングにより現場作業員への退避指示を行う。
（添付資料 5.1.2）
ｃ．崩壊熱除去機能の確保操作
崩壊熱除去機能の確保操作を実施する。
ｄ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持
崩壊熱除去機能の喪失により原子炉水温が 100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｅ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作
崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位が低下するため，中央制御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動して原子炉注水を開始し，原子炉水位を回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
ｆ．原子炉保護系母線の受電操作
非常用ディーゼル発電機による非常用母線の受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離信号をリセットする。
ｇ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
5.1－3待機中の残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場 ※ にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
※

残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

ｈ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

5.1.2

燃料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

評価対象事象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，運転中の残留熱除去系の機能喪失を起因事象とし，崩壊熱除去機能が喪失する「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有
水量及び注水手段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ－Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料
有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のＰＯＳも考慮した想定において
5.1－4

もこれらの評価項目を満足することを確認する。
また，評価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。
（添付資料 5.1.3）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.1－2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
評価対象としたＰＯＳ－Ａにおける原子炉圧力容器の状態は，未開放状態又は開放状態であるが，原子炉が通常運転水位であり，遮蔽維
持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。

(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ－５．１－１９７９の式に基づくものとする。また，評価対象としたＰＯＳ－Ａは原子炉停
止 1 日後～2 日後であるが，崩壊熱が高く，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を評価条件とする。このときの崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，このときの崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必
要な冷却材（32℃）の注水量は約 27m ３ ／h である。
5.1－5

（添付資料 5.1.4，5.1.5）(c)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温評価対象としたＰＯＳ－Ａにおける原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水（燃料有効長頂部から約 16.7m 上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を評価条件とする。また，原子炉
初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である
52℃を評価条件とする。
(d)

原子炉初期圧力評価対象としたＰＯＳ－Ａにおける原子炉の圧力は大気圧であるため原子炉の初期圧力は大気圧とする。また，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操
作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする ※ 。
※

実操作では待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の起動準備が完了した
時点で原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が大気圧より高い場合での原
子炉冷却材の蒸発量は大気圧下と比べて小さくなるため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評価となる。

(e)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は，以下の状態とする。
・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴い待機除外中

ｂ．事故条件
(a)

起因事象
5.1－6

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

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

(c)

外部電源
外部電源は事象発生 1 時間後に喪失するものと仮定する。
ここで，事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。この状態ではインターロックにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動することができないため，運転員は事象発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生 1 時間後（1 時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは，外部電源がある場合を想定する。
事象発生 1 時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系
母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
（添付資料 1.3.2，5.1.8）

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／h
5.1－7

とする。
(b)

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

d.

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

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

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

(b)

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止の認知及び操作の時間を元に，更に時間余裕を考慮して，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。

(c)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転は，原子炉保護系母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 4 時間 40 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.1－4 図に，原子炉水位
5.1－8と線量率の関係を第 5.1－5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障に伴い崩壊熱除去機能が喪失することにより原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することにより原子炉水位は低下し始める。1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認し，事象発生から 2 時間後に，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を行う。
事象発生から 4 時間 40 分後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復することによって，原子炉
水温は低下する。
ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.1－4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 4.2m
上まで低下するに留まり，燃料の冠水は維持される。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.1－5 図に示すとおり，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h ※ が維持される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上まで低下することはないため，放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御棒全挿入状態が維持されるため，未臨界は確保されている。
原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を継続することで，長期的に安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原5.1－9子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.6，5.1.7）

5.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価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評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，原子炉の運転停止中に，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障により，崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作とする。
(1)

評価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 5.1－2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，設計
5.1－10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，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条件
は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機
能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃～約 58℃である。この原子炉水温は過去の原子炉停止 1 日後の温度の実績値であるが，原子炉停止操作の進捗状況の差異によるものと考えられる。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場
合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水温に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものである
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は短くな
5.1－11

る場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場
合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は原子炉初期圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎に異なるものであり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場
合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器開放の場合は原子炉減圧操作が不要となるが，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。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条件
は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，原子炉停
5.1－12

止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃
料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃～約 58℃である。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m
上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があるものの，原子炉初期水位のゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さいことから，評価項目とな
5.1－13

るパラメータに対する影響は小さい。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器が開放の場合は原子炉減
圧操作が不要となるが，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ない。

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
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 2 時間を設定し
5.1－14

ている。運転員等操作時間に与える影響として，崩壊熱除去機能喪失の認知により原子炉注水の必要性を認知し操作を実施することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の注水操作開始を設定しているが，実際の注水操作開始時間は早くなる場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 4 時間 40 分後に完了する。運転員等操作時間に与える影響として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作は，原子炉保護系母線の受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）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，注水開始が早くなる
場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。なお，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報により事象発生を認知可能であり，待機中の残留熱除去系を原子炉停止時冷却系として速やかに起動することで崩壊熱除去機能を回復することができるため，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなるが，本評
価ではこれに期待しないこととする。
5.1－15(2)操作時間余裕の把握操作遅れによる影響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。
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作については，通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は約 4.5 時間，燃料有効長頂部まで原子炉水位が低下するまでの時間は約 6.3 時間であり，これに対して，事故を認知して注水を開始するまでの時間は 2 時間であることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。

(3)

ま と め
評価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。その結果，評価条件等の不確かさ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。
（添付資料 5.1.8）

5.1.4

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「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）」の重大事故等対策時における必要な災害対策要5.1－16

員（初動）は，「5.1.3(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 11 名であり，

災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，必要な水源，燃料及び電源の資源は，「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価をしている。その結果を以下

に示す。
ａ．水

源

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，必要な注水量が少なく，また，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の運転を想定す
ると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による
7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 5.1.9）
5.1－17

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，必要負荷に対しての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938kW であるが，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 5.1.10）

5.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」では，原子炉の運転停止中に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障により，崩壊熱除去機能を喪失す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（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対する燃料損傷防止対策としては，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉注水手段及び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（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」の重要事故シーケンス「残留熱除去系の故障（ＲＨ
Ｒ喪失）＋崩壊熱除去・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，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水，及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を実施するこ
5.1－18

とにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさ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，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，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（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱等の燃料損傷防止対策は，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（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対して有効である。

5.1－19

第 5.1－1 表
操作及び確認
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認

5.1－20

作業員への退避指示

崩壊熱除去機能の確保操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持

崩壊熱除去機能喪失における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
－
残留熱除去系系統流量 ※ １ ，・1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認する。

－

・当直発電長は，崩壊熱除去機能喪失を確認
後，中央制御室からページングにより現場作業員への避難指示を行う。
・崩壊熱除去機能の確保操作を実施する。

－－

残留熱除去系ポンプ吐出
圧力 ※ １ ， ＊
残留熱除去系熱交換器入口温度 ※ ２ ， ＊
残留熱除去系熱交換器出
口温度 ※ ３ ， ＊
残留熱除去系海水系系統
流量 ※ ４ ， ＊
－

－

－

－

・崩壊熱除去機能の喪失により原子炉水温が100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ ＊－原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）＊：有効性評価上考慮しない操作
＊
※1
※2
※3
※4

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

残留熱除去系ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器バイパス弁の誤開時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器入口弁の誤閉時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系海水ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知

第 5.1－1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失における重大事故等対策について（2／2）
手順

5.1－21

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

・崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位が低下するため，中央制
御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動して原子炉注水を開始し，原子炉水位を回復する。

原子炉保護系母線の受電操作

・非常用ディーゼル発電機による非常用母線の受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。
・原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離
信号をリセットする。
・待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復する。
・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却操作

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

常設設備
残留熱除去系（低圧
注水系） ＊
非常用ディーゼル発
電機 ＊軽油貯蔵タンク
サプレッション・プ
ール
非常用ディーゼル発
電機 ＊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
－
原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊－－残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊非常用ディーゼル発
電機 ＊軽油貯蔵タンク－－－

原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系熱交換器入口温度 ＊
残留熱除去系熱交換器出
口温度 ＊残留熱除去系海水系系統
流量 ＊－：有効性評価上考慮しない操作＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.1－2 表
項

初期条件

5.1－22
事故条件※

主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（1／2）

目

主要評価条件

原子炉圧力容器の状態

原子炉圧力容器未開放

条件設定の考え方
燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

崩 壊 熱

約18.8MW ※ANSI／ANS-5.1-1979（９×９燃料（Ａ型），燃焼度
33GWd／t，原子炉停止1日後）

崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下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

原子炉初期水位

通常運転水位（燃料有効長頂部から約5.1m上）

遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を設定

原子炉初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉初期圧力大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

サプレッション・プール水
温32℃

保安規定の運転上の制限における上限値を設定

起因事象

残留熱除去系機能喪失

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故を想定

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去系機能喪失

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障による崩壊熱除去
機能の喪失を想定

原子炉停止から 1 日（24 時間）後とは，発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価は原子炉スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.1－2 表
項目主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（2／2）

主要評価条件

条件設定の考え方
事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉保護
系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。
この状態ではインターロックにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

事故条件

を起動することができないため，運転員は事象発生後速やかに崩壊熱除
外部電源

事象認知まで：外部電源あり

去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，

事象認知後運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生1時間後（1：外部電源なし

時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源

5.1－23がある場合を想定する。事象発生1時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，

重大事故等対策に 重大事故等対策に関連す る機器 条件 関連す る操作 条件

外部電源がない場合を想定する。
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水流量
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱量
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水

1,605m ３ ／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

熱交換器1台当たり約43MW（原熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の

子炉冷却材温度100℃，海水温除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を度32℃において）設定

事象発生から 2 時間後事象発生の認知及び操作の時間を元に，更に時間余裕を考慮して設定

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操 事象発生から 4 時間 40 分後
作

原子炉保護系母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機２ Ｃ 及び ２Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系 デ ィー ゼ ル発 電機

凡Ｇ

例：安全 機 能の 喪失 又 は点 検に 伴 う 待機
除外 を仮 定 する 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設 代替 高 圧電 源装 置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力容器

Ｇ

原子 炉建 屋東側 接続 口軽油 貯蔵 タ ンク

＊

＊

←
＊

5.1－24

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 西側
接続 口

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1→

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

常設 低圧 代 替注水系
ポン プ(Ａ)及び(Ｂ)

↑

→
※2

→

※1 海へ

※1

→
残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)→←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

※2

↑

海へ ※2

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1－1 図

高所 東側
接続 口

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び残留熱除去系（低圧注水系））

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機２ Ｃ 及び ２Ｄ
高圧 炉心 ス プレ イ系 デ ィー ゼ ル発 電機

凡

例

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：安全 機能 の 喪失 又は 点 検に 伴 う待 機
除外 を仮 定 する 設備

常設 代替 高 圧電 源装 置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子 炉圧 力 容 器

Ｇ

原子 炉建 屋東側 接続 口軽油 貯蔵 タ ンク

＊

＊

←
＊
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

5.1－25↑↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 西側
接続 口

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1→

緊急 用海 水ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→※2→
残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1 海へ

※1
※2

常設 低圧 代 替注水系
ポン プ(Ａ)及び(Ｂ)

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 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

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1－1 図

高所 東側
接続 口

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

：操作・確認（運転員）※2：プラント状態（解析）：判断：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

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止(解析上の時刻)
（0秒）

※1

凡例

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴い待機除外中
・全ての非常用ディーゼル発電機等：待機中
・原子炉水位は通常運転水位※3※4（約1時間）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認 ※１※5
※6
※7
作業員への退避指示 ※３

外部電源喪失 ※２（約1.1時間）※8

崩壊熱除去機能の確保操作

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1時間毎の中央制御室の巡視により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が停止
していることを認知するものとしている。
外部電源は事象発生1時間後に喪失するものと仮定する。ここで，事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。待機中の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）を起動するためには，格納容器隔離信号のリセット操作が必要であるため，運転員は事象後速やかに崩壊熱除去機能が喪失したことを認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生1時間後（1時間毎の中央制
御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源がある場合を想定する。事象発生1時間以降
は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
現場作業員は，当直発電長のページングによる退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1時間程度である。
実操作においては，作業員の退避後に操作を実施するが，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，原子炉水温が100℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする。
注水前の原子炉水位は燃料有効長頂部から4.2m上（原子炉水位低（レベル３）から0.3m下）となる。
原子炉水位（広帯域，燃料域）等により原子炉水位の回復を確認する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁を開状態にするために，原子炉保護系母線の受電操作を行い，格納容器隔離信号をリセットする。
残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

原子炉水温100℃到達

使用済燃料プールの冷却操作（70分）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持 ※４（2時間）

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作 ※５【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】（約2.1時間）（4時間40分）

原子炉の水位回復 ※６

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）以外による原子炉注水操作
・高圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作
・消火系（ディーゼル駆動ポンプ）による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

Ⅰ
原子炉保護系母線の受電操作 ※７

Ⅰ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱操作 ※８

逃がし安全弁（自動減圧機能）「 全閉」

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を優先するが，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設），可搬型代替注水中型
ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷却系，消火系（ディーゼル駆動ポンプ）及び補給水系による原子炉注水も実施可能である。
Ⅱ

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）以外による原子炉除熱操作
・緊急用海水系，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作

Ⅱ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。

第 5.1－2 図

崩壊熱除去機能喪失時の対応手順の概要

5.1－26

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を優先す
るが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱，及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

停止中の崩壊熱除去機能喪失

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

55

備 考

実施箇所・必要要員数

事象発生

約 1 時間プラント状況判断

【 】は他作業後移動してきた要員

約 1.1 時間
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

操作項目

原子炉水温 100℃到達

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

2 時間

4 時間 40 分
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始

約 2.1 時間

原子炉水位回復

重大事故等対応要員(現場)●原子炉水温上昇，残留熱除去系の系統流量低下等による崩壊熱除去機
能喪失の確認●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

－

10 分

－
●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

残留熱除去系（Ａ）●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認

－

－

－

●当直発電長による作業員への退避指示

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧
状態維持

【1人】
A

－

－

●逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁の手動開放操作

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

【1人】
A

－

－

●常設代替高圧電源装置 2 台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

【1人】
A

－

－

●原子炉保護系母線の復旧準備操作

－

【2人】
B，C

－

●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

【1人】
A

－

－

●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

崩壊熱除去機能の確保操作

－

－

2人
a，b

●崩壊熱除去機能の回復操作

原子炉保護系母線の受電操作

【1人】
A

－

－

●原子炉保護系母線の復旧操作（中央制御室）

【1人】
A

－

－

●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の停止操作

【1人】
A

－

－

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への系統構成操作（中央制御室）

－

【2人】
B，C

－

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への系統構成操作（現場）

【1人】
A

－

－

作業員への退避指示

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了

1分
4分

10 分

原子炉保護系母線の受電操作

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

105 分

5分

40 分
2分

30 分

1分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

適宜監視●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
【1 人】
A

－

1人
A

－
20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

2人
B，C

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃料プール
冷却系の起動までに実施する

適宜実施●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計

残留熱除去系（Ｂ）

45 分●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない

適宜実施

15 分

2人
a，b

第 5.1－3 図

崩壊熱除去機能喪失時の作業と所要時間

5.1－27

解析上考慮しない
約55時間までに実施する

原子炉水温 100℃到達（事象発生約 1.1 時間後）
原子炉水位の回復後は，崩壊熱による蒸発を補うために必要な流量での注水を実施し，その後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去を実施する

Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始（事象発生 2 時間後，水位は燃料有効長頂部から約 4.2m 上）
Ｌ１

第5.1－4図

原子炉水位の推移

5.1－28

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04
燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03

線 量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

水位の低下（燃料有効長頂部から約 4.2m 上）遮蔽が維持される水位（10mSv／h，燃料有効長頂部から約 1.7m 上）

1.0E-03
通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）
燃料有効長頂部からの水位（m）

第5.1－5図

原子炉水位と線量率

5.1－29

運転停止中における通常時のプラント監視について

運転停止中における通常時のプラント監視項目のうち，以下の項目に関するものについての概要を第 1 表に示す。
・「崩壊熱除去機能喪失」の事故シーケンスにおける，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
・「原子炉冷却材の流出」の事故シーケンスにおける，原子炉冷却材の流出の確認

第1表
添付 5.1.1－1

項目
残留熱除去系（原子炉停

運転停止中における通常時のプラント監視項目の概要
監視対象 ※ １

・残留熱除去系の運転状態

監視方法
パラメータ確認

確認頻度
1 回／時間止時冷却系）の運転状態

異常発生に伴う警報 ※ ２ 確認
・系統故障警報（ポンプ過負荷／過電流，原子 炉 停止 時 冷却 系 運転 時 にお け る ミ
ニフローライン弁開等）の発生時

原子炉水温・残留熱除去系熱交換器入口温度

パラメータ確認

1 回／時間・温度高の警報発報時

・残留熱除去系熱交換器出口温度（残留熱除去系熱交換器入口温度，残・再循環ポンプ入口温度

留熱除去系熱交換器出口温度）

・原子炉冷却材浄化系ポンプ入口温度・原子炉圧力容器表面温度
原子炉水位

・原 子炉 水位 （ 狭帯 域， 広 帯域 ，Ｓ Ｈ Ｕ

パラメータ確認

1 回／時間Ｔ ＤＯＷＮ，ウェル水位）・水位低低／低の警報発報時（原子炉水位（狭帯域，広帯域））

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・サプレッション・プール水位

水位
※1
※2

現場巡視点検時

パラメータ確認

1 回／時間・水位高／低の警報発報時（サプレッション・プール水位）

施 設定 期 検査 中に お い て点 検 によ り監視 でき な い期 間が あ る
施 設定 期 検査 中に お い て点 検 によ り警報 を発 報 しな い期 間 があ る

添付資料 5.1.1

サプレッション・プール

現場状態確認添付資料 5.1.2
運転停止中の原子炉の事故時における現場作業員の退避について

1.

はじめに
運転停止中の原子炉における事故の発生時，運転員は，現場作業員の退避が完了したことを確認し，逃がし安全弁の開操作を開始する。このため，現場作業員の退避に係る教育状況，及び退避開始から退避完了確認までの流れを踏まえ，退避に要する時間の見積もりを行った。

2.

作業員への退避に係る教育状況
発電所構内で作業を実施する作業員に対しては，以下のように退避に係る教育を実施しており，事故時における退避指示への対応等について周知徹底している。
＜教育内容＞
・ページング等による退避指示への対応について
・管理区域への入退域方法について＜教育の実施時期＞
・発電所への入所時

3.

事故発生後における退避開始から退避完了確認までの流れ
事故発生後，作業員は発電長のページングによる退避指示により，現場からの退避（管理区域からの退域をもって現場からの退避完了とする）を行う。
また，作業員全員の退避完了確認は，以下の 2 つの手段で行う。
・個人線量計を管理している出入監視員（管理区域の入退域ゲートの境界に常駐）は，個人線量計の貸出状況により全作業員が管理区域内から退域していることを確認し，災害対策本部に連絡する。
添付 5.1.2-1

・各作業グループの作業責任者又は監理員は，作業員の点呼により自グループの全員が退避していることを確認し，作業担当部門に連絡する。作業担当部門の担当者は，自部門が担当している全ての作業グループが退避していることを確認して災害対策本部に連絡し，災害対策本部は全作業グループが退避していることを確認する。
なお，作業員は，2 名以上の作業グループで作業を実施するため，退避時に負傷者が発生した場合においても，周囲の作業員からの救助により退避可
能である。

4.

作業員の退避時間
作業員の退避時間及びその内訳を第 1 表に示す。①～③は，いずれも多数の作業ステップからなる項目であるが，そのうち，②におけるＥＰＤゲートの通過が退避時間において律速となるが，以下の実績から算出した退避時間に滞在人数等の不確かさを考慮し，作業員は 1 時間で退避完了すると見積もった。
◎ＥＰＤゲートの通過人数：26 人／分（第 24 回施設定期検査実績）◎管理区域におけるピーク滞在人数：1,020 人（第 24 回施設定期検査実績）→1,020 人 ÷ 26 人／分 ＝ 40 分 → 1 時間

添付 5.1.2-2

第1表

作業員の退避時間内訳
経過時間

10 分

20 分

30 分

40 分

50 分

60 分

①作業場所から管理区
域の入退域ゲートへの移動②管理区域からの退域③退避の確認↑
保守的に
1 時間とする

退避時間

5.

作業員の退避に係る環境影響評価（1）被ばく評価
作業員の退避は 1 時間以内に完了するため，作業員が過度な被ばくを受ける状況は想定し難いものと考える。

（2）雰囲気温度評価
雰囲気温度が高くなる可能性がある格納容器内においては，退避完了までに有意な温度上昇は見られず，作業員の退避に影響はない。

添付 5.1.2-3

添付資料 5.1.3
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

1.

「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスの選定
運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち，「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，他のほとんどの重要事故シーケンスの選定と同様に，ＰＲＡから抽出された事故シーケンスグループから，「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」（以下「 審 査 ガ イ ド 」と い う 。）に 示 さ れ た 着 眼 点 を 考 慮 し て 選 定 し て い る 。
「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，審査ガイドに示された着眼点から，次の事故シーケンスを選定した。
・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗2.

重要事故シーケンスに対する燃料損傷防止対策の選定
有効性評価では，設計基準事故対処設備の機能喪失により燃料損
傷に至る重要事故シーケンスに対し，重大事故等対処設備を用いた
燃料損傷防止対策の有効性を確認する。この観点では，本事故シー
ケンスにおいて全ての崩壊熱除去機能及び注水機能の喪失を想定し，重大事故等対処設備を用いた燃料損傷防止対策の有効性を確認することも考えられるが，この場合，事故シーケンスグループ「全交流
動力電源喪失」において選定した重要事故シーケンスと同じ対策の有効性を確認することとなる。
こ の た め ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」の 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス に 対 す る

有効性評価では，審査ガイドの主要解析条件及び対策例を参照し，
添付 5.1.3-1

待 機 中 の 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）及 び 残 留 熱 除 去 系（ 低圧注水系）によって崩壊熱除去機能及び注水機能を確保し，燃料損傷防止が可能であることを確認している。

3.

プラント状態の選定
有効性評価の対象とする重要事故シーケンスについては，重要事
故シーケンスの選定プロセスで選定しているが，プラント状態（以下 「 Ｐ Ｏ Ｓ 」 と い う 。） に つ い て は ， 有 効 性 評 価 の 評 価 条 件 を 設 定 する際に選定している。
「崩壊熱除去機能喪失」の事故シーケンスグループにおいては，代替の崩壊熱除去機能及び注水機能を用いて燃料損傷の防止及び放射線の遮蔽に必要な水位を維持することとなる。このため，ＰＯＳを選定する上では，事象発生から燃料損傷及び遮蔽維持水位到達までの時間余裕が短い，すなわち崩壊熱が高く，保有水量が少ないプ
ラント状態を選定することが適切であると考えられる。崩壊熱が最も高いＰＯＳはＰＯＳ－Ｓであり，次にＰＯＳ－Ａ，その次がＰＯ
Ｓ－Ｂという順となる。また，保有水量の観点では原子炉水位が通常運転水位付近の可能性があるＰＯＳ－Ｓ，ＰＯＳ－Ａ，ＰＯＳ－
Ｃ及びＰＯＳ－Ｄが厳しい。
次に，崩壊熱除去機能又は注水機能を持つ設備の，事故時における使用可否について考えると，ＰＯＳ－Ｓ及びＰＯＳ－Ｄ，すなわ
ち原子炉停止直後及び起動準備状態においては，給水系を除く緩和設備が原子炉運転中と同様に待機状態又は早期復旧により使用可能な 状 態 で あ る ※ 。そ の た め ，緩 和 設 備 に つ い て は Ｐ Ｏ Ｓ － Ｓ 及 び Ｐ Ｏ
Ｓ－Ｄ以外のＰＯＳである，ＰＯＳ－Ａ～ＰＯＳ－Ｃが厳しい条件
添付 5.1.3-2となる。
なお，原子炉圧力容器未開放時は原子炉圧力の上昇が考えられるが，急激に原子炉圧力が上昇するような事象ではなく，原子炉圧力が上昇しても逃がし安全弁（自動減圧機能）により原子炉を減圧できるため，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は有効としている。
このため，本評価では，ＰＯＳ－Ｓの次に崩壊熱が高く，原子炉
圧力容器内の保有水量が少ないことに加え，使用可能な緩和設備が原子炉運転中と同等であるＰＯＳ－Ｓ，ＰＯＳ－Ｄ以外のＰＯＳとして，ＰＯＳ－Ａを選定している。なお，ＰＯＳ－Ａは「ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態」と定義される状態であり，原子炉圧力容器未開放状態から原子炉ウェル水張り完了までの期間であるが，本評価では，原子炉圧力容器内の保有水量が少なく，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点から厳しい，原子炉圧力容器未開放状態を評価条件とした。
停止時レベル１ＰＲＡにおけるＰＯＳの分類及び定期検査工程の概 要 を 第 1図 に 示 す 。ま た ， Ｐ Ｏ Ｓ の 選 定 方 法 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 の
未 開 放 ／ 開 放 状 態 を 第 1表 に 示 す 。
※

一 例 と し て 後 述 す る 「 添 付 資 料 5. 1 .7

6.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 注

水について」に示すとおり，ＰＯＳ－Ｓ及びＰＯＳ－Ｄにおいては原子炉圧力容器が閉鎖状態であるため，原子炉圧力が上昇した後は原子炉隔離時冷却系による注水も使用可能となる。

4.

他の燃料損傷防止対策を想定した場合の影響
本評価では，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
添付 5.1.3-3

注水の有効性を確認しているが，別の燃料損傷防止対策として，常設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ），及 び 待 機
中のＥＣＣＳによる原子炉注水が考えられる。ただし，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）については「全交流動力電源喪失」で選定される重要事故シーケンスにおいて，本評
価と同じＰＯＳ－Ａでの有効性を確認している。また，待機中のＥ
ＣＣＳについては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）に比べて注水流量が多いことから，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の有効性評価に包絡される。

添付 5.1.3-4

添付5.1.3-5
第1図

停止時レベル 1ＰＲＡにおけるＰＯＳの分類及び施設定期検査工程

第1表
プラント状態（ＰＯＳ）

各プラント状態における評価項目に対する影響（崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失）
包絡事象

重大事故等対処設備等

S

原子炉冷温停止への移行状態「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）A

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態－

・残留熱除去系－Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

燃料有効長頂部の冠水
ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が高いため，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕（約5.3時間）は短いが，有効性評価で考慮している操作
開始時間（約2時間）で燃料損傷を防止できることから，ＰＯＳ－Ａを想定した有効性評価の条件に包絡される。

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。

運転停止中の評価項目
原子炉圧力容器蓋の開閉状態

放射線の遮蔽が維持できる水位の確保

未臨界の確保ＰＯＳ－Ａに同じ。

未開放

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
制御棒引き抜きに関わる試験は「反応度の誤投入」に包絡。

開放

原子炉ウェル満水時は保有水量が多いため，遮蔽が維持される水位到達前に注水が可能である。
また，使用済燃料プールにおける放射線の遮蔽確保については「使用済燃料プール 想定事故１」に包絡される。

ＰＯＳ－Ａに同じ。
燃料の取出・装荷に関わる作業
は「反応度の誤投入」に包絡。

原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）

ＰＯＳ－Ａに同じ。

・残留熱除去系－Ａ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B1「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡B2・残留熱除去系－Ｂ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの余裕時間は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，低圧
代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に加え，プールゲート開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

・残留熱除去系－Ｂ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B3

添付5.1.3-6

未開放

原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ－Ａ）」「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ－Ａを想定した有効性評価に包絡される。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲート
開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

B5「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，高圧炉心スプレイ系等よる原子炉への注水に加え，プールゲート開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維
持できる。

B6

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ－Ａ）」，「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」，及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ－Ａを想定した有効性評価に包絡される。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲート
開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

C1「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ－Ａを想定した有効性評価に包絡される。

「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなる。
また，崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，ＰＯＳ－Ａを想定した「全交流動力電源喪失」の有効性評価に包絡される。

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ－Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ－Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系－Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ－Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ－Ａを想定した有効性評価に包絡される。

原子炉ウェル満水状態

B4

ＰＣＶ／ＲＰＶ閉鎖への移行状態

C2

D

起動準備状態※未開放

重大事故等対処設備等のうち下線が引いてあるものは，津波襲来時にも使用可能な設備

未開放添付資料 5.1.4

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おける基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算方法について

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より，基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量について，以下の式を用いて計算を行った。なお，事象を厳しく評価するため，発生する崩壊熱は全て原子炉水温の上昇及び蒸発に寄与するものとし，原子炉圧力容器や水面からの放熱は考慮しない。

(1)

100℃に至るまでの時間
100℃に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ １ ＝（ｈ １００ －ｈ ５２ ）×Ｖ ｃ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 1.1h

ｔ１

：100℃に至るまでの時間（h）

ｈ １００ ：100℃の飽和水の比エンタルピ（kJ／kg）＝419.10

(2)

ｈ ５２

：52℃の飽和水の比エンタルピ（kJ／kg）＝217.70

Ｖｃ：通常運転水位時の原子炉保有水の体積（m３ ）＝381

ρ ５２：52℃の水密度（kg／m３ ）＝987

Ｑ：崩壊熱（MW）＝18.8

基準水位（燃料有効長頂部）又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るまでの時間
崩壊熱（蒸発）によって基準水位に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ＝ｔ １ ＋ｔ ２ ＝約 6.3h
ｔ ２ ＝（ｈ ｓ －ｈ １００ ）×Ｖ ｕ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 5.2h

添付 5.1.4-1

ｔ ：基準水位に至るまでの時間（h）
ｔ ２ ：100℃到達から基準水位に至るまでの時間（h）
ｈ ｓ ：飽和蒸気の比エンタルピ（kJ／kg）＝2,675.57
Ｖ ｕ ：基準水位までの水の体積（m３ ）＝157

崩壊熱（蒸発）によって放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ＝ｔ １ ＋ｔ ３ ＝約 4.5h
ｔ ３ ＝（ｈ ｓ －ｈ １００ ）×Ｖ ｕ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 3.4hｔ ：放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間（h）
ｔ ３ ：100℃到達から放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間（h）
Ｖ ｕ ：放射線の遮蔽が維持される水位までの水の体積（m３ ）＝105(3)

崩壊熱による蒸発量
崩壊熱によって蒸発する冷却材の量は次の式で求める。
Ｖ ｈ ＝（Ｑ×3,600）／（（ｈ ｓ －ｈ １００ ）×ρ １００ ）＝約 32m／h３Ｖｈ：蒸発量（m３ ／h）

ρ １００ ：100℃の水密度（kg／m３ ）＝958(4)

必要な注水量崩壊熱によって蒸発する冷却材を補うために必要な注水量は次の式で求める。
ｆ＝（Ｑ×3,600）／（（ｈ ｓ －ｈ ｆ ）×ρ ｆ ）ｆ ：必要な注水量（m３ ／h）

添付 5.1.4-2ρ ｆ ：注水（飽和水）の密度（kg／m３ ）ｈ ｆ ：注水（飽和水）の比エンタルピ（kJ／kg）

水源がサプレッション・プール（水温：32℃）の場合及び代替淡水貯槽（水温 35℃）の飽和水の密度，飽和水の比エンタルピ及び必要注水量の評価結果
は次のとおりである。
水源

サプレッション・

代替淡水

プール

貯槽

995

994

飽和水の比エンタルピ（ｈ ｆ ）（kJ／kg）

134.11

146.64

必要注水流量（ｆ）（m３ ／h）

約 26.7

約 26.9パラメータ
飽和水の密度（ρ ｆ ）（kg／m３ ）添付 5.1.4-3

添付資料 5.1.5
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の設定の考え方

1.

本評価における崩壊熱の設定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 及 び 「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」の 重 要 事 故
シ ー ケ ン ス に 対 す る 有 効 性 評 価 で は ， 原 子 炉 停 止 か ら 1日 後 ※ の 崩 壊熱を用いて原子炉水温の上昇及び蒸発による原子炉水位の低下を評価している。
一般に，定期検査期間が数十日であることを考慮すると，原子炉
停 止 か ら 1日（ 24時 間 ）後 の 崩 壊 熱 を 用 い る こ と は 保 守 的 な 設 定 で あると考えられるが，仮に原子炉停止からの時間がより短い時点での崩壊熱を用いれば，より厳しい評価条件となる。
※

原 子 炉 停 止 か ら 1 日（ 24 時 間 ）後 と は ，発 電 機 解 列 か ら の 時 間 を 示 し ている。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価は原子炉スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

2.

より厳しい崩壊熱を設定した場合の時間余裕への影響
プラント停止時の期間を復水器真空破壊からとすると，通常，復水器真空破壊のタイミングは通常のプラント停止操作における発電機 解 列 か ら 12時 間 以 上 経 過 し て い る 。仮 に ，原 子 炉 水 温 が 100℃ か つ
原 子 炉 停 止 か ら 12 時 間 後 の 崩 壊 熱 を 評 価 条 件 と し た 場 合 ， 燃 料 有 効
長 頂 部 ま で 原 子 炉 水 位 が 低 下 す る ま で の 時 間 余 裕 は 約 4.3 時 間 と な
り ， Ｐ Ｏ Ｓ － Ａ に 比 べ て 時 間 余 裕 が 約 2 時 間 短 く な る が ，「 崩 壊 熱 除
添付 5.1.5-1

去 機 能 喪 失 」 に お け る 原 子 炉 注 水 開 始 は 事 象 発 生 か ら 2 時 間 後 ，「 全交 流 動 力 電 源 喪 失 」 に お け る 原 子 炉 注 水 開 始 は 事 象 発 生 か ら 25 分 後であるため，燃料有効長頂部の冠水は維持される。
ま た ， 遮 蔽 維 持 水 位 到 達 ま で の 時 間 余 裕 は ， 約 2.9時 間 と な り ， Ｐ
Ｏ Ｓ － Ａ に 比 べ て 時 間 余 裕 が 約 1.6時 間 短 く な る も の の ，放 射 線 の 遮
蔽に必要な水位は維持される。
（ 添 付 資 料 5.1.7）
このように，より厳しい崩壊熱を設定した場合においても，燃料有効長頂部の冠水は維持され，放射線の遮蔽に必要な水位は維持されることを確認した。

添付 5.1.5-2

添付資料 5.1.6
安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時の安定停止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及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備
が そ の 後 も 機 能 維 持 で き る と 判 断 さ れ ，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，
安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止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
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，待機していた残留熱除去系（低圧注水系）による注水により原子炉水位は回復し，炉心の冷却が維持される。
その後，残留熱除去系（低圧注水系）を残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替え，原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行し，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，原子炉除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能である。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1 参 照 ）添付 5.1.6-1

添付資料 5.1.7
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時における放射線の遮蔽維持について

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おける放射線の遮蔽維持について評価を行い，放射線の遮蔽維持（目安と考える
10mSv／ h ※ ） に 必 要 な 水 位 が 維 持 さ れ る こ と を 確 認 し た 。 そ の 結 果 を 以下に示す。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6 階 で の 操 作 時 間 か ら 10mSv／ h と 設 定 し た 。原 子 炉 建 屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階 を 含 め ， 原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2 時 間 以 内 で あ る 。 そ の た
め ， 重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSv で あ り ， 緊 急 作 業 時に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSv に 対 し て 余 裕 が あ る 。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。
な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ h は ，東 海 第 二 発 電 所 の 施 設
定期検査作業時での原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率の実績値（約3.5mSv／ h） よ り も 高 い 線 量 率 で あ る 。

また，放射線の遮蔽を検討する際，原子炉圧力容器開放作業の流れ，
原子炉圧力容器等構造物，原子炉水位が重要となるため，それらを考慮した評価とした。

1.

原子炉圧力容器開放作業の流れ

添付 5.1.7-1

○原子炉圧力容器開放作業の流れ①原子炉圧力容器開放作業の開始前，コンクリートハッチ取外し，格納 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 1， 2・ 3， 4）
原子炉を停止後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）で除熱可
能な圧力に減圧されるまでは，原子炉は主蒸気系を介して復水器によって除熱される。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱開始後，復水器による除熱を停止する。
これらの原子炉の冷温停止状態に向けた操作と並行して，コンク
リートハッチ及び格納容器蓋の取外し作業を実施する。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）原子炉が冷温停止状態になった後，原子炉の水位を徐々に上昇させ ，原 子 炉 圧 力 容 器 保 温 材 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 の 取 外 し を 行 う（ 原子 炉 圧 力 容 器 開 放 時 の 水 位 は フ ラ ン ジ 約 0.5m 下 ）。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6）水位を上昇させながら，蒸気乾燥器をドライヤー気水分離器貯蔵
プ ー ル へ と 移 動 す る （ 蒸 気 乾 燥 器 は 気 中 移 動 ）。

④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 7）
気水分離器をドライヤー気水分離器貯蔵プールへと移動する（気水 分 離 器 は 水 中 移 動 ）。

なお，原子炉起動に向けて実施する原子炉圧力容器閉鎖作業は原子炉圧力容器開放作業と逆の流れで作業を実施する。この状況においては，原子炉圧力容器開放作業時に比べ，原子炉停止後の冷却時間が長添付 5.1.7-2

く燃料の崩壊熱及び線源強度が小さくなる。そのため，放射線の遮蔽維持における影響は原子炉圧力容器開放作業時に包絡される。
（ 添 付 資 料 5.1.3）＜参考＞原子炉開放の流れ※

原子炉圧力容器蓋の取外し作業に向けて
フランジ部付近まで原子炉水位を上昇

第 1図※

原子炉圧力容器開放作業の流れ

http://www.tepco.co.jp/nu/f2-np/handouts/j140528a-j.pdf
東海第二発電所では蒸気乾燥器の取外しが気中移動

添付 5.1.7-3

2.

格納容器等構造物
評価点（燃料取替機床上（後述するコンクリートハッチを取り外した状態，格納容器蓋を取り外した状態の現場操作を想定））

×

コンクリートハッチ（厚さ約m のコンクリート）

格納容器上鏡（厚さ mm の炭素鋼）
原子炉圧力容器蓋（厚さmm の低合金鋼）

蒸気乾燥器
原子炉圧力容器フランジ

約 2 0 . 0m

通常運転水位

気水分離器
約 9 . 8m
約 5 . 2m
上部格子板

燃料

第 2図

3.

原子炉圧力容器等構造物の概要

各状態における遮蔽維持について
原子炉圧力容器開放作業時の各状態における現場の放射線遮蔽について以下に示す。
① -1

原 子 炉 圧 力 容 器 開 放 作 業 開 始 前 （ 第 1 図 中 の 1）

原子炉運転中や原子炉停止直後等は図に示すように原子炉圧力容器
蓋 が 未 開 放 状 態 で あ り ，蒸 気 乾 燥 器 ，気 水 分 離 器 等 も 炉 内 に 存 在 す る 。
炉心燃料等の線源からの放射線の多くはこれらに遮られ，原子炉建屋

添付 5.1.7-4

上階での線量率は十分小さくなる。また，この状態はコンクリートハ
ッ チ ，格 納 容 器 蓋 が 未 開 放 状 態 で あ り ，後 述 す る ① -2 の 状 態 に 包 含 される。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。
※

一 例 と し て Ｃ ｏ － 60 を 線 源 と し た 時 の 10cm の 鉄 の 実 効 線 量 透 過 率 は 約
8.2E-02， 155cm の コ ン ク リ ー ト の 実 効 線 量 透 過 率 は 約 4.1E-07 で あ る 。
（参考

放 射 線 施 設 の し ゃ へ い 計 算 実 務 マ ニ ュ ア ル 2000 公 益 財 団 法 人

原子力安全技術センター）① -2

コ ン ク リ ー ト ハ ッ チ 取 外 し 及 び 格 納 容 器 蓋 取 外 し（ 第 1 図 中 の 2・3， 4）

コンクリートハッチ，格納容器蓋の開放後は，これらの遮蔽効果には期待できなくなり，期待できる遮蔽効果は，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，気水分離器となる。この状態における通常運転水位時が①-1 及 び 後 述 す る ② ，③ を 包 含 す る 最 も 厳 し い 状 態 で あ る た め ，こ の 状
態を線量率の評価対象とする。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）
原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 開 放 時 は フ ラ ン ジ 約 0.5m 下 ま で 原 子 炉 水 位 を 上昇させた後，原子炉圧力容器蓋開放作業を実施する。この際，原子炉水位の上昇により炉心燃料や上部格子板からの放射線の影響は非常に小さくなる。また，保有水量が多くなるため，沸騰開始までの時間余
裕 は ① -2 に 比 べ て 長 く な る （ 約 1.4 時 間 程 度 ）。 こ の た め ， こ の 状 態に お け る 放 射 線 の 遮 蔽 の 評 価 は ， 上 記 の ① -2 の 評 価 に 包 絡 さ れ る 。
なお，原子炉圧力容器蓋の取外し中に全交流動力電源喪失等の事故が発生した場合でも，原子炉圧力容器蓋を完全に移動させていなけれ

添付 5.1.7-5ば，原子炉圧力容器蓋による放射線の遮蔽に期待できる。
また，原子炉圧力容器開放時において全交流動力電源喪失の発生を仮定した場合も，原子炉水位をフランジより更に上昇させている可能性があること，炉心燃料及び上部格子板からの放射線影響は後述する
原子炉容器蓋開放時における原子炉水位と線量率の関係（添付資料
5.3.1） に 包 絡 で き る 。
なお，蒸気乾燥器及び気水分離器からの放射線影響については，線源強度が大きくないこと，原子炉水位の低下により露出する蒸気乾燥器は通常作業でも気中移動させる設備であることから，これらの設備からの放射線影響はほとんどない。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6） 及 び ④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図
中 の 7）
蒸気乾燥器の取出しに合わせ，原子炉水位を上昇させていく状態であり，②の状態から更に保有水量が多くなるため，沸騰開始までの時
間余裕は②に比べて更に長くなる。このため，この状態における放射線 の 遮 蔽 の 評 価 は ， 上 記 の ① -2 の 評 価 に 包 絡 さ れ る 。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。

4.

放射線の遮蔽維持に必要な水位
放 射 線 の 遮 蔽 維 持 に 必 要 な 水 位 （ 目 安 と 考 え る 10mSv／ h）は ，3.での検討を踏まえ，「 ① -2

コ ン ク リ ー ト ハ ッ チ 取 外 し ，格 納 容 器 蓋 取 外

し （ 第 1 図 中 の 2・ 3， 4）」 の 状 態 を 想 定 し て 評 価 を 行 っ た 。
線 量 率 の 算 出 は ，「 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」と同様にＱＡＤ－ＣＧＧＰ２

添付 5.1.7-6

Ｒ コ ー ド（ Ver1.04）を 用 い て 計 算 し ，評 価 に 用 い た 条 件 は 以 下 に 示 すものを用いた。
評価点は燃料取替機床上とした。
※

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時及び全交流動力電源喪失時の事故対応で原子炉建屋最上階等の現場作業は不要であるため，線源に近い燃料取替機床上を代表としている。

(1)

炉心燃料・炉内構造物の評価モデルと線源強度
放射線源として燃料，上部格子坂，シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器をモデル化した。
ａ．炉心燃料計算条件を以下に示す。
○線源形状：燃料集合体の全てに燃料がある状態○ 燃 料 有 効 長 ： 3.7m
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，エネルギ 5群とする。
○線源材質：燃料及び水（密度g／ cm ３ ）○線源強度：文献値※１に記載のエネルギー当たりの線源強度を
基 に ，９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で 算
出した。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，使用している文献
値 は ，燃 料 照 射 期 間 10 ６ 時 間（ 約 114 年 ）と ，東 海 第 二 発 電 所の実績を包絡した条件で評価されており，東海第二発電所に関する本評価においても適用可能である。

添付 5.1.7-7

・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・運 転 停 止 後 の 期 間 ： 停 止 12 時 間 ※ ２ （ 原 子 炉 未 開 放 状 態 で の実績を考慮して設定した値）・燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力：4.31MW／ 体（ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 約 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,“ REACTOR HANDBOOK.2nd ed.
Vol.Ⅲ Part B,SHIELDING” , INTERSCIENCE PUBLISHERS,New
York,London,1962”※2

原子炉運転停止後の期間は発電機解列からの時間を示している。
通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのよ
うな瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

○計算モデル：円柱線源
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 3 図 に 示 す 。ま た ，式 ① で 算 出 し た 体
積当たりの線源強度を第 1 表に示す。

添付 5.1.7-8

EL 約 49.4

約 20.0－ Ｔ

Void

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7.8g ／ cm ３ ）EL 約 42.4

Void
蒸気乾燥器
鉄（ 密 度 7.8g ／ cm ３ ）水（ 密 度 0.9 58g／ cm ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

EL 約 35.7
EL 約 34.6 (NW L)

シュラウドヘッド鉄（ 密 度 7.8g／ c m ３ ）EL 約 30.6

約 3.7

EL 約 29.4線 源 （ 円 柱 ） φ 約 4.6m×約 3. 7m
燃料（密度g／ c m ３ ）EL 約 25.7
φ 約 4.6

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 3図

燃料の線量率計算モデル

添付 5.1.7-9

第 1表

燃料の線源強度

エネルギ

線源強度

（ MeV）（ cm － ３ ・ s － １ ）1.0

9.6E+112.0

1.6E+11

3.0

4.6E+09

4.0

7.2E+075.0

1.9E+07ｂ．上部格子板
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 0.37m○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ － 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の値を採用○線源強度：機器表面の実測値（／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 4 図に示す。

添付 5.1.7-10

Sv／ h） よ り 7.3E+09Bq

EL 約 49.4

約 19.5－ Ｔ

Void

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7.8g ／ cm ３ ）EL 約 42.4

Void
蒸気乾燥器
鉄（ 密 度 7.8g ／ cm ３ ）水（ 密 度 0 .958g／ c m ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

シュラウドヘッド鉄（ 密 度 7.8g／ c m ３ ）EL 約 35.7
EL 約 34.6(NW L)
EL 約 30.6

約 0.4

EL 約 29.9線 源 （ 円 柱 ） φ 約 5.2m×約 0. 4m
上 部 格 子 板 （ 密 度 0.95 8g／ cm ３ ）EL 約 29.5
φ 約 5.2

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 4図

上部格子板の線量率計算モデル

添付 5.1.7-11

ｃ．シュラウドヘッド
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.2m ※ １○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ － 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ２ ）○線源強度：機器表面の実測値（

Sv／ h） ※ １ よ り 6.7E+05Bq／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 5 図に示す。
※1

シュラウドヘッドの線量率の計算モデルでは，気水分離器を線源に含めたモデルとしており，機器表面の実測値についても気水分離器からの寄与を含んでいる。

※2

52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の値を採用

添付 5.1.7-12

EL 約 49.4

約 13.7－ Ｔ

Void

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7.8 g／ cm ３ ）EL 約 42.4

Void

蒸気乾燥器
鉄 （ 密 度 7.8 g／ cm ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

EL 約 35.7
EL 約 34.6(NW L)

約 5.2

水
（密度 0.958g／cm ３ ）線 源 （ 円 柱 ） φ 約 5.6m×約 5. 2m
シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド （ 密 度 0.95 8g／ cm ３ ）EL 約 30.6
φ 5.6

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 5図シュラウドヘッドの線量率計算モデル

添付 5.1.7-13

ｄ．蒸気乾燥器
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.5m
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ － 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃ の値を採用○線源強度：機器表面の実測値（
Bq／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 6 図に示す。

添付 5.1.7-14

Sv／ h） よ り 2.7E+05

EL 約 49.4

Void

約 10.2－ Ｔ

原子炉圧力容器
鉄 （ 密 度 7.8 g／ cm ３ ）EL 約 42.4

Void

パラメータ
（Ｔ）

約 5.5

EL 約 39.2

線 源 （ 円 柱 ） φ 約 6.2m×約 5. 5m
蒸 気 乾 燥 器 （ 密 度 0.95 8g／ cm ３ ）EL 約 34.6(NW L)

水（密度 0.958g／cm３）

EL 約 33.7
φ 約 6.2

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 6図

蒸気乾燥器の線量率計算モデル

添付 5.1.7-15

(2)遮蔽物の評価モデル
原子炉内の冷却材以外に放射線を遮蔽する構造物として，原子炉

圧 力 容 器 蓋 ，蒸 気 乾 燥 器 ，シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド を モ デ ル 化 し た 。な お ，
蒸気乾燥器及びシュラウドヘッドは構造が複雑であり，放射線の遮蔽物を平均化したモデルとするストリーミング（放射線漏れ）の影
響により非保守的な評価となるため，線源を覆うような構造物のみ遮蔽物として考慮した。
a.

原子炉圧力容器蓋
遮蔽物形状：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：線源材料※（圧力容器蓋の最薄部厚さ）

：

平板（密度

原子炉圧力容器鋼板

g／ cm ３ ） ※）の密度は，同等である

で代表

した

線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3～ 6 図 に 示 す 。

b.

蒸気乾燥器

遮蔽物形状

：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：線源材料※（フード部の最薄部厚さ）：

蒸気乾燥器の材質

平板（密度g／ cm ３ ） ※）の 密 度 は ，同 等 で あ る

で代表した線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3～ 5 図 に 示 す 。

c.

シュラウドヘッド
遮蔽物形状：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：㎜（シュラウドヘッドの厚さ（スワラによる
遮 蔽 も 考 慮 ））添付 5.1.7-16

線源材質
※

：

平板（密度

シュラウドヘッドの材質

g／ cm ３ ） ※）の 密 度 は ，同 等 で あ る

で代

表した

線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3， 4 図 に 示 す 。

(3)

現場の線量率の評価結果(1)， (2)の 条 件 を 用 い て 評 価 し た 現 場 の 線 量 率 と 原 子 炉 水 位 の 関 係

を第 7 図に示す。
グ ラ フ よ り 必 要 な 遮 蔽 を 確 保 で き る 水 位 （ 目 安 と 考 え る 10mSv／ h）
は ，「 燃 料 有 効 長 頂 部 の 約 1.7m 上 」 と し た 。

添付 5.1.7-17

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

1.0E+03線
1.0E+02量

必要 な遮 蔽を 確保 で き る水 位
（ 10mSv ／ h）
燃 料 有 効 長 頂 部 の 約 1.7 m 上

率

目 標 線 量 率 （ 10mSv／ h）

1.0E+01（ mSv／ h）

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

通常運転水位（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 5. 1m 上 ）1.0E-03
燃 料 有 効 長 頂 部 か ら の 水 位 （ m）

第 7図

原子炉水位と線量率

添付 5.1.7-18

(4)必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失から放射線の遮蔽維

持 に 必 要 な 水 位 到 達 ま で の 時 間 を ，「 添 付 資 料 5.1.3」 の 計 算 を 用 いて求めた。
計 算 は 後 述 す る「 添 付 資 料 5.1.8」の 評 価 条 件 の 不 確 か さ を 踏 ま え ，原 子 炉 停 止 か ら 12 時 間 後 と 1 日 後 の 2 ケ ー ス を 実 施 し た 。
算出条件及び算出結果を第 2 表に示す。
その結果，原子炉停止 1 日後における必要な遮蔽を確保できる水
位到達までの時間余裕は，崩壊熱除去機能喪失時の注水までの時間（ 2 時 間 ），全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 注 水 開 始 ま で の 時 間（ 25 分 ）に対して十分な余裕があることを確認した。

第2表

必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕の算出条件及び算出結果
算出条件

算出結果
必要な遮蔽を確保

原子炉停止後の時間

原子炉初期水温

崩壊熱できる水位到達までの時間余裕燃料有効長頂部までの時間余裕12 時間（不確かさで確認す

100℃

約 22.4MW

約 2.9 時間※

約 4.3 時間52℃

約 18.8MW

約 4.5 時間

約 6.3 時間

る感度解析ケース）
24 時間（有効性評価で確認するベースケース）※

5.

格納容器蓋等による放射線の遮蔽には期待していない

事故時の退避について
事故発生時の現場作業員の退避について確認した。事象発生時，作業員は，発電長のページングによる退避指示により，現場からの退避を開始し，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1 時間

添付 5.1.7-19

程 度 で あ る 。ま た ，運 転 員 は ，作 業 員 の 退 避 が 完 了 し た こ と を 確 認 し ，
主蒸気逃がし弁の開操作を開始する。
一旦避難指示が出ると管理区域内への入域制限が実施されるため，作業員は緊急作業を除き現場の安全性が確認される前に再入域することはない。
（ 添 付 資 料 5.1.2）

6.

原子炉隔離時冷却系による注水について
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 設 計 と し て ， 作 動 に は 1.04MPa[gage]以 上 の

原子炉圧力を必要としており，停止時の原子炉の初期圧力は大気圧程度まで低下しているため，評価においてＲＣＩＣによる注水に期待していない。ただし，有効性評価で想定しているような原子炉未開放状態において事象進展とともに原子炉の圧力が上昇し，ＲＣＩＣによる注水が可能となることが考えられる。なお，ＲＣＩＣの点検の準備として弁の電源等に隔離操作を実施していることも考えられるが，これらの事故時にＲＣＩＣでの注水を必要とした際は，運転員がただちに復旧を実施することが可能であるため，ＲＣＩＣの使用の問題となら
ない。

7.

まとめ
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失で想定する原子炉停止

1 日 後 に お い て ，必 要 な 遮 蔽 を 確 保 で き る 水 位 到 達 ま で の 時 間 余 裕 は ，
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 時 の 注 水 ま で の 時 間（ 2 時 間 ），全 交 流 動 力 電 源 喪
失 時 の 注 水 開 始 ま で の 時 間（ 25 分 ）に 対 し て 十 分 な 余 裕 が あ る こ と を確認した。
ま た ，評 価 条 件 の 不 確 か さ を 考 慮 し て 原 子 炉 停 止 12 時 間 後 ，原 子 炉

添付 5.1.7-20

初 期 水 温 100℃ の 状 態 を 想 定 し た 場 合 で も ， Ｐ Ｏ Ｓ － Ａ に 比 べ て 1.6
時間短くなるものの，放射線の遮蔽に必要な水位は維持される。

添付 5.1.7-21

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表

崩壊熱除去機能喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

燃料の崩壊熱評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

約 18.8MW
ANSI／ANS-5.1-1979（9×9 燃料（A 型），燃
焼度 33GWd／t，原子炉
停止 1 日後）

約 18.8MW 以下

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設
定

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水温に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。

原子炉初期水温原子炉初期水位※152℃

通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m）

約 47℃～約 58℃※１（実績値）

原子炉停止初期の
通常水位付近にある状態を想定最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。

通常運転水位（通常運転水位±10cm 程度）（実績値）

過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 発 電 機 解 列 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。

評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位である燃料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.9
時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約
4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な
時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場合があるものの，原子炉初期水位のゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さ
いため，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 5.1.8

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作
は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件

添付 5.1.8-1

停止後の時間については，停止後の時間が短くなるよ
うに 1 日後の状態を想定

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (1／ 3)

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期圧力

初期
条件

原子炉圧力容器の状態

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

大気圧

原子炉圧力容
器未開放

大気圧※２

事故事象毎

添付 5.1.8-2

サプレッション・
プール水温

32℃

約 15℃ ～
約 32℃
（実績値）

燃料の容量

約 800kL

約 800kL 以上

評価条件設定の考え方

運転員等の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

原子炉停止から 1 日後の原子炉圧力を想定

最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水
操作は原子炉圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はな
く，運転員等操作時間に与える影響はない。また，
原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作は不要となるが，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ない。

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原
子炉減圧操作は不要となるが，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

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設
定

最確条件とした場合には，評価条件で設定しているサプレッション・プール水温よりもおおむね低くなるため，原子炉注水後の原子炉水位の回復が速くなることが考えられるが，原子炉への注水操
作は水源の温度に応じた対応をとるものではな
く，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とする操作であるため，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，評価条件よりも燃料容量の余裕が大きくなる。また，事象発生直後から最大負荷運転を想定しても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。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）1 台による原子炉の崩壊熱除去を実施中に，残留熱除去系ポンプ
事 起因事象評価条件と最確条件は同様であることから，事象の故障等により機能喪失するもの
故進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与として設定
条える影響はない。
件
運転中の残留熱除去系（原子炉停
安全機能の喪失に 崩壊熱除去機
崩壊熱除去機止時冷却系）の故障による崩壊熱
対する仮定
能喪失
能喪失
除去機能の喪失を想定※2 原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。
運転中の残留熱除去系の機能喪失

運転中の残留熱除去系の機能喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (2／ 3)

最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温度よりもおおむね低くなるため，原子炉注水後の原子炉水位の回復が早くなることが考えられ，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

－

評価条件と最確条は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

事
故
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の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

事故事象毎

事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉
保護系電源の喪失により格納容器
隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ
吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。この状態ではインターロックにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動することができないため，運転員は事象
発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生 1 時間後（1
時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源がある場合を想定する。事象
発生 1 時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様である
が，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

・事象認知前：外部電源がない場合は崩壊熱除去
機能喪失の認知が早まるため，運転員操作の開始時間は早くなる。
・事象認知後：外部電源がある場合は，必要な運転員操作が少なくなるため，運転員操作の完了時間が早くなる。

外部電源がない場合と外部電源がある場合
では，事象進展は同じであることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

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

評価条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

熱交換器 1 基当たり約 43MW 以上（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃
において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度がおおむね低めとなり除熱性能が向上するが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱後に行う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。

－

事象認知まで：外部電源あり
外部電源
事象認知後：外部電源なし

添付 5.1.8-3
重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
1,605m３／hによる原子炉注水
流量

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉
除熱量

熱交換器 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水
温度 32℃において）

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (3／ 3)

第 2 表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（運転停止中項目

添付 5.1.8-4

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による注
水操作

評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の操作開始条件考え方

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作に要する時
間に，更に時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】評価では，1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認すると想定している。原子炉水位低下を認知した後に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価上の原
子炉注水操作開始時間に対して，実際の原
子炉注水操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【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，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室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スイッチによる簡易な操作であり，緩やかな原子炉水位低下に対して操作に要する時間は短く，操作開始
時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【他の並列操作の有無】
他の並列操作はないことから，操作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スイッチによる容易な操作のため，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低い。

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

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原
原子炉水位低下を認 子炉水位低下が抑制
知した際に原子炉注 され，評価項目となる
水の必要性を認知す パラメータに対するることは容易であり， 余裕は大きくなる。な
評価では事象発生か お，運転中の残留熱除ら 2 時間後の原子炉 去系の故障時には，警注水操作開始を設定 報により事象発生をしているが，実際の原 検知可能であり，待機
子炉注水操作開始時 中の残留熱除去系を間は早くなることが 原子炉停止時冷却系考えられ，原子炉水位 として，速やかに起動の回復が早くなる。ま することで崩壊熱除た，その他の操作と並 去機能を回復するこ
列して実施する場合 とができるため，評価でも，順次実施し所定 項目となるパラメーの時間までに操作を タの判断基準に対す完了できることから る余裕が大きくなる
影響はない。
が，本評価ではこれに期待しないこととする。

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 1 ／ 2 ）操作余裕時間

訓練実績等

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は約 4.5 時間，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は約 6.3 時間であり，これに対して崩壊熱除去機能喪失を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2時間であることから，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実績を取得した。
所要時間を 5 分と想定しているところ，訓練実績
では約 4 分である。
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。

第 2 表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（運転停止中

項目

操
作
条
件

残留熱除去
系（原子炉
停止時冷却
系）による
原子炉除熱

評 価 条 件 (操 作 条 件 )評価上の評価条件設定の操作開始条件考え方

添付 5.1.8-5

状況判断，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧
状態維持操作，事 象 発 生 か 原子炉保護系電ら 4 時 間 40 源 の 受 電 操 作 ，及び残留熱除去
分後
系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因－

運転員等操作時間に与える影響－崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 2 ／ 2 ）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－

残留熱除去系（低圧注水系）に よ り ，原 子 炉への注水を実施していること か ら ，残 留 熱
除 去 系（原子 炉停止時冷却系）
による原子炉
除熱には時間余裕がある。

所要時間を 46 分と想定しているところ，訓練実績では，約 39 分である。
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。

添付資料 5.1.9
7 日間における燃料の対応について（運転停止中崩壊熱除去機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間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

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※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 緊急用母線の電源を，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 5.1.9-1

添付資料 5.1.10
常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中主要負荷リスト
起動順序

崩壊熱除去機能喪失）【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷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

約 120
約 84
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689

約 394

約1,376約908

約1,017約938

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 ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,376kW

③
④

1,000

②
①

0

1▲
常設 代替 高 圧
電源 装置 2 台
起動55

常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 容量 （1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代 替 高圧 電 源装 置定 格 出力 運 転 時の 80％ の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 5.1.10-1

経過 時間 (h)5.2

全交流動力電源喪失

5.2.1

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「全交流動力電源喪失」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「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び②「外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」では，原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失することにより，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで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，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失したことによって燃料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には，交流動力電源の供給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では，代替の交流動力電源供給機能からの給電により原子炉注水機能を確保し，原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。また，代替交流電源設備により交流動力
電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。なお，残留熱除去系海水系が喪失している場合には，代替の手段により最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉
5.2−1

除熱を行う。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，燃料が著し
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，初期の対策として常設代替高圧電源装置による給電手段及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備する。また，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備する。対策の概略系統図を
第 5.2−1 図に，対応手順の概要を第 5.2−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故対策における手順と設備との関係を第 5.2−1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）19 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員 10 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.2−3 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，災害対策要員（初動）19 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失の確認
原子炉の運転停止中に，外部電源が喪失するとともに，非常用ディー
ゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能
5.2−2

が喪失する。
ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，全交流動力電源喪失を確認後，中央制御室からページ
ングにより現場作業員への退避指示を行う。
（添付資料 5.1.2）
ｃ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，
中央制御室からの遠隔操作によって，常設代替高圧電源装置 2 台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の受電操作に必要な計装設備
は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧等である。
ｄ．電源確保操作対応
全交流動力電源喪失の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作
緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
ｇ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
5.2−3

早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により原子炉水温が100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）により原
子炉冷却材の蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）及び低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，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 3 台を追加起動し，常設代替高圧電源装置 5 台から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。

ｋ．原子炉保護系母線の受電操作
5.2−4

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離信号をリセットする。
ｌ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始する。なお，残留熱除去系ポンプの軸封部等は，緊急用海水系により冷却される。緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転開始を確認するために必要な計装は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
ｍ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

5.2.2

燃料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，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失することで原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能が喪失する「外部電源喪失＋交流
電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。
なお，本事故シーケンスにおいては，崩壊熱除去機能喪失の事故シーケ
5.2−5ンスグループに含まれる事故シーケンス「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ
喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」の燃料損傷防止対策の有効性を確認するため，残留熱除去系海水系の喪失を仮定する。
本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有
水量及び注水手段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ−Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料
有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のＰＯＳも考慮した想定においてもこれらの評価項目を満足することを確認する。
また，評価条件の不確かさの影響評価として，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。
（添付資料 5.1.3）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.2−2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉圧力容器の状態は，未開放状態又は開放状態であるが，原子炉が通常運転水位であり，遮蔽維
持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。
5.2−6

(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５．１−１９７９の式に基づくものとする。また，評価対象としたＰＯＳ−Ａは原子炉停
止 1 日後〜2 日後であるが，崩壊熱が高く，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を評価条件とする。このときの崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，このときの崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必
要な冷却材（35℃）の注水量は約 27m ３ ／h である。
（添付資料 5.1.4，5.1.5）(c)

原子炉初期水位及び初期水温評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水水位（燃料有効長
頂部から約 16.7m 上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を評価条件とする。また，原子炉初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である 52℃を評価条件とする。

(d)

原子炉圧力
評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉の圧力は大気圧であるため原子炉の初期圧力は大気圧とする。また，解析上，水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする ※ 。
※

実操作では常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作が完了した時点で原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が大気圧より高い場合での原子炉冷却材の蒸発量は大気圧下と比べて小さくなるため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評

5.2−7

価となる。

(e)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は，以下の状態とする。
・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴う待機除外中

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとする。また，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）の事故シーケンスグループに含まれる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」の事故シーケンスの燃料損傷防止対策の有効性を確認するた
め，残留熱除去系海水系の機能喪失を重畳させるものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による
5.2−8

原子炉注水流量は，崩壊熱による原子炉冷却材の蒸散を補うために必要な注水流量として，27m３ ／h を設定するものとする。
(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
残留熱除去系海水系への海水通水時の伝熱容量は，設計上の海水温度を元に，残留熱除去系の除熱能力を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度における伝熱容量として，熱交換器の設計
性能に基づき 1 基当たり約 24MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度
32℃において）とする。

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

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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動
操作は，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に完了する。

(b)

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

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.2−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.2−5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失するこ
5.2−9

とにより，原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することで原子炉水位は低下し始めるが，事象発生後速やかに全交流動力電源喪失を判断し，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による交流電源の供給を開始し，事象発生から 25 分経過した時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作を完了
し，原子炉冷却材の蒸発量を補うために必要な注水流量で原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することができる。
事象発生から 4 時間 55 分経過した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を開始することによって，原子炉水温は低下する。
ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.2−4 図に示すとおり，蒸発量に応じた注水により通常運転水位付近で維持でき，燃料は冠水を維持する。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.2−5 図に示すとおり，必要な遮蔽を確保できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が確保される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上まで低下することがないため，放射線の遮蔽は維持される（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h を下回る）。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御
棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保されている。
なお，事象発生前に現場にいた作業員の退避における放射線影響については，現場環境が悪化する前に退避が可能であるため，影響はない。
事象発生から 4 時間 55 分経過した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を開始すること
により，長期的に安定状態を維持できる。
5.2−10以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原
子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.7，5.2.1）

5.2.3

不確かさの影響評価

評価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評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系等による崩壊熱除去機能が喪失することが特徴である。また，
不確かさの影響を確認する運転員等操作は，常設代替高圧電源装置による受電，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作とする。
5.2−11

(1)評価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 5.2−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，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，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃〜約 58℃である。この原子炉水温は過去の原子炉停止 1 日後の温度の実績値であるが，原子炉停止操作の進捗状況の差異によるものと考えられる。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場
合があるものの，原子炉への注水操作や給電操作は原子炉水温に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とす
5.2−12

るものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場
合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作や給電操作は原子炉初期圧力に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎に異なるものであり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場
合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器開放の場合は原子炉減圧操作が不要となるが，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。

5.2−13

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m
上の高さに到達するまでの時間は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃〜約 58℃である。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m
上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
5.2−14

初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があるものの，原子炉初期水位のゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さいことから，評価項目となるパラメータに対する影響は小さい。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，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容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場合は，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，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。

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
5.2−15

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，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
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 25 分
後に完了する。運転員等操作時間に与える影響として，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，常設代
替交流電源設備の受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 4 時間 55 分後に完了する。運転員等操作時間に与える影響
として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
復旧後の原子炉除熱操作は，原子炉保護系母線の受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は
小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の常設代替高圧電源装置からの緊急用母線の受電操作，及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動
操作は，運転員操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータ5.2−16

に与える影響は小さい。

(2)

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。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作の時間余裕については，原子炉水位が通常水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.5 時間，
通常水位から燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は約 6.3 時間であり，事象発生から 25 分で原子炉注水準備が完了するため，十分な時間余裕を確保できる。

(3)

ま と め
評価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。その結果，評価条件等の不確かさ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ない。
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。
（添付資料 5.2.2，5.2.3）

5.2.4

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「全交流動力電源喪失」の重大事故等対策にお5.2−17

ける必要な災害対策要員（初動）は，「5.2.1(3)

燃料損傷防止対策」に示

すとおり 19 名であり，災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，必要な水源，
燃料及び電源は，「7.5.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。

その結果を以下に示す。
ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 110m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 5.2.4）
ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 5.2.5）
ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 3,263kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW 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。
5.2−18

（添付資料 5.2.6）

5.2.5

結

論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」では，原子炉の運転停止
中に全交流動力電源が喪失し，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に対する燃料損傷防止対策としては，初期の対策として，常設代替高圧電源装置による緊急用母線への交流動力電源の供給手段，及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉の除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・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，常設代替高圧電源装置による緊急用母線への交流
動力電源の給電，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を実施することにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，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，災害対策要員にて確保可能である。ま
5.2−19た，必要な水源，燃料及び電源については，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「全交流動力電源喪失」において，常設代替高圧電源装置からの給電による常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び常設代替高圧電源装置からの給電による緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱等の燃料損傷防止対策は，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「全交流動力電源喪失」に対して有効である。

5.2−20第 5.2−1 表
操作及び確認
全交流動力電源喪失の確認

作業員への退避指示

5.2−21

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

電源確保操作対応

全交流動力電源喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

・原子炉の運転停止中に，外部電源が喪失す −るとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失すること で全交流動力電源喪失となり，残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失することを確認する。
・当直発電長は，全交流動力電源喪失を確認 −後，中央制御室からページングにより現場作業員への退避指示を行う。
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室 常 設 代 替 高 圧 電 源
か ら の 遠 隔 操 作 に よ り 外 部 電 源 の 受 電 を 装置試みるが，失敗したことを確認する。
軽油貯蔵タンク
・中央制御室からの遠隔操作により非常用ディーゼル発電機等の起動を試みるが，失敗したことを確認する。
・以上により，早期の電源回復不能と判断し，中央制御室からの遠隔操作によって，常設
代替高圧電源装置から 緊急用母線を受電する。
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実 −施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

−

−

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源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 を ・緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧
用いた低圧代替注水系（常設）
代替注水系ポンプを用 いた低圧代替注水の起動操作
系（常設）による原子炉注水の系統構成を実施する。

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪
失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準
備，ホース敷設等を実施する。

西側淡水貯水設備

5.2−22

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常 用母線の受電準備操作を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により，原子炉水温が 100℃に到達の手動操作による原子炉の低すると，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧
圧状態維持
力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設））
替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊
所内常設直流電源
設備
非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ ＊常設低圧代替注水系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
代替淡水貯槽＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，Ｓ
Ａ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
可搬型代替 −
注水中型ポ
ンプ
−

−

−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，Ｓ
Ａ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

原子炉保護系母線の受電操作

全交流動力電源喪失における重大事故等対策について（3／3）
手

順

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

計装設備
２Ｃ電圧 ＊
２Ｄ電圧 ＊

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

−

−

−

−

−

緊 急 用 海 水 系 を 用 い た 残 留 熱 ・常設代替高圧電源装置による非常用母線及除去系（原子炉停止時冷却系）
び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，復旧後の原子炉除熱操作
中央制御室からの遠隔 操作により緊急用
海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）の運転を開始する。
・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

使用済燃料プールの冷却操作−−

原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系熱交換器入口
温度 ＊
残留熱除去系熱交換器出口
温度 ＊
緊急用海水系流量（残留熱
除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）−

使用済燃料プールの冷却操作

5.2−23

・常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。
・常設代替高圧電源装置による非常用母線受
電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。
・原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離
信号をリセットする。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−2 表
項目

原子炉圧力容器の状態

崩 壊 熱

初期条件

原子炉初期水位主要評価条件
原子炉圧力容器未開放

条件設定の考え方
燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

約18.8MW※

崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下の観点で厳しい設定となるため，崩ANSI／ANS-5.1-1979

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（９×９燃料（Ａ型），燃焼度月）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

33GWd／t，原子炉停止1日後）設定

通常運転水位（燃料有効長頂部から約5.1m上）

遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を設定

5.2−24原子炉初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉初期圧力大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

外部水源の温度

35℃

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に
対する仮定
外部電源

※

主要評価条件（全交流動力電源喪失）(1／2)

外部電源喪失全交流動力電源喪失

外部電源なし原子炉注水による原子炉水位維持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
送電系統又は所内主発電設備の故障等による，外部電源喪失を設定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定

起因事象として外部電源の喪失を設定

原子炉停止から 1 日（24 時間）後とは，発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価は原子炉スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.2−2 表項

目

主要評価条件（全交流動力電源喪失）(2／2)

主要評価条件

条件設定の考え方

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

27m３ ／h

崩壊熱による原子炉冷却材の蒸散を補うために必要な原子炉注水流量を設定

流量
緊急用海水系を用いた残留伝熱容量：約24MW

熱除去系（原子炉停止時冷（原子炉冷却材温度100℃，海却系）による原子炉除熱量

水温度32℃において）重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 操 作条 件

5.2−25

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧
事象発生から 25 分後代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して設定（常設）の起動操作

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作

事象発生から 4 時間 55 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 ス プレイ系ディーゼル発電機

凡例：安全機能の喪失又は点検に伴う待逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

機除 外を 仮 定す る設 備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

常設 代替高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク＊＊1

所内 常設直流電源設備

←

→
＊1

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設 代替直流電源設備

5.2−26＊2緊急用海水ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

→
※2

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→ ＊2
残留 熱除去系
海水 ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1
※2

①②

※1 海へ

原子 炉建 屋西側 接続 口←低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ③

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)及び (Ｂ)

↑

↑

海へ ※2

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

①②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

＊2

②

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

＊1

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

＊2

※3

ドラ イウ ェ ル

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

②

残留 熱除 去 系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

①

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←

代替 淡水 貯 槽
① 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機 等 の 機能 喪失 に 伴 い， 従 属的 に使 用 不能
② 残留 熱除 去 系海 水 系の 機 能 喪 失に 伴い ， 従 属的 に 使用 不能③ 点検 に伴 う 待機 除 外中

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊1
＊2

開 操作 に当たって格納容器隔離信号のリセットが必要な 弁
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 ）の 事 故シ ーケ ン スグ ルー プ に含ま れる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋ 崩壊 熱除 去 ・炉 心 冷却 失敗 」 の事 故シ ー ケン スの
燃料 損傷防止対策の有効性を確認するため，残留熱 除去 系海 水 系の 機 能喪 失を 重 畳さ せる も のと する

第 5.2−1 図 全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設））非常 用デ ィーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 スプレイ系ディーゼル発電機

凡例：安全機能の喪失又は点検に伴う待逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

機除 外を 仮 定す る設 備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク＊＊1

所内常設直流電源設備

←
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

5.2−27

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→＊2
残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

※3

↑

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1→※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

＊1

→

→

※3

ドラ イウ ェ ル

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)
＊2

＊2

＊1

→

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

＊2

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→
→

※1
※2

※1 海へ

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)及び (Ｂ)

①

→

高圧炉心
スプレイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊1＊2

開 操作に当たって格納容器隔離信号のリセット が必 要な 弁
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 ）の 事 故シ ーケ ン スグ ルー プ に含まれる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失） ＋ 崩壊 熱除 去 ・炉 心 冷却 失敗 」 の事 故シ ー ケン スの
燃料損傷防止対策の有効性を確認するため，残留 熱 除去 系海 水 系の 機 能喪 失を 重 畳さ せる も のと する①非常用ディーゼル発電機等の機能喪失に伴い，従属的に使用不能

第 5.2−1 図 全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検中
・全ての非常用ディーゼル発電機等：待機中
・原子炉水位は通常運転水位(解析上の時刻)(0秒)

凡例【有効性評価の対象としていないが，他に取り得る手段】
Ⅰ
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水，及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水も可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型），消火系（ディーゼル駆動）及び補給水系による原子炉注水も可能である。

：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：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

Ⅱ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

全交流動力電源喪失※１（13分）

全交流動力電源喪失の確認（17分）

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作（25分）

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作

Ⅲ
電源容量により使用できる設備が限られるが，常設代替交流電源設備が使用できない場合は可搬型代
替交流電源設備により受電する。

作業員への退避指示※３※２可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

電源確保対応操作

可搬型代替交流電源設備による受電操作

使用済燃料プールの冷却操作

Ⅲ（約1.1時間）

原子炉水温100℃到達
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持※４
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）以外による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作
・消火系（ディーゼル駆動）による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替
注水系（常設）)※５

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

原子炉保護系母線の受電操作

Ⅰ（4時間55分） 緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧
後の原子炉除熱操作※６
Ⅱ逃がし安全弁（自動減圧機能）「全閉」

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）以外による原子炉除熱操作
・代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作※1 起因事象として，送電系統の故障等によって外部電源が喪失するものとする。
※2 原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。
※3 現場作業員は，当直発電長のページングによる退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1時間程度である。
※4 実操作においては，作業員の退避後に操作を実施するが，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，原子炉水温が100℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする。
※5 蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を継続する。また，原子炉建
屋ガス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪失している設備の復旧に努める。

※6 残留熱除去系海水系の起動に失敗した後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始する。

第 5.2−2 図

全交流動力電源喪失時の対応手順の概要
5.2−28

停止中の全交流動力電源喪失

経過時間（時間）
0

1

2

3

4

5

55

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

4 時間 55 分
緊急用海水系 を用いた
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転開始

事象発生
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮操作項目

状況判断

全交流動力電源喪失の確認

作業員への退避指示
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
電源確保操作対応
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
の起動操作

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員（現場）

約 13 分

全交流動力電源喪失の確認

1人
A

−

−

【1人】
A

−

−

−

【1人】
A
−

【1人】
A

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）準備完了
約 1.1 時間

原子炉水温 100℃到達●外部電源喪失の確認

10 分●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）1分●非常用ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

2分

−

−

●当直発電長による作業員への退避指示−−●設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

−

2人
a，b

●電源回復操作

−

4分
適宜実施

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作−

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作−−●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

−

2人
B，C

−

●非常用母線の受電準備操作(現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持

【1人】
A

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）1弁の手動開放操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

原子炉保護系母線の受電操作

プラント状況判断

25 分

【1人】
A

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

約 10 分
操作の内容

3分
35 分
75 分
1分
原子炉水位を通常運転水位付近に維持●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●非常用母線の受電操作

5分

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧準備操作

−

【2人】
B，C

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（中央制御室）

10 分
105 分
40 分
6分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動準備操作

【1人】
A

−

20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作−

1分●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

【1人】
A

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

−

−

−

必要要員合計

1人
A

2人
B，C

8人
c〜j

10人

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施

15 分●代替燃料プール冷却系の起動操作
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

残留熱除去系（Ａ）

適宜実施●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

使用済燃料プールの冷却操作

残留熱除去系（Ａ）

4分●残留熱除去系海水系の手動起動操作（失敗）
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作

解析上考慮しない

4分

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

a〜j

第 5.2−3 図

全交流動力電源喪失時の作業と所要時間

5.2−29解析上考慮しない

沸騰開始（約 1.1 時間後）までに注水準備が完了するため，通常運転水位を維持できる

Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

Ｌ１

第5.2−4図

全交流動力電源喪失における原子炉水位の変化

5.2−30第 5.2−5 図

原子炉水位と線量率

5.2−31

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）

運転停止中の全交流動力電源喪失時の安定停止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及び重大事
故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠
水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，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，安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止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
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，常設代替高圧電源装置により非常用母線への交流電源の供給を開始した後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することにより，炉心の冷却が維持される。
その後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行することができ，原子炉安定停止
状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
ま た ，残 留 熱 除 去 系 の 機 能 を 維 持 し ，原 子 炉 除 熱 を 行 う こ と に よ り ，
安定停止状態後の状態維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1参 照 ）添付 5.2.1-1

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表

全交流動力電源喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

燃料の崩壊熱評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

約 18.8MW（ANSI/ANS-5.1-1979）（9×9 燃料（A 型），燃
焼度 33GWd／t，原子炉停止後 1 日）

評価条件設定の考え方

約 18.8MW 以下

停止後の時間について
は，停止後の時間が短くなるように 1 日後の状態を想定

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温の上昇は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動
力電源の喪失の認知を起点とする操作である
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。

約 47℃〜約 58℃※１（実績値）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計
値及び運転停止 1 日後の原子炉水温の実績値（47℃〜58℃）を踏まえて設定

最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余
裕が短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるもの
ではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件

添付 5.2.2-1

原子炉初期水温52℃

運転員等の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
最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有
効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間
は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時
間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では，評価条件で設定している原子炉
初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余
裕は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位である燃料有
効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.9 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.3 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余
裕は短くなる場合があるものの，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

添付資料 5.2.2

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が
燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が通常運転水位通常運転水位
原子炉停止初期の通常短くなる場合があるものの，注水操作や給電操
原子炉初期水位（燃料有効長頂部から （通常運転水位±10cm
水位付近にある状態を
作は原子炉水位に応じた対応をとるものではな
約 5.1m）
程度）
（実績値）
想定
く，全交流動力電源の喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
※ 1 過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 発 電 機 解 列 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (1／ 3)

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期圧力

添付 5.2.2-2

原子炉圧力容器の状態評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件

評価条件設定の考え方

運転員等の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

原子炉停止から 1 日後の原子炉圧力を想定

最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

事故事象毎

炉心の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，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ない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合
は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下
速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価条件となるパラメータに与える影響は小さい。

35℃以下

原子炉注水による原子炉水位維持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，評価条件で設定している外部水源の温度よりもおおむね低くなるため，原子炉注水後の原子炉水位の回復が速くなることが考えられるが，常設代替高圧電源装置
からの給電操作や原子炉への注水操作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，全交流
動力電源喪失の認知を起点とする操作であるため，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，評価条件で設定している外部水源の温度よりもおおむ
ね低くなるため，原子炉注水後の原子炉水位の回復が早くなることが考えられ，
評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

約 4,300m３ 以 上（代替淡水貯槽）

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。

−

約 800kL 以 上

軽油貯蔵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。

−

最確条件

大気圧※２

大気圧

原子炉圧力容器未開放

初期
条件
外部水源の温度

外部水源の容量

燃料の容量

※2

35℃

約 4,300m

約 800kL３

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (2／ 3)

原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中項目

添付 5.2.2-3

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
事
故
条
件
重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

起因事象

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

外部電源喪失起因事象として，送電系
統の故障等によって，外部電源喪失が発生することを想定−

運転員等の操作時間に与える影響

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (3／ 3)
評価項目となるパラメータに与える影響

最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失−

全ての非常用ディーゼル等の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし−起因事象として，外部電源が喪失することを想定

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の原子炉
注水流量

27m３／h27m３／h崩壊熱量に応じた原子炉
注水流量を設定最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

緊急用海水系を用いた残留熱 除 去 系（ 原 子
炉停止時冷却系 ）による原子炉
除熱量

熱交換器 1 基当たり
約 24MW（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当たり
約 24MW 以上（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度 32℃以下において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含す
る高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度がおおむ
ね低めとなり除熱性能が向上するが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉
除熱後に行う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。

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

−

第 2表
項目

添付 5.2.2-4

操
作
条
件

常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の起動操作

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 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の
操作開始
考え方
条件

常設低圧
代替注水
系ポンプ
を用いた
低圧代替
注水系（常
設）の起動
操作：事象
発生から
25 分後

状況判断，全交流動
力電源喪失の判断，
常設代替高圧電源装
置からの受電操作，及び常設低圧代替注
水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】中央制御室にて外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機等の電源回復ができない場合，早期の電源回復不可と判断し，これにより常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の準備を開始する手順としている。事象判断の時間として 10 分を想定しており，全交流動力電源喪失時に交流電源及び注水手段の確保の必要性を認知することは容易であることから，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，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室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】
操作所要時間は 1 分単位で設定しており，実際の操作時間は評価上の想定時間よりも早くなることから，操作開始
時間に与える影響はない。
【他の並列操作の有無】
他の並列操作はないことから，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スイッチによる簡単な操作であり，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

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，常設代替
高圧電源装置からの受電操作後に実施するため，受電操作の影響を受けるが，実際の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。

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

実際の操作開始時
間は評価上の設定とほぼ同等である
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。

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は 4.5 時間，通常水位から燃料有効
長頂部まで低下す
るまでの時間は約
6.3 時間であり，これに対して全交
流動力電源喪失を認知して注水準備を完了するまでの
時間は 25 分であることから，時間余裕がある。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動操
作は，所要時間を
3 分と想定しているところ，訓練実
績では約 3 分である。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認
した。

第 2表

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 （ 2 ／ 2）
評 価 条 件 (操 作 条 件 )

項目

操
作
条
件

緊 急 用 海 水系 を 用 い た
残 留 熱 除 去系（ 原 子 炉 停止時冷却系）
復 旧 後 の 原子 炉 除 熱 操
作

評価上の
操作開始
条件

事 象 発 生から 4 時間
55 分 後

評価条件設定の考え方

添付 5.2.2-5

状 況 判 断 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の
判 断 ，常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 に よる 緊 急 用 母 線 の 受 電 操 作 ，常 設 代替高圧電源装置による非常用母線 の 受 電 準 備 操 作 ，常 設 代 替 高 圧電源装置による非常用母線の受
電 操 作 ，原 子 炉 保 護 系 母 線 の 受 電
操 作 ，及 び 緊 急 用 海 水 系 を 用 い た
残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却系 ）復 旧 後 の 原 子 炉 除 熱 操 作 に 要する時間を考慮して設定操作の不確かさ要因

−

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−

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）により，原子炉へ
の注水を実施していることから，緊急用
海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
復旧後の原子
炉除熱操作には時間余裕がある。

所要時間を 31 分
で想定しているところ，訓練では
約 23 分で実施可
能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認した。

添付資料 5.2.3
運転停止中の全交流動力電源喪失時におけるサプレッション・プール水への影響について

運転停止中において全交流動力電源喪失が発生し，崩壊熱除去機能が喪失した場合は，崩壊熱除去機能を回復するまでの間，原子炉注水及び原子炉減圧により原子炉水位を維持する。原子炉減圧の実施の際は，原子炉内の熱量がサプレッション・プールへと移行するため，サプレッション・プール水の温度が上昇する。
運転停止中において全交流動力電源喪失が喪失した際の評価として，原子炉水温が 100℃に到達した時点（事象発生から約 1.1 時間後）から，常設代替高圧電源装置，及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による注水で原子炉水位を維持した場合のサプレッション・プール水温の変化を，ＭＡＡＰを用いて評価した。主要解析条件は第 1 表のとおりである。事象発生後の時間に対するサプレッション・プールの水温及び水位の推移を第 1 図及び第 2 図に示す。サプレッション・プール水温が 100℃となる
時間は事象発生から約 20.3 時間後であり，そのときのサプレッション・プー
ル水位は，約 8.2m（通常水位から約 1.2m 上）にとどまる。

添付 5.2.3-1

第1表
分類

主要解析条件（全交流動力電源喪失）

項目

事象発生時のプラント状態

解析条件

備考

崩壊熱

原子炉停止 1 日後−

原子炉初期水温57℃−

原子炉初期圧力大気圧−

格納容器初期圧力大気圧−

格納容器初期温度

液相部：32℃
気相部：67℃

−

水源の温度

35℃

−

事象発生

全交流動力電源喪失の発生−

事象発生約 21 分後
事象進展

事象発生約 1.1 時間後

常設代替高圧電源装置による常設低圧−
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）への給電完了
逃がし安全弁 1 弁による減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低原子炉水温 100℃到達
圧代替注水系（常設）による原子炉注
原子炉注水流量 378m3／h
水開始（原子炉水位をレベル３〜レベ
ル８に維持）

400

サプレッション・ プール水温300

原 子 炉 注 水及 び 原 子炉
減 圧 開 始 （事 象 発 生から約 1.1 時間後）

200

サプレッション・プール
水温 100℃到達（事象発
生から約 20.3 時間後）

100

（℃）

0

0

12

24

36

事象発生後の時間（h）

第1図

事象発生後のサプレッション・プール水温の推移

添付 5.2.3-2

48

20

15

サプレッション・プール水温
100℃到達時，約 8.2m（通常水位から約 1.2m 上）

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

(m)

0
0

12

20.3

24

36

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2SBO-WG76001

第2図

事象発生後のサプレッション・プール水位の推移

添付 5.2.3-348添付資料 5.2.4
7 日間における水源の対応について（運転停止中1.

全交流動力電源喪失）

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 1.1 時 間 後 ， 崩 壊 熱 に 相 当 す る 流 量 で ， 代 替 淡 水 貯 槽
を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による原子炉注水が 開 始 さ れ る 事 象 発 生 後 約 4 時 間 55 分 後 ， 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ
ンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止す
る。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
事 象 発 生 後 4 時 間 55 分 ま で に 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の運転を再開し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 110m ３ で あ る 。
添付 5.2.4-1

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 110m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 合 計 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら
必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 5.2.4-2

添付資料 5.2.5
7 日間における燃料の対応について（運転停止中全交流動力電源喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（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）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL

添付 5.2.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日間対応可能

添付資料 5.2.6
常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中全交流動力電源喪失）

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

①
②
③

④

⑤

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬

負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・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※1
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
停止負荷

約 60
約 86
約 134
約 135
約 55
約8
約 95
約 − 52中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷

約 45
約8
約 183
約8
約 154

原子炉保護系電源装置 ２Ａ
原子炉保護系電源装置 ２Ｂ
緊急用海水ポンプ
その他
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

約 45
約 45
約 510
約4
約 584
約3

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689
約 879

約 394
約 584

約 1,166

約 1,153

約 1,573

約 1,568

約 1,862

約 1,674

約 2,251

約 1,910

約 2,464

約 2,072

約 2,396

約 2,162

約 3,144

約 2,676

約 4,101

約 3,263

約 120
約 84
約 190
約 190
約 79
約 108
約 134
約 248

約 − 380―

約 2,883約 30

約 2,992

約 2,913負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ ２

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ３

5,000

⑪
4,000

3,000

⑩

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ ２

最大負荷容量
約 4,101kW

⑫

⑬

⑧⑨
⑦
⑥
⑤

2,000

④
1,000

②

③

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ３

①
0

▲
1
常設代替高圧電源装置 2 台
起動▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※４3

450

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常設低圧代替注水系ポンプ 1 台でも崩壊熱による蒸発を上回る注水流量を確保可能
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 5.2.6-1

5.3

原子炉冷却材の流出

5.3.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(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「原子炉冷却材の流出」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「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊
熱除去・炉心冷却失敗」，③「原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣ
Ａ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び④「原子炉冷却材の流出（ＬＰＲ
Ｍ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」では，運転停止中に原
子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の流出が発生することを想定する。このため，原
子炉冷却材の流出に伴い，保有水量が減少することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材の流出によって燃料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，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。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉注水機能を用いて燃料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
ことによって原子炉除熱を行う。

5.3−1

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，燃料が著し
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，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段及び運転員による原子炉冷却材流出の停止手段を整備する。対策の概略系統図を第 5.3−1 図に，対応手順の概要を第 5.3−2 図に，重要事故等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の関係を第 5.3−1 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，必要な要員は災害対策要員（初動）9 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行う当直運転員 3 名及び指揮，通報連絡を行う災害対策要員（指揮者等）4 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.3−3 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，必要な要員を確認した結果，災害対策要員（初動）9 名で対処可能である。
ａ．原子炉冷却材流出の確認
原子炉水位の低下及びサプレッション・プールの水位の上昇を，1 時
間毎の中央制御室の巡視により確認する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への原子炉冷却材の流出を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
（添付資料 5.1.1）
ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，原子炉冷却材流出を確認後，中央制御室からページングにより現場作業員への退避指示を行う。
5.3−2

（添付資料 5.1.2）
ｃ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作
原子炉冷却材の流出により低下した原子炉水位を回復するため，中央制御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。これにより，原子炉水位は回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）の起動確認に必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
ｄ．原子炉冷却材流出箇所の隔離操作
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から原子炉冷却材が流出している箇所の隔離を行うことで，原子炉冷却材の流出が停止することを確認する。
原子炉冷却材流出箇所の隔離を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
ｅ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場 ※ にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，原子炉除熱を行う。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
※

残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

5.3.2 燃料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，原子炉冷5.3−3

却材の流出を起因事象とする，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯ
ＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である ※ 。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は通常，2 系統あるうち 1 系統を用いて崩壊熱除去を実施しており，プラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）−ＡからＰＯＳ−Ｄの期間において，作業や点検等に伴い運転号機の切替を実施する場合がある。運転号機の切替に当たって，原子炉冷却材が系外に流出しないように系統構成を十分に確認して行うが，操作の誤り等によって原子炉冷却材が系外に流出する事象を想定している。
「ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ」は原子炉冷却材流出事象発生時の認知が他の作業等よりも困難な事象であり，原子炉水位が通常運転水位であるＰＯ
Ｓを想定することにより，時間余裕の観点においても最も厳しい想定となる。なお，原子炉水位が通常運転水位の場合は原子炉水位（広帯域，燃料域）による警報や緩和設備の自動起動に期待できることも考えられるが，評価上これらに期待しない場合でも評価項目を満足することを確認することにより，運転停止中の他のＰＯＳにおいても評価項目を満足できる。
本重要事故シーケンスでは，操作の誤り等による原子炉冷却材の系外流出により原子炉水位が低下するが，燃料有効長頂部の冠水及び未臨界を維持できることを評価する。さらに，原子炉水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。
また，評価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。
※

ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の原子炉冷却材流出事象と比べて燃料損傷までの時間余裕が短い（添付資料 5.3.1，5.3.2）
5.3−4

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.3−2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。

ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
運転停止中における原子炉圧力容器の状態は，未開放状態又は開放状態であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。なお，原子炉未開放時においては原子炉水位による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，本評価ではこれらに期待しないこととする。

(b)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温
運転停止中における原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水（燃料有効長頂部から約 16.7m
上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい通常運転水位を評価条件とする。なお，原子炉初期水位が原子
炉ウェル満水の場合は，原子炉圧力容器蓋による遮蔽に期待できなくなるものの，保有水量が多く，遮蔽維持水位到達までの余裕時間は通常運転水位の場合よりも長くなることから，通常運転水位の場合に評価項目を満足することを確認することにより，原子炉ウェル満水の場
合においても評価項目を満足できることを確認できる。
また，原子炉初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設
5.3−5計温度である 52℃を評価条件とする。
(c)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は以下の状態とし，残留熱除去系の運転号機を残留熱除去系（Ａ）から残留熱除去系（Ｂ）へ切り替えるものとする。
・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴う待機除外中

ｂ．事故条件(a)

原子炉冷却材のサプレッション・プールへの流出流量
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時の原子炉
冷却材の流出を想定する。具体的には，切替後に運転する残留熱除去
系の系統構成の際，原子炉停止時冷却系流量調整弁の開操作が不十分な状態で残留熱除去系ポンプを起動することにより，残留熱除去系ポンプミニマムフロー弁がインターロックにより自動開となり，開固着することによって原子炉冷却材がサプレッション・プールへ流出することを想定し，流出流量は 45m ３ ／h とする。

(b)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発について
本評価事象では原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定しており，崩壊熱除去機能は維持されていることから，崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発については考慮しない。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
5.3−6

外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，外部電源がある場合の方が，原子炉冷却材流出の観点で厳しくなる。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

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

(b)

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

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

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

原子炉冷却材の流出は，事象発生から 1 時間後の中央制御室の巡視において認知するものとする。なお，原子炉未開放時においては原子炉水位による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，本評価ではこれらに期待しないこととする。

(b)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，原子炉水位低下確認後，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。また，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）からの原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉水位の回復後に実施するものとする。
5.3−7

(c)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転は，原子炉冷却材流出箇所の隔離操作後に実施するものとする。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.3−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.3−5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，原子炉冷却材が流出することにより，原子炉水位は低下し始めるが，原子炉水位の低下により異常事象を認知し，事象発生から2 時間経過した時点で，待機中の残留熱除去系ポンプを起動し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行う。
その後は原子炉冷却材の流出箇所を隔離することによって流出を止め，また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転により原子炉除熱を行う。

ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.3−4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 2.1m
上まで低下するにとどまり，燃料は冠水維持される。
原子炉圧力容器は未開放であり，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が維持される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上を下回ることがないため，放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保されている。
原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による原子炉除熱を行うことで，安定状態を維持できる。
5.3−8

本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原
子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.7，5.3.3）

5.3.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価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評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，事象進展が緩やかであり，運転員等操作である
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水で，水位を回復させることが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
5.3−9

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5.3-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を確認する。また，評価条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目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，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる事象発生前の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態，並びに原子炉初期圧力に関する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
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態については，
評価条件として設定した通常運転水位かつ原子炉圧力容器が閉鎖状態
に対し，最確条件は事故事象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態
で，原子炉ウェル満水期間又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプールゲートが閉状態の場合については，評価条件よりも原子炉初期
水位が高くなるため時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は原
子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなるが，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

5.3−10(b)評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態については，
評価条件として設定した通常運転水位及び原子炉圧力容器未開放に対し，最確条件は事故事象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子炉ウェル満水又は原子炉ウェル満水への移行期
間，かつプールゲートが閉状態の場合においては，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡにより遮蔽が維持される水位まで原子炉水位が低下するまでの時間は約 18.4 時間となり，評価条件に比べて時間余裕が長くなる。また，プールゲート
が開状態の場合は更に時間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなる。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

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，これらの要員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，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
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，評価上の操作開始条件として，事象発生から 2 時間後を設定
5.3−11

している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉水位の低下を確認した際に原子炉注水の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の原子炉注水操作開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確認による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉注水操作を実施するため，その開始時刻は早くなると考えられる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作の開始時間が早くなることに伴い，当操作の開始時間が早くなる場合が考えられる。
また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
操作は，操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作の開始時間が早くなることに伴い，当操作の開始時間が早くなる場合が考えられる。また，その他の操作と並列して実施する場
合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響
はない。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）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，原子炉注水の開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制され，評価項目となるパラメー
タに与える余裕は大きくなる。
5.3−12

操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，原子炉冷却材流出の停止操作が早くなる場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

(2)

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。
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作について，当該操作に対する時間余裕は，必要な遮蔽が確保される最低水位に到達するまでに約 2.3 時間あり，これに対して，事故を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2 時間であることから，時間余裕がある。
操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作について，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時間余裕がある。

(3)

ま と め
評価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。その結果，評価条件等の不確かさ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。
（添付資料 5.3.4）
5.3−13

5.3.4

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「原子炉冷却材の流出」の重大事故等対策時における必要な災害対策要員（初動）は，「5.3.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 9 名であり，災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，必要な水源，
燃料及び電源は，「7.5.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。

その結果を以下に示す。
ａ．水源

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，必要な注水量が少なく，また，サプレッション・プール水を水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

ｂ．燃料

本重要事故シーケンスの評価では，外部電源がある場合を想定した事象であるため，燃料の使用は想定していない。

ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では，外部電源喪失は想定していない。

5.3.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」では，残留熱除去系の運5.3−14

転号機の切替時の操作誤り等によって原子炉冷却材が系外に流出することで原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，燃料損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に対する炉心損傷防止対策としては，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の重要事故シーケンス「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」
について，有効性評価を実施した。
上記の場合においても，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことにより，燃料は露出することなく燃料有効長頂部は冠水しているため，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさ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，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，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「原子炉冷却材の流出」において，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水等の燃料損傷防止対策は，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「原子炉冷却材の流出」に対して有効である。

5.3−15

第 5.3−1 表
操作及び確認

原子炉冷却材の流出における重大事故等対策について
手

順

常設設備

原子炉冷却材の流出の確認

・1 時間毎の中央制御室の巡視により，原子炉 水位 の低 下及 びサ プレッシ ョン ・プ ー
ルの水位の上昇を確認する。

−

作業員への退避指示・当 直 発電 長は ，原子炉冷 却材 の流 出を 確
認 後， 中央 制御 室か らページ ング によ り
現場作業員への退避指示を行う。
・原 子 炉冷 却材 の流出によ り低 下し た原 子
炉 水位 を回 復す るた め，中央 制御 室か らの 遠隔 操作 によ り待 機中の残 留熱 除去 系
（ 低圧 注水 系） によ る原子炉 注水 を実 施
す る。 これ によ り， 原子炉水 位は 回復 する。
・原 子 炉冷 却材 圧力バウン ダリ に接 続さ れた 系統 から 原子 炉冷 却材が流 出し てい る
箇 所の 隔離 を行 うこ とで，原 子炉 冷却 材の流出が停止することを確認する。
・待 機 中の 残留 熱除去系（ 低圧 注水 系） に
よ る原 子炉 水位 回復 後，中央 制御 室及 び
現 場に て残 留熱 除去 系（原子 炉停 止時 冷却 系） への 切替 操作 を実施し ，原 子炉 除
熱を行う。

−

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

5.3−16

原子炉冷却材流出箇所の隔離操
作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
サプレッション・プール水位＊−−

残留熱除去系（低圧
注水系） ＊
サプレッション・プ
ール−

原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊−−残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊−原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域，燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域，
ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系熱交換器入口
温度 ＊
残留熱除去系熱交換器出口
温度 ＊
残留熱除去系海水系系統流量＊：有効性評価上考慮しない操作＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.3−2 表
項目

原子炉圧力容器の状態

主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（1／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

原子炉圧力容器未開放
原子炉水位が遮蔽水位に到達するまでの時間余裕の観点から最も厳しくなる，原子炉圧力容器が未開放，かつ原子炉水位が通常水位の状態を想定

初期条件

原子炉の初期水位

通常運転水位（燃料有効長頂部から約5.1m上）

原子炉の初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉の初期圧力

大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

5.3−17

原子炉冷却材のサプレッション・チェンバへの流出量

事故条件

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発45m３／h

原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない

残留熱除去系のミニマムフローラインの設計，及び原子炉の保有水と残留熱除去系
ポンプの水頭圧差から設定
原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定している。このため，崩壊熱除去機能は喪失しないことから，
原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止

外部電源

外部電源あり時冷却系）のポンプ吸込ラインの弁が閉となり，原子炉冷却材の流出が停止することから，原子炉冷却材の流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

第 5.3−2 表
項目主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（2／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

水流量

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱量

熱交換器 1 台当たり約 43MW
（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

待機中の残留熱除去系（低圧

重大事故等対策に関連する操作条件

5.3−18注水系）による原子炉注水操

事象発生から 2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定

作
原子炉冷却材流出箇所の隔離操作−
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕がある。

非常 用デ ィーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 スプレイ系ディーゼル発電機

凡
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル

5.3−19

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

→

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 ポン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)及び (Ｂ)↑海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 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

第 5.3−1 図原子 炉建 屋西側 接続 口代替 淡水 貯 槽

②原 子炉 停 止時 冷却 系 流量 調
整弁 の開 度 不足 によ り ，原子炉 への 注 水量 が十 分 ではない ため ， ミニ マム フ ロー
弁が イン タ ーロ ック に より
自動 開と な り， 開固 着 すること で原 子 炉冷 却材 が サプ
レッ ショ ン ・プ ール へ 流出する

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉冷却材の流出）①切 替後 に 運転 する
残留 熱除 去 系の 系
統構 成の 際 ，原 子炉
高所 東側
停止 時冷 却 系流 量
接続 口
調整 弁の 開 操作 が不十 分な 状 態で 残
高所 西側
留熱 除去 系 ポン プ
接続 口
を起 動す る海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

非常 用デ ィーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 スプレイ系ディーゼル発電機

凡
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル

5.3−20

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

→

※2

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)及び (Ｂ)

↑

↑

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 5.3−1 図

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（残留熱除去系（低圧注水系））

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ→
残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除去系
海水 ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

非常 用デ ィーゼル発電機２Ｃ及び２Ｄ
高圧 炉心 スプレイ系ディーゼル発電機
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ凡例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

5.3−21↑→←→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2→
残留熱除去系
海水ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1
※2

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除去系
海水 ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

※1 海へ

原子 炉建 屋西側 接続 口←→残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)及び (Ｂ)

↑

↑

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

代替 淡水 貯 槽
原 子 炉冷 却 材 流 出 箇所 の
隔 離 のた め 閉 と す る（ 中央制 御室 操 作）

第 5.3−1 図 原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（原子炉冷却材流出箇所の隔離及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

凡例

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検中
・原子炉水位は通常運転水位：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：操作及び判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）の作業

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

切替後に運転する残留熱除去系の原子炉停止時冷却系への系統構成操作

切替後に運転する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動操作(解析上の時刻)
切替後に運転する残留熱除去系ポンプ起動時に，ミニ(0秒)
マムフローラインからサプレッション・プールへ原子炉冷却材が流出することで原子炉水位低下が開始 ※１（約1時間）

原子炉冷却材流出の確認 ※２（2時間）

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作 ※３（約2.1時間）

原子炉水位回復確認 ※５

停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成操作作業員への退避指示 ※４

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）以外による原子炉注水操作
・高圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・消火系による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

原子炉冷却材流出箇所の隔離操作 ※６

サプレッション・プールへの原子炉冷却材流出停止により，原子炉水位の低下停止

Ⅰ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作 ※７

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を継続する。また，原子炉冷却材流出箇所の更なる隔離に努める。

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
以外による原子炉除熱操作
・緊急用海水系，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作

Ⅱ【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を優先するが，常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷
却系，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，消火系及び補給水系による原子炉注水も実施可能である。
Ⅱ
残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を優先するが，緊急用海水系用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱，及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

※1

※2

※3
※4
※5
※6
※7

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時，原子炉停止時冷却系流量調整弁の開度が不十分な状態で切替後に運転する残留熱除去系ポンプを起動することにより，ミニマムフロー弁が自動開となり，開固着することで原子炉冷却材がサプレッション・プールに流出することを想定する（原子炉冷却材の流出量は45m３ ／h，原子炉水位の低下速度は約1.5m／h）。
原子炉冷却材の流出が発生した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1時間毎の中央制御室の巡視により原子炉水位の低下及びサプレッション・プール水位の上昇を認知するものとしている。
注水前の原子炉水位は燃料有効長頂部から約2.1m上（原子炉水位低（レベル３）−約2.4m）となる。
現場作業員は，当直発電長のページングによる退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1時間程度である。
中央制御室において，原子炉水位（広帯域，燃料域）等により原子炉水位の回復を確認する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を維持した状態での操作であるため，十分な時間余裕がある。
残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

第 5.3-2 図事故シーケンスグループ｢原子炉冷却材の流出｣の対応手順の概要
5.3−22

原子炉冷却材の流出
経過時間（時間）
-1

0

1

2

3

4

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

事象発生

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

操作項目

約1時間

操作の内容

原子炉水位の低下を確認

2時間

待機側の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始

約2.1時間操作開始

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

−

2人
B，C

−

●運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作（現場）

原子炉水位回復，原子炉冷却材流出の原因調査／隔離

45 分
残留熱除去系（Ａ）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転
号機の切替操作

1人
A

−

−

●運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作（中央制
御室）

【1人】
A

−

−

●切替後に運転する残留熱除去系の原子炉停止時冷却系への系統構
成操作及び起動操作

−

【2人】
B，C

−

●停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成（現場）

【1人】
A

−

−

●停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成操作（中央制御
室）

【1人】
A

−

−

●原子炉冷却材流出の確認

9分
20 分

残留熱除去系（Ｂ）
45 分
残留熱除去系（Ａ）

状況判断

作業員への退避指示

待 機 中 の 残 留 熱除 去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

原子炉冷却材
流出箇所の隔離操作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

必要要員合計−−−●当直発電長による作業員への退避指示

【1人】
A

−

−

●原子炉水位，温度監視

【1人】
A

−

−

7分
残留熱除去系（Ｂ）

10 分

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了

適宜監視●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

5分●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の流量調整操作

【1人】
A

−

−

●原子炉冷却材流出の原因調査，隔離操作，残留熱除去系ポンプの停
止操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動準備
操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系海水系の起動操作

−

【2人】
B，C

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

1人
A

2人
B，C

0人

原子炉水位を通常運転水位付近で維持
原因調査後，隔離操作，及び残留熱除去系ポンプの停止を実施

隔離操作及び残留熱除去系ポンプの停止を実施後に，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動を実施

第 5.3−3 図

残留熱除去系（Ａ）

原子炉冷却材の流出時の作業と所要時間

5.3−23

残留熱除去系（Ａ）

事象発生約 2.1 時間後に通常運転水位まで回復，
流出箇所の隔離操作開始
Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

原子炉注水開始(2 時間後 燃料有効長頂部から約 2.1m 上)
Ｌ１

第 5.3−4 図

原子炉冷却材の流出における原子炉水位の変化（燃料有効長頂部からの水位）

5.3−24

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04
燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03線
量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
遮蔽が維持される水位（10mSv／h，燃料有効長頂部から約 1.7m 上）

水位の低下（燃料有効長頂部から約2.1m 上）1.0E-03
通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）
燃料有効長頂部からの水位（m）

第5.3−5図

原子炉水位と線量率

5.3−25

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率評価について

1.

はじめに
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の評価

項 目 と し て ，「 放 射 線 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 を 確 保 す る こ と 」 が あ る 。
運転停止中の崩壊熱除去機能喪失，全交流動力電源喪失及び原子炉
冷却材の流出においては，原子炉圧力容器未開放時を想定しており，必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕は，注水開始までの時間に対して十分な余裕があることを確認している。
（ 添 付 資 料 5.1.7）
運転停止中の原子炉冷却材の流出の事故シーケンスでは，崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失に比べて原子炉圧力容器内の保有水量の減少が大きく，点検などに係る原子炉冷却材の流出は原子炉圧
力容器開放状態にて発生することも考えられるため，ここでは，原子炉圧力容器開放状態を対象に線量率の評価を行う。なお，本評価においては，線量率を厳しく評価するため，上部格子板，シュラウドヘッ
ド及び蒸気乾燥器を放射線源として考慮しているが，これらの構造物による遮蔽には期待しない保守的な評価条件とした。

2.

炉心燃料・炉内構造物の評価モデルと線源強度
放射線源として燃料，上部格子板，シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器をモデル化した。
(1)

炉心燃料
計算条件を以下に示す。
○線源形状：燃料集合体の全てに燃料がある状態○ 燃 料 有 効 長 ： 約 3.7m

添付 5.3.1-1

○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，エネルギ5群とする。
○線源材質：燃料及び水（密度g／ cm ３ ）○ 線 源 条 件：文 献 値 ※ １ に 記 載 の エ ネ ル ギ ー 当 た り の 線 源 強 度 を基 に ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で
算出した。
･･･①

こ の と き の 線 源 条 件 は 以 下 と な る 。な お ，使 用 し て い る 文 献 値
は ， 燃 料 照 射 期 間 10 ６ 時 間 （ 約 114年 ） と ， 東 海 第 二 発 電 所 の 実 績を包絡した条件で評価されており，東海第二発電所に関する本評
価においても適用可能である。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・運 転 停 止 後 の 期 間：運 転 停 止 後 3日 ※ ２（ 実 績 を 考 慮 し て 設 定 ）・燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力：4.31MW／ 体（ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

Blizard E. P. and Abbott L. S., cd., “REACTOR HANDBOOK. 2nd
cd. Vol. Ⅲ Part B, SHIELDING”, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New York, London, 1962※2

運転停止後の期間は発電機解列からの時間を示している。通常
停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのよ
うな瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

○計算モデル：円柱線源
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 1図 に 示 す 。ま た ，計 算 に よ り 求 め た線 源 強 度 を 第 1表 に 示 す 。

添付 5.3.1-2

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 29.4

約 3. 7線 源（ 円 柱 ）

燃料及び水
（密度：
g／ cm ３ ）EL約 25.7
φ 約 4.6
単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 1図

燃料の水深と線量率の計算モデル

第 1表

(2)

燃料の線源強度

エネルギ

線源強度

（ MeV）（ cm − ３・s − １ ）1.0

6.0E+112.0

1.1E+113.0

2.0E+09

4.0

3.0E+07

上部格子板
添付 5.3.1-3

計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 0.4m
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ − 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を使用。

○線源強度：機器表面の実測値（
cm ３ と 算 出 し た 。
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 2図 に 示 す 。

添付 5.3.1-4

Sv／ h） よ り 7.3E+09Bq／

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 29.9

約 0. 4線源（円柱）

上部格子坂（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 29.5
φ 約 5.2
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 2図

(3)

上部格子板の水深と線量率の計算モデル

シュラウドヘッド※１
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.2m
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ − 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ２ ）添付 5.3.1-5

○ 線 源 強 度：機 器 表 面 の 実 測 値（

Sv／ h）よ り 6.7E+05Bq／ cm ３と算出した。
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 3図 に 示 す 。
※1

シュラウドヘッドの線量率の計算モデルでは，気水分離器を線源に含めたモデルとしており，機器表面の実測値についても気水分
離器からの寄与を含んでいる。

※2

52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃ の 値を使用。

EL約 49.4

パラメータ
（Ｔ）

水
（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）EL約 35.7

約 5.2

線源（円柱）

シュラウドヘッド（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 30.6
φ 約 5.6
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 3図シュラウドヘッドの水深と線量率の計算モデル

添付 5.3.1-6

(4)

蒸気乾燥器
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円筒線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.5m
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
Ｃ ｏ − 60を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を使用。

○線源強度：機器表面の実測値（３と算出した。

線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 4図 に 示 す 。

添付 5.3.1-7

Sv／ h）よ り 2.7E+05Bq／ cm

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 39.2

約 5.5

線源（円柱）

蒸気乾燥器（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 33.7
φ 約 6.2
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 4図

3.

蒸気乾燥器の水深と線量率の計算モデル

線量率
線 量 率 は ，「 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」と同様にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコード（ Ver1.04） を 用 い て 計 算 し て い る 。

4.
(1)

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について線量率を求める際の評価点

添付 5.3.1-8

線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，保守的に燃料取 替 機 床 上 と し た 。 な お ， 評 価 で は 第 1図 〜 第 4図 の 線 量 率 計 算 モ デルに示すように原子炉ウェル筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
運転停止中の崩壊熱除去機能喪失，全交流動力電源喪失及び原子炉冷却材の流出では，評価点とした燃料取替機床上がある原子炉建屋最上階での操作は不要であり，仮に事象発生時に作業員が原子炉建屋最上階で施設定期検査による作業を実施している場合であっても，退避警報による事象認知後に速やかに退避するため，水位低下後に長時間作業することはない。
放 射 線 の 遮 蔽 を 維 持 す る た め に 必 要 な 水 位 ※ は 第 5図 よ り ，燃 料 有
効 長 頂 部 か ら 約 6.4m 上 と な り ， 原 子 炉 ウ ェ ル 満 水 時 の 水 位 か ら 約
10.4m低 下 し た 水 位 で あ る 。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，
原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 で の 操 作 時 間 か ら 10mSv／ hと 設 定 し た 。 原 子 炉
建 屋 原 子 炉 棟 6階 で の 操 作 は ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 同 時 被 災 時 に お け る
重 大 事 故 等 対 応 要 員 に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イ の 準 備 操 作（ 可 搬型 ス プ レ イ ノ ズ ル の 設 置 及 び ホ ー ス 敷 設 等 ）を 想 定 し て お り ，原 子 炉 建
屋 原 子 炉 棟 6階 を 含 め ，原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2時 間 以 内 で ある 。そ の た め ，重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSvで あ り ，
緊 急 作 業 時 に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSvに 対 し て 余 裕 が あ る 。
ま た ， 作 業 員 等 が 事 象 発 生 時 に 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 に 滞 在 し て い た
場 合 で も ，事 象 発 生 後 速 や か に 管 理 区 域 外 へ 退 避 す る た め ，原 子 炉 建 屋
原 子 炉 棟 6階 で の 被 ば く 量 は 限 定 的 で あ る 。

添付 5.3.1-9

な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ hは ，東 海 第 二 発 電 所 の 施
設 定 期 検 査 作 業 時 で の 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 に お け る 線 量 率 の 実 績 値（ 約 3.5mSv／ h） よ り も 高 い 線 量 率 で あ る 。

添付 5.3.1-10

1.0E+06
燃料が放射線源として支配的な水位

1.0E+05

1.0E+04線

1.0E+03

上部格子板が放射線源として支配的な水位量率
1.0E+02
シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器が放射線源として支配的な水位（ mS v／ h）

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

遮蔽が維持される 水 位 （ 10mSv／
h， 燃 料 有 効 長 頂部 か ら 約 6.4m上 ）1.0E-03

燃 料 有 効 長 頂 部 か ら の 水 位 （ m）

第 5図

原子炉水位と線量率

添付 5.3.1-11

原子炉ウェル
満 水 時 の 水 位（ 燃
料有効長頂部から 約 1 6.7 m上 ）

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

1.

本評価におけるプラント状態の決定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価，原子炉冷却材の流出の重要事故シーケンスの評価では，次章に示すとおり，施設定期検査中に実施する作業等を確認し，原子炉冷却材の流出が生じうる作業を抽出した後，各々の作業を比較して重要事故シーケンスとする作業を選定した。
施設定期検査中に各作業が実施される時期はおおむね決まっているため，評価対象とするＰＯＳを，選びうるＰＯＳの比較により選定した。

2.

原子炉冷却材の流出評価の対象とした作業等
重要事故シーケンスの選定に当たり，施設定期検査中に原子炉冷却材流出が想定され得るとして抽出した作業等は次の 4 つである。この 4 つの作業等から，本評価ではＲＨＲ切替を選定した。選定の理由は，燃料損傷までの時間余裕が短いこと ※ ，及び停止時ＰＲＡの結果から炉心損傷頻度が最も高く，代表性が高いことによるものである。
・ＲＨＲ切替・ＣＵＷブロー
・ＣＲＤ点検・ＬＰＲＭ点検※

ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の冷却材流出事象と比べて燃料損傷までの時間余裕が短い

添付 5.3.2-1

＜ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ発生時の流出量の算出＞（1）評価条件a.

ミニマムフローラインオリフィス仕様
・オリフィス設計流量56.8m ３ ／h・オリフィス設計差圧

198.1m

b.

原子炉圧力

大気圧状態

c.

ＲＨＲポンプと原子炉水との水頭差（ＲＨＲポンプレベル：E.L−約
3.4m）
・通常水位

38.0m（EL.約 34.6m〜−EL.約 3.4m）

・原子炉ウェル満水 49.5m（EL.約 46.1m〜−EL.約 3.4m）
d.

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転中にミニマムフロー弁が全開となった場合のオリフィス差圧＝ポンプ出口圧力＝ポンプ揚程（85.3m）＋水頭差・通常水位

123.3m（EL.約 34.6m〜−EL.約 3.4m）

・原子炉ウェル満水 134.8m（EL.約 46.1m〜−EL.約 3.4m）（2）評価式
オリフィス差圧は流量比の二乗に比例するとして評価。
ΔＰ＝198.1×（Ｑ／56.8） ２
Ｑ＝56.8×√（ΔＰ／198.1）
ΔＰ：オリフィス差圧
Ｑ：オリフィス差圧がΔＰの際の流量（m３ ／h）（3）評価結果
・通常水位：45m３ ／h・ウェル満水 ：47m３ ／h

添付 5.3.2-2

3.

ＰＯＳを選定する上で考慮した点
残留熱除去系は通常，2 系統あるうち 1 系統を用いて崩壊熱除去を実施しており，ＰＯＳ−ＡからＰＯＳ−Ｄの期間において，作業や点検等に伴い運転号機の切替を実施する場合がある。これらのＰＯＳより，以下の点を考慮してＰＯＳの選定を行った。

(1)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発
崩壊熱による原子炉冷却材の減少を厳しく評価する観点では，原子炉停止後の時間が短いＰＯＳの方が適切である。ただし，本重要事故シーケン
スでは崩壊熱除去機能が喪失しないため，崩壊熱による原子炉水温の上昇
及び蒸発は発生しないことから，崩壊熱の違いによる時間余裕への影響は
ない。

(2)

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の観点では，原子炉ウェル満水の状態が最も余裕があり，原子炉圧力容器が通常運転水位に近いほど厳しい条件となる。原子炉ウェル満水時における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約
18.4 時間であるのに対して通常運転水位における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約 2.3 時間である。

(3)

事象発生時の認知性
事象発生時の認知性の観点では，時間余裕が短い，すなわち保有水量が少ないＰＯＳの方が適切である。なお，原子炉圧力容器の上蓋が閉止されている場合，原子炉水位の低下による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，有効性評価ではこれらに期待しないことで認知性をより厳しく扱った。
添付 5.3.2-3

(4)原子炉水位低下時の作業環境
原子炉水位低下時の作業環境への影響の観点では，原子炉圧力容器の上蓋が閉止されている場合，原子炉水位が燃料有効長頂部から約 1.7m 上に低下するまでは原子炉圧力容器の上蓋等により遮蔽される。一方，原子炉圧力容器の上蓋が開放されている場合は，原子炉水位が燃料有効長頂部から約 6.4m 上に低下するまでは原子炉ウェルの水により遮蔽される。
いずれの場合においても，遮蔽が維持される下限水位到達までに注水することが可能であり遮蔽が維持されることから，作業環境に与える影響はない。

4.

ＰＯＳの選定結果と考察
重要事故シーケンスとして選定したＲＨＲ切替時のＬＯＣＡのプラント状
態は，ＲＨＲ切替を実施する場合があるＰＯＳ−ＡからＰＯＳ−Ｄのうち，時間余裕の観点で厳しい原子炉水位が通常運転水位であるＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄを選定した。また，他のＰＯＳの評価が，ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，ＤのＲＨＲ切替時のＬＯＣＡの評価に包絡されることを第 2 表で確認した。

添付 5.3.2-4

第1表

冷却材流出流量

燃料損傷までのの保有水量（m ３ ） ※（m３ ／h）

余裕時間（h）

原子炉ウェル満水

1,056

47

22.7

Ａ，Ｃ，Ｄ

通常水位

157

45

3.5

Ｃ，Ｄ

通常水位

157

45

3.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,056

204

5.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,056

93

12.1

ＰＯＳ

原子炉水位

ＲＨＲ切替時

Ｂ

のＬＯＣＡ

のＬＯＣＡ
ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ
ＬＰＲＭ点検時

添付 5.3.2-5

燃料損傷に至るまで

事故シーケンス

ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ※

燃料損傷までの余裕時間

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

第2表
プラント状態（ＰＯＳ）

S

原子炉冷温停止への移行状態

A

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態

包絡事象

各プラント状態における評価項目に対する影響（原子炉冷却材の流出）
重大事故等対処設備等

添付 5.3.2-6

原子炉圧力容器蓋の開閉状態

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ
ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の ・高圧炉心スプレイ系
要因となる作業や操作を実施しないため， ・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
対象外
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事
象の要因となる作業や操作を実施しな
いため，対象外未開放

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価にて評価項目を満足することを確認している

未開放

有効性評価において評価項目を満足することを確認している（原子炉圧力容器は未開放状態であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，シュラウドヘッドの遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される）（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する検査は「反応度の誤投入」に包絡される

開放

放射線の遮蔽を維持するために必要な水位は原子炉未開放時に比べて高くなるが，有効性評価で評価対象とする通常運転水位のＰＯＳ（ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄ）の想定に比べ原子炉水位が高く，遮蔽が維持される水位を下回るまでの時間が長いため，「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（原子炉冷却材の流出）」に包絡されるプラントＰＯＳ−Ａに同じ
有効性評価において評価項目を満足することを確認している
燃料の取出・装荷に関する作業は「反応度の誤投入」に包絡される有効性評価において評価項目を満足することを確認している（原子炉圧力容器は未開放状態であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，シュラウドヘッドの遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される）（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する検査は「反応度の誤投入」に包絡される−

B1

・残留熱除去系−Ａ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B2

・残留熱除去系−Ｂ
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B3

・残留熱除去系−Ｂ
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

冷却材流出事象の要因となる作業として「ＲＨＲ切替」，「ＣＲＤ点検」及び「Ｌ ・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
ＰＲＭ点検」が考えられるが，有効性評価 ・高圧炉心スプレイ系
原子炉ウェル満水状態（原子炉ウェル水 でのＰＯＳ−Ａの想定に比べ，原子炉圧力 ・低圧炉心スプレイ系
容器が開放状態の場合原子炉水位が高く， ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
B4 抜き開始まで）
燃料損傷に至るまでの時間が長いため，・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）「添付資料5.3.4 評価条件の不確かさに ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
ついて」に包絡される・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B5・残留熱除去系−Ａ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B6・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

C1

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価で評価対象とする通常運転
水位のＰＯＳ（ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄ）の想定に比べて，原子炉圧力容器が開放状態の場合原子炉水位が高く，燃料燃料長頂部が露出するまでの時間余裕が長いため，「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（原子炉冷却材の流出）」に包絡される

ＰＣＶ／ＲＰＶの閉鎖への移行状態

C2

D

未開放

−

起動準備状態

運転停止中の評価項目
放射線の遮蔽が維持できる
水位の確保

燃料有効長頂部の冠水・残留熱除去系−Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価にて評価項目を満足することを確認している

未開放

未臨界の確保安定停止状態について（運転停止中

添 付 資 料 5.3.3
原子炉冷却材の流出）

運転停止中の原子炉冷却材の流出の安定停止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及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却及び原子炉冷却材の流出の停止により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，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 ，安 定 停 止 状 態 が 確 立 さ れ た も の と す る 。
【安定停止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
事象発生直後から原子炉冷却材の流出により原子炉水位が低下するが，事象発生から 2 時間後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことで原子炉水位が回復する。その後，原
子炉冷却材の流出を停止させ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替えて原子炉除熱を実施することで，冷温停止状態を維持することができ，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，原子炉除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1 参 照 ）添付 5.3.3-1

評価条件の不確かさの影響評価について（原子炉冷却材の流出）
第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

初
期
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）
の不確かさ
評価条件
最確条件

添付 5.3.4-1

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響
原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉ウェル満
水又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプ
ールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため遮蔽水位到達までの時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，原子炉ウェル満水時においてプールゲー
トが開状態の場合は更に時間余裕が長くなる
が，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件と評価条件が同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉の初期水位
及び原子炉圧力容器の状態

通常運転水位及び原子炉圧力容
器未開放

事故事象毎

評価項目となるパラメータに対して時間余裕が厳しくなる，通常水位を想定

原子炉初期圧力大気圧

大気圧

原子炉停止から 1 日後の状態を想定原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (1／ 2)

評価項目となるパラメータに与える影響
原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子炉ウェル満水又は原子炉ウェル満
水への移行期間，かつプールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，遮蔽水位到達までの時間余裕は
約 18.4 時間と，評価条件に比べて長くなる。
また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなる
が，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
評価条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.3.4

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (2／ 2)

事故条件

添付 5.3.4-2

項目

評価条件（初期，事故及び機器条件）の
不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の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

燃料の容量

約 800kL

約 800kL 以上

軽油貯蔵タンクの管理下
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。

−

起因事象

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

燃料損傷までの時間余裕が厳しい事象を仮定

約 45m３／h

残留熱除去系のミニマム
フローラインの設計，及び原子炉の保有水と残留熱除去系ポンプの水頭圧差から設定最確条件と評価条件が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。

最確条件と評価条件が同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

事故事象毎

外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の吸込みラインの弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，原子炉冷却材流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員
等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の取水
ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は原子炉
水位低下の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）の取水ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止
するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は原子炉水位低下の認知を起点とする操作であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。

残留熱除去系（低圧注水系） 1,605m３／hの注水流量

1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

残留熱除去
系（原子炉
停止時冷却
系 ） による原
子炉除熱量

熱交換器 1 基当たり約 43MW 以上（原子炉冷却材温
度 100℃，海水温度
32℃以下において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含す
る高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度がおおむね低めとなり除熱性能が向上するが，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱後に行う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。

−

冷却材流出流量

外部電源45m３／h

外部電源あり

重大事故等対策に関連する機器条件

熱交換器 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温
度 100℃，海水温度
32℃において）第 2 表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（運転停止中項目

添付 5.3.4-3

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注
水系）の注水操作

評価条件(操作条件)の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の開始条件
考え方

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
評価では，原子炉水位の低下及びサプレッ
ション・プールの水位の上昇を，1 時間毎の中央制御室の巡視により確認すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
中央制御室内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】
残留熱除去系（低圧注水系）のポンプ起動
操作及び注入弁の開操作は，中央制御室内の操作盤でのスイッチによる操作であるため，容易な操作である。操作時間は 5 分を想定しており，原子炉水位の低下に対して操作に要する時間は短い。
【他の並列操作の有無】
他の並列操作はないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室内の制御盤のスイッチによる簡単な操作であり，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。

原子炉水位低下時に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時
間後の原子炉注水開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）の運転号機の切替時のプラント
状態確認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉注水操作を実施するため，その開始時間は早くなると考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施
し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 1 ／ 2 ）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

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制
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。

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は約 2.3 時間，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は約 3.5 時間であり，これに対して，原子炉冷却材の流出を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は2 時間であることから，時間余裕がある。

所要時間を 5 分で想定しているとこ
ろ，訓練実績では
約 4 分である。
想定で意図している運転操作時間が実施可能なことを確認した。

第 2 表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（運転停止中項目

添付 5.3.4-4

原子炉冷却材流
出箇所の隔離操作

評価条件(操作条件) の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の
開始条件
考え方

−

運転操作手順等を踏まえて設定

操作条件

残 留 熱 除 去系（原子炉停止時冷却系）に よ る 原 子
炉除熱操作−

運転操作手順等を踏まえて設定

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 2 ／ 2 ）操作の不確かさ要因

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【認知】評価では，中央制御室の巡視により，原子炉水位低下を認知すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
運転員による操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】
運転員による操作のみであり，移動が操作
開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作となるため，十分な時間余裕がある。
【他の並列操作の有無】
原子炉水位の維持のための操作と並列した操作となるが，中央制御室での簡単な操作であるため，
操作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単な操作であり，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。

運転員の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確
認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，原子炉注水操
作開始時間が想定よ
り早くなり，それに伴い実際の原子炉冷却材流出の停止操作の開始時間が早くなる
場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できる
ことから影響はない。

原子炉冷却材流出の停止操作の開始が早くなる可能性がある
が，残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕があるため，評価項目となるパラメータに対す
る影響はない。

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
により原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時
間余裕がある。

訓練では，原子炉
冷却材流出停止の操作時間（原因調査を除く）は約 11分であることを確認した。

−

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
により原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時
間余裕がある。

訓練では，残 留熱除去系（原
子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱操作 は 約 44 分で実施可能であることを確認した。

−−

5.4

反応度の誤投入

5.4.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(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「反応度の誤投入」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，「反

応度の誤投入」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」では，運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入されることを想定する。このため，緩和措置がとられない場合には原子炉は臨界に達し，急激な反応度投入に伴う出力上昇により燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，臨界又は臨界近傍の炉心において反応度の誤投入により，原子炉出力が上昇することによって，燃料損傷に至る事
故シーケンスグループである。このため，運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価には，原子炉停止機能に対する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では，異常な反応度の投入に対してスクラムによる負の反応度の投入により，未臨界を確保し，燃料損傷の防止を図る。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対しては，燃料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，原子炉停止機能により原子炉をスクラムし，未臨界とする。対応手順の概要を第 5.4−1
5.4−1図に示すとともに，重大事故等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 5.4−1 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は，重大事故等対策は全て自動で作動するため，中央制御室の当直運転員による確認のみであり，対応操作の要員は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認については，中央制御室の当
直運転員 1 名で実施可能である。
ａ．誤操作による反応度誤投入
運転停止中に，制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入される。
原子炉の臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装である。
ｂ．反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認
制御棒の誤引き抜きによる反応度の投入により，原子炉出力ペリオド
短短（10 秒）信号が発生することで原子炉はスクラムし，制御棒が全挿入となり，原子炉は未臨界状態となる。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，起動領域計装
である。

5.4.2

燃料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，「停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った
5.4−2

操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」である。
なお，事故の発生を想定した検査は，原子炉圧力容器蓋が未開放状態であり，原子炉水位が通常運転水位のプラント状態で実施される。
運転停止中の原子炉においては，不用意な臨界の発生を防止するため，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれても炉心を未臨界に維持できること）を確保できるように燃料を配置するとともに，
通常は原子炉モード・スイッチを「燃料交換」位置として，1 本を超える
制御棒の引き抜きを防止するインターロックを維持した状態で必要な制御棒の操作が実施される。
しかしながら，運転停止中の原子炉においても，検査等の実施に伴い，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する場合がある。このような場合，制御棒の引き抜きは原則として 1
ノッチずつ操作を行い，起動領域計装により中性子束の監視を行いながら実施している。
本重要事故シーケンスでは，誤操作によって制御棒が過剰に引き抜かれることにより臨界に至る反応度が投入されるため，炉心における核分裂出
力，出力分布変化，反応度フィードバック効果，制御棒反応度効果，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達及び沸騰遷移が重要現象となる。
よって，この現象を適切に評価することが可能である反応度投入事象解
析コードＡＰＥＸ及び単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）
により炉心平均中性子束及び燃料エンタルピの過渡応答を求める。
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評価項目となるパラメータに与える影響を評
価する。
5.4−3

さらに，解析コード及び解析条件の不確かさのうち，評価項目となるパラメータに与える影響があるものについては，「5.4.3(3)

感度解析」において，それらの不確かさの重畳を考慮した影響評価を実施する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第5.4−2 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．初期条件(a)

炉心状態
燃料交換後における余剰反応度の大きな炉心での事象発生を想定して，評価する炉心状態は，９×９燃料（Ａ型）平衡炉心のサイクル初
期とする。

(b)

実効増倍率
事象発生前の炉心の実効増倍率は 1.0 とする。

(c)

原子炉初期出力，原子炉初期圧力，燃料被覆管表面温度及び原子炉
冷却材温度
事象発生前の原子炉初期出力は定格値の 10 − ８ ，原子炉初期圧力は0.0MPa[gage]，燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度は 20℃とする。また，燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgＵＯ ２ とする。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
運転停止中の原子炉において，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。
5.4−4

(b)

誤引き抜きされる制御棒
誤引き抜きされる制御棒は，運転停止中に実施する複数の制御棒を引き抜く検査において引き抜きの対象となる制御棒であり，投入される反応度を厳しく評価する観点で，最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有する制御棒とする。誤引き抜きされる制御棒 1 本の反応度価値は約 1.71％Δk である。引抜制御棒反応度曲線を第 5.4−2 図に示す。
なお，通常，制御棒 1 本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近傍におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値を1.0％Δk 以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きに
より反応度価値約 1.71％Δk が加わる上記の評価に包含されるものと
考える。

(c)

外部電源
制御棒の引き抜き操作には外部電源が必要である。外部電源がない状態では反応度誤投入事象が想定できないことも踏まえ，外部電源は使用できるものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

制御棒の引抜速度
制御棒は，引抜速度の上限値 9.1cm／s にて連続で引き抜かれるものとする ※ 。引抜制御棒反応度曲線を第 5.4−2 図に示す。
※

あらかじめ停止余裕が確認されている場合，一本目の制御棒の全挿入状態
からの全引き抜き操作，及び反応度価値の小さい制御棒位置（30Pos.）以

5.4−5

降の制御棒引き抜き操作については，連続引き抜きが実施可能な手順としている。そのため，ここでは人的過誤等によって連続引き抜きされることを想定する。

(b)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）
信号によるものとする。スクラム反応度曲線を第 5.4−3 図に示す。なお，スクラム信号の発生時の起動領域計装は，Ａ，Ｂチャンネルとも
引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員操作に関する条件はない。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの対応手順の概要を第 5.4−1 図に，炉心平均中性子束の推移を第 5.4−4 図に示す。
ａ．事象進展制御棒の引き抜き開始から約 10 秒後に起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）信号が発生し，原子炉はスクラムする。このとき，投入される反応度は約 1.13 ドル ※（投入反応度最大値：0.68％Δk※ ）であるが，原子炉出力は定格出力の約 15％まで上昇するにとどまる。また，
燃料エンタルピは最大で約 85kJ／kgＵＯ ２ であり，「発電用軽水型原子炉
施設の反応度投入事象評価指針」に示された燃料の許容設計限界の最低値である 272kJ／kgＵＯ ２ （65cal／gＵＯ ２ ）を超えることはない。燃料
エンタルピ増分の最大値は約 77kJ／kgＵＯ ２ であり，「発電用軽水型原子5.4−6炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて」に示された燃料ペレット燃焼度 65,000MWd／t 以上の燃料に対するペレット−被覆管機械的相互作用を原因とする破損を生じるしきい値の目安である，ピーク出力部燃料エンタルピの増分で 167kJ／kgＵＯ ２ （40cal／gＵＯ ２ ）を用いた場合においても，これを超えることはなく燃料の健全性は維持される。
※

ドップラ反応度フィードバックを考慮しない投入反応度の最大値

ｂ．評価項目等
制御棒の引き抜きによる反応度の投入に伴い一時的に臨界に至るものの，原子炉スクラムにより未臨界は確保される。なお，原子炉水位に有意な変動はないため，燃料有効長頂部は冠水を維持しており，放射線の遮蔽は維持される。
以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 5.4.1）

5.4.3

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，運転員等操作に与える影響，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ものとする。
本重要事故シーケンスでは，自動作動する原子炉緊急停止系により，自動的に原子炉をスクラムさせることで，プラントを安定状態に導くことが特徴である。このため，運転員等操作はなく，操作時間が与える影響等はない。
5.4−7

(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ける不確かさの影響評価を行う重要現象は，「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，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作時間に与える影響はない。

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
ドップラ反応度フィードバックの不確かさは，実験結果と解析コードの評価結果との比較から 7〜9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，実効遅発中性子割合の不確かさは，臨界試験の結果と解析コードの評価結果との比較から約 4％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)感度解析」にて実施する。

制御棒反応度の不確かさは，実験結果と解析コードの評価結果との比
較から約 9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，実効遅発中性子割合の不確かさは臨界試験の結果と解析コードの評価結果との比較により約 4％と評価されていることから，
これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)

感度解析」にて実施する。
（添付資料 5.4.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
5.4−8

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 5.4−2 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。解析条件の設定に当たっては，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
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すと

おり，運転員等操作には期待しないため，運転員操作時間に与える影
響はない。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
炉心状態においては装荷炉心毎に制御棒反応度価値やスクラム反応度等の特性が変化するため，投入反応度が大きくなるおそれがある。
そのため，評価項目に対する余裕は小さくなることが考えられるが，「(5)解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」にて，投入される反応度について確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
実効増倍率について，実際の炉心設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，炉心の実効増倍率の計算値は，常に 0.99 未満となるよう設計する。実効増倍率が 0.99 の場合は，臨界到達までにかかる時間が追加で必要となり，また投入される反応度も 0.96 ドル（燃料エンタルピ最大値：約10kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 1kJ／kgＵＯ ２ ）と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対す
5.4−9

る余裕が大きくなる。
原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。原子炉
初期出力の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」
において，原子炉初期出力の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期燃料温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。初期燃料
温度の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」において，初期燃料温度の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
制御棒引抜阻止は，本評価において期待していないが，これに期待した場合，運転員が事象を認知して速やかに制御棒を挿入し，事象が収束するため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

ｂ．操作条件
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作に関する条件はない。
（添付資料 5.4.2）

(3)

感度解析
解析コードの不確かさによりドップラ反応度フィードバック効果，制御
5.4−10棒反応度効果及び実効遅発中性子割合は評価項目となるパラメータに影響を与えることから，本重要事故シーケンスにおいて感度解析を実施する。
ドップラ反応度フィードバック効果を＋10％とした場合の燃料エンタル
ピ最大値は約 80kJ／kgＵＯ ２（増分の最大値：約 72kJ／kgＵＯ ２ ），−10％とした場合の燃料エンタルピ最大値は約 92kJ／kgＵＯ ２ （増分の最大値：
約 83kJ／kgＵＯ ２ ），スクラム反応度を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.13 ドル，−10％とした場合に投入される反応度は 1.13 ドル（燃料
エンタルピ最大値：約 89kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 81kJ／kgＵＯ ２ ），
引抜制御棒反応度を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.15 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 102kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 94kJ／kgＵ
Ｏ ２ ），−10％とした場合に投入される反応度は 1.12 ドル，実効遅発中性子割合を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.11 ドル，−10％とした
場合に投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 90kJ／
kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 82kJ／kgＵＯ ２ ）となる。以上より，これらの不確かさを考慮しても燃料エンタルピ増加に伴う燃料の破損は生じないことから，評価項目を満足する。
（添付資料 5.4.2）(4)

操作時間余裕の把握
本重要事故シーケンスは，「 5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，

運転員等操作には期待しないため，操作時間余裕に関する影響はない。

(5)

解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価
解析条件の不確かさにより投入される反応度が大きくなることも考えられ，評価項目となるパラメータに影響を与えることから，炉心状態の変動による評価項目となるパラメータに与える影響について確認した。サイク5.4−11

ル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡炉心の反応度印加率を包含する引抜制御棒反応度曲線を用いた評価においても，投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 80kJ／kgＵＯ ２ ，燃料エンタ
ルピの増分の最大値：約 72kJ／kgＵＯ ２ ）に留まることから，不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。定格出力の 10−
８の 10 倍及び 1／10 倍とした場合の感度解析を行い，有効性評価での結果（1.13 ドル）と大きく差異がない，1.09 ドル（10 倍）及び 1.17 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 124kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 115kJ／kgＵ
Ｏ ２ ）（1／10 倍）であることから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。
初期燃料温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさ ※ が与える影響を評価した。初期燃料温度を
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度（52℃）を考慮して 60℃とした場合の感度解析を実施し，1.13 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 96kJ
／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 80kJ／kgＵＯ ２ ）であった。有効性評価での結果（1.13 ドル，燃料エンタルピ最大値：約 85kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大
値：約 77kJ／kgＵＯ ２ ）と大きな差異がないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※

本評価で評価対象とした９×９燃料では，初期の燃料被覆管表面温度及び冷却材
温度を高く設定した場合に，Ｇｄの燃焼やＰｕの蓄積により，結果が厳しくなる場合がある。

（添付資料 5.4.2，5.4.4，5.4.5）

5.4−12

(6)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。その結果，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。

5.4.4

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「反応度の誤投入」の重大事故等対策は自動で作動するため，対応の要員の確保は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認における必要な中央制御室の当直運転員は 1 名であり，災害対策要員（初動）の当直要員 5 名で対処可
能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，必要な水源，燃料及び電源の評価結果は以下のとおりである。
ａ．水源

本重要事故シーケンスの評価では，原子炉注水は想定していない。

ｂ．燃料

本重要事故シーケンスの評価では，燃料の使用は想定していない。

ｃ．電源
5.4−13

本重要事故シーケンスの評価では，外部電源喪失は想定していない。

5.4.5

結

論

事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」では，誤操作により制御棒の過剰な引き抜きが行われ，臨界に至る反応度が投入されることで，原子炉が臨界に達し燃料損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対する燃料損傷防止対策としては，原子炉停止機能を整備している。
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の重要事故シーケンス「停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉停止機能により，燃料が損傷することはな
く，未臨界を維持することが可能である。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
解析条件の不確かさについて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
本事故シーケンスグループにおける重大事故等対策は自動で作動するため，対応の要員の確保は不要である。また，スクラム動作後の原子炉の状態確認については，中央制御室の運転員 1 名で実施可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，原子炉停止機能の燃料損傷防止対策は，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「反応度の誤投入」
5.4−14に対して有効である。

5.4−15

第 5.4−1 表
操作及び確認
誤操作による反応度誤投入

反応度の誤投入における重大事故等対策について
手

重大事故等対処設備順

常設設備

運転停止中に，制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反

可搬型設備

計装設備

−

−

起動領域計装＊−−

起動領域計装＊

応度が投入される。
反応度誤投入後の原子炉スクラ

制御棒の誤操作による反応度の投入により，原子炉出力ペムの確認

リオド短短（10 秒）信号で原子炉はスクラムする。制御棒が全挿入し，原子炉は未臨界状態となる。
＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

5.4−16

第5.4−2表
項

目

解析コード

主要解析条件（反応度の誤投入）（1／2）

主要評価条件ＡＰＥＸ／
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）

条件設定の考え方−
９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）の特性はほぼ同等であることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
燃料交換後の余剰反応度の大きな炉心を想定

初期条件

5.4−17

炉心状態

９×９燃料（Ａ型）
平衡炉心のサイクル初期

実効増倍率

1.0

原子炉初期出力

定格出力の10−８

原子炉が低温状態であることを想定して設定

原子炉初期圧力

0.0MPa[gage]

停止余裕検査時の原子炉圧力を想定

燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度

20℃

初期燃料エンタルピ

8kJ／kgＵＯ２

原子炉は臨界状態にあるものとして設定

冷却材温度が低い場合，水密度が大きくなり投入反応度が増加する傾向にあるため，冷却材温度の運用の下限値を設定
冷却材温度20℃における燃料エンタルピを想定

制御棒の誤引き抜き

誤引き抜きされる制御棒

最大反応度価値を有する
制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有する制御棒

外部電源

外部電源あり制御棒引き抜き操作には外部電源が必要となるため，外部電源があるものとして想定

事故条件

起因事象

運転停止中の原子炉において，最大反応度価値の制御棒1本が全引き抜きされている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。
なお，通常，制御棒1本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止
余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近傍におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値を1.0％Δk以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きにより反応度価
値約1.71％Δkが加わる上記の評価に包含されるものと考える。
運転停止中に実施する複数の制御棒を引き抜く検査において引き抜きの対象となる制御棒であり，投入される反応度を厳しく評価する観点で，左記の制御棒を設定（誤引
き抜きされる制御棒1本の反応度価値は約1.71％Δk）（添付資料5.4.3）。引抜制御棒
反応度曲線は，第5.4−2図のとおり。

第 5.4−2 表

機器条件

重大事故等対策に関連する

項目

主要評価条件

制御棒の引抜速度

9.1cm／s

起動領域計装のバイパス状態

制御棒引抜阻止信号

5.4−18

スクラム信号※

主要解析条件（反応度の誤投入）（2／2）

Ａ，Ｂチャンネルそれぞれ 1 個

期待しない（原子炉出力ペリ
オド短信号（20秒））
原子炉出力ペリオド短短信号（10 秒）

条件設定の考え方
引抜速度の上限値を設定
Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム信号が遅れることにより，厳しい評価となる。
制御棒の引き抜きが制限されないことにより，制御棒の誤操作の量が増加し，厳しい評価となる

起動領域計装のスクラム機能を設定※

複数の制御棒引き抜きを伴う検査を実施する際に，発電長が最初の制御棒引き抜き開始前に原子炉保護系計装及び起動領域計装の機能が維持されていること（指示値の異常有無確認，点検記録及び校正記録等の確認等），制御棒のスクラムアキュムレータの圧力等を確認することで，必要な原子炉緊急停止系が正常に動作することを確認する運用としている。
そのため，本事象においてスクラム信号の機能に期待できる。

プラント前提条件
・複数本の制御棒引き抜き操作（停止余裕検査及び冷温臨界検査を考慮した想定）
・原子炉モード・スイッチ「起動」位置
・原子炉圧力容器未開放
引抜制御棒
ＣＲ−１：最大反応度価値制御棒
ＣＲ−２：ＣＲ−１の対角隣接の制御棒

凡例：操作・確認（運転員）：操作・確認（災害対策要員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない

複数本の制御棒引き抜き操作を開始

ＣＲ−１の「全引き抜き」操作

ＣＲ−２の「引き抜き」操作開始（正規の操作手順）(解析上の時刻)(0秒)

誤操作による反応度誤投入（ＣＲ−２の「連続引き抜き※」操作）

ＣＲ−２を1ノッチずつ引き抜き操作※ 人的過誤としてＣＲ−２の連続引き抜きを想定する。

（解析上考慮せず）（約10秒）

原子炉出力ペリオド短短（10秒）

原子炉出力ペリオド短（20秒）

原子炉自動スクラム

制御棒引抜阻止反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認

制御棒挿入操作

制御棒全挿入により未臨界達成

第 5.4−1 図事故シーケンスグループ｢反応度の誤投入｣の対応手順の概要

5.4−19

第 5.4−2 図

引抜制御棒反応度曲線

第 5.4−3 図

スクラム反応度曲線
5.4−20燃料エンタルピ
最大値：約 85kJ／kgＵＯ ２
増分の最大値：約 77kJ／kgＵＯ ２

炉心平均中性子束
最大値：約 15％
（kJ／kgＵＯ ２ ）

出力降下及び除熱に伴う燃料エンタルピの減少

制御棒引き抜きによる出力上昇及びそれに伴う燃料エンタルピの増加

制御棒引き抜き開始約 9.7秒後，原子炉スクラム及びドップラ効果により出力降
下時

第 5.4−4 図

間（s）

反応度の誤投入における事象変化

5.4−21

添付資料 5.4.1
安定停止状態について（運転停止中

反応度の誤投入）

運転停止中の反応度の誤投入の安定停止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及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，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，安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止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
運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投 入 さ れ る が ， 原 子 炉 出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ） 信 号 に よ り 原 子
炉 は ス ク ラ ム し て 制 御 棒 全 挿 入 と な り ，未 臨 界 状 態 と な る こ と で ，原子炉安定停止状態が確立される。
また，重大事故等対策は自動で作動するため，対応に必要な要員の確保は不要である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
ま た ，残 留 熱 除 去 系 機 能 を 維 持 し ，除 熱 を 継 続 す る こ と に よ り ，
安定停止状態後の状態維持が可能となる。

添付 5.4.1-1

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（運転停止中
第 1表
分類

炉心
（核）

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

反応度の誤投入）

評価項目パラメータに与える影響

添付 5.4.2-1

核 分 裂 出 ・一点近似動特性モデル（炉出力）考慮しない
力・出力分布は二次元拡散モデル
・核 定 数 は 三 次 元 体 系 の 炉 心 を 空 間 効 果 を考慮し二次元体系に縮約

ドップラ反応度フィードバック及び制御棒反応度効
果の不確かさに含まれる。

出 力 分 布 ・ 二 次 元 （ RZ） 拡 散 モ デ ル
考慮しない
変化・エ ン タ ル ピ ス テ ッ プ の 進 行 に 伴 う 相 対 出
力分布変化を考慮

解析では制御棒引抜に伴う反応度印加曲線を厳しく
設 定 し ，さ ら に 局 所 出 力 ピ ー キ ン グ 係 数 は 対 象 領 域 に
あ る 燃 料 の 燃 焼 寿 命 を 考 慮 し た 最 大 値 （ 燃 焼 度 0GWd
／t での値）を用いるといった保守的なモデルを適用
し て い る こ と か ら ，出 力 分 布 変 化 の 不 確 か さ は 考 慮 しない。

反 応 度 フ ・ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 は 出 ・ ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィィードバ
力分布依存で考慮
ー ド バ ッ ク 効 果：7〜
ッ ク 効 果 ・ 熱 的 現 象 は 断 熱 ，ボ イ ド 反 応 度 フ ィ ー ド
9％
バック効果は考慮しない※・ 実 効 遅 発 中 性 子 割 停止時の制御棒の誤引き抜
合 ： 4％き は ，起 動 領 域 計 装 の 原 子 炉
出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に よ り ，自 動 的 に
原子炉スクラムされること
制 御 棒 反 ・三次元拡散モデル
・ 制 御 棒 反 応 度 ： 9％で 未 臨 界 と な り ，事 象 は 収 束
応度効果 ・動特性計算では外部入力
・ 実 効 遅 発 中 性 子 割 す る こ と か ら ，運 転 員 等 の 操
合 ： 4％
作を必要としない。
し た が っ て ，解 析 コ ー ド の 不
確かさが運転員等操作時間に与える影響を考慮する必要はない。
燃 料 棒 内 ・熱伝導モデル
考慮しない

実 験 結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 か ら ，ド ッ
プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク の 不 確 か さ は 7〜 9％ と 評
価 さ れ て い る こ と か ら ，こ れ を 踏 ま え て 解 析 を 行 う 必
要がある。
ま た ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ，臨 界 試 験 の結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 に よ り ， 約 4％と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ，こ れ を 踏 ま え て 解 析 を 行う必要がある。

温度変化

・燃 料 ペ レ ッ ト − 被 覆 管 ギ ャ ッ プ 熱 伝 達 モ
デル

沸騰遷移

低 温 時 ： Rohsenow-Griffith の 式 及 び 考 慮 し な い
Kutateladze の 式

実 験 結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 か ら ，制 御棒 反 応 度 の 不 確 か さ は 約 9％ 程 度 あ る こ と か ら ， こ れを踏まえて解析を行う必要がある。
ま た ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ，臨 界 試 験 との 比 較 に よ り ， 約 4％ と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ， これを踏まえて解析を行う必要がある。
「 反 応 度 投 入 事 象 評 価 指 針 」に お い て 燃 料 棒 内 メ ッ シ
ュ の 「 制 御 棒 落 下 」 解 析 結 果 へ の 影 響 は 0％ と 報 告 さ
れ て お り ，類 似 の 事 象 で あ る 本 事 故 シ ー ケ ン ス に つ いても，影響はほとんど生じない。
本 事 象 で は 即 発 臨 界 と な り ，急 激 な 出 力 上 昇 が 生 じ るが，スクラム反応度印加により出力は速やかに降下
し ，燃 料 エ ン タ ル ピ は そ の 数 秒 後 に 最 大 値 と な る 。この よ う な 短 時 間 の 事 象 で あ る こ と か ら ，燃 料 棒 表 面 熱伝達の不確かさが燃料エンタルピの最大値に及ぼす影響はほとんどない。
事象を通じての表面熱流束は限界熱流束に対して十分 小 さ く な っ て い る こ と か ら ，沸 騰 遷 移 の 判 定 式 の 不
確かさが燃料エンタルピの最大値に与える影響はほ
とんどない。

ＡＰＥＸは断熱モデルに基づくドップラ反応度フィードバックモデルを採用し，減速材温度フィードバック及び減速材ボイドフィードバックは考慮しない。

添付資料 5.4.2

燃 料 棒 表 ・ 単 相 強 制 対 流 ： Dittus-Boelter の 式
考慮しない
面 熱 伝 達 ・ 核 沸 騰 状 態 ： Jens-Lottes の 式
炉心・ 膜 沸 騰 状 態 （ 低 温 時 ）： NSRR の 実 測 デ ー（燃料）タに基づいて導出された熱伝達相関式※

反応度の誤投入）

第 2 表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（運転停止中項目

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
解析条件

炉心状態

実効増倍率

最確条件

運転員等操作時間に与える影響

・ 装 荷 炉 心 に つ い て は 9×9 燃 料（Ａ型）の平衡炉心を代表とし装荷炉心毎，て設定
平衡炉心サイ
燃焼度毎に
クル初期
・燃料交換後の余剰反応度の大き変化
な炉心としてサイクル初期を想定

1.0

0.99 未 満

添付 5.4.2-2

初
期
条
件
原子炉
初期出力

評価条件設定の考え方

定格出力の10 − ８

燃料被覆管
表面温度及
20℃
び冷却材温
度

定格出力の
10 − ８ 程 度

原子炉は臨界状態にあるものとし 停 止時の制 御棒の 誤引き
抜きは，起動領域計装のて設定
原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，初期条件の原子炉が低温状態であることを想 不確かさが運転員等操作
定して設定時間に与える影響を考慮する必要はない。

評価項目パラメータに与える影響
実炉心においては装荷炉心毎，燃焼度毎に制御棒反応度価値やス
クラム反応度等の特性が変化する。
これらの影響については以下の保守的な想定をした評価においても ，投 入 さ れ る 反 応 度 は 約 1.16 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 燃 料 エ ン タ ル ピ の 増 分 の 最 大 値 ： 72kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） にとどまることから，不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
・サイクル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡
炉心の反応度印加率を包含する引抜制御棒反応度曲線を用いた 場 合 （ 添 付 資 料 5.4.5）
実効増倍率について，実際の設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，
炉 心 の 実 効 増 倍 率 の 計 算 値 は ，常 に 0.99 未 満 と な る よ う 設 計 す る 。
実 効 増 倍 率 が 0.99 の 場 合 は ，臨 界 到 達 ま で に か か る 時 間 が 追 加 で
必 要 と な り ，ま た 投 入 さ れ る 反 応 度 も 0.96 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ
最 大 値 ： 約 10kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 1kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。
定 格 出 力 の 10 − ８ の 10 倍 及 び 1／ 10 倍 と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 行
い，結果は以下のとおりとなった。
定 格 出 力 の 10 − ７ ： 1.09 ド ル
定 格 出 力 の 10 − ９：1.17 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 124kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 115kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き く 差 異 が ないことから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。

初期燃料被覆管表面温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となる
パ ラ メ ー タ に 影 響 を 与 え る た め ，そ の 不 確 か さ ※ が 与 え る 影 響 を 評価した。
初 期 燃 料 温 度 を 60℃ と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ， 結 果 は 以 下のとおりとなった。
・ 初 期 燃 料 温 度 60℃ ： 1.13 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ： 約
96kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）燃料初期エ
冷 却 材 温 度 20℃ に お け る 燃 料 エ
事故事象毎
8kJ／ kgＵ Ｏ ２
有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
ンタルピを想定
ンタルピ／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き な 差 異 が ないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※ 本 評 価 で 評 価 対 象 と し た ９ ×９ 燃 料 で は ，初 期 の 燃 料 被 覆 管 表 面 温 度 及 び 冷 却 材 温 度 を 高 く 設 定 し た 場 合 に ，Ｇ ｄ の 燃 焼 や Ｐ ｕ の 蓄 積 に よ り ，結 果 が厳しくなる場合がある。
事故事象毎20℃ 以 上

冷 却 材 温 度 が 低 い 場 合 ，水 密 度が大きくなり投入反応度が増
加 す る 傾 向 に あ る た め ，冷 却 材
温度の運用の下限値を設定

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 1 ／ 2 ）第 2 表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（運転停止中項目

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
解析条件

事
故
条
件

誤引き抜き
される制御
棒

最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のう ち ，最 大 反 応
度価値を有する制御棒

添付 5.4.2-3

制御棒の引抜9.1cm／ s
速度

機
器
条
件

評価条件設定の考え方

最確条件

解析条件と
同様

運転停止中に実施する複数の制御
棒引き抜きを伴う検査を考慮し設定（誤引き抜きされる制御棒 1 本の 反 応 度 価 値 は 約 1.71％ Δ k）。
（ 添 付 資 料 5.4.3）

9.1cm／ s 以
下

引抜速度の上限値として設定

起動領域計装Ａ ，Ｂ チ ャ ン ネ バ イ パ ス なのバイパス状ルそれぞれ 1 個 し態

Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム
信号が遅れることにより，厳しい
評価となる

期待する
（原子炉出
力ペリオド
短 信 号 （ 20秒 ））制御棒の引き抜きが制限されな い こ と に よ り ，制 御 棒 の 誤 操
作 の 量 が 増 加 し ，厳 し い 評 価 と
なる

期待しない
制御棒引抜 （原子炉出力阻止
ペリオド短信号 （ 2 0 秒 ））スクラム信号

原子炉出力ペ
解析条件とリ オ ド 短 短（ 10同様秒）信号

設計値を設定運転員等操作時間に与える影響

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 2 ／ 2 ）評価項目パラメータに与える影響

停止時の制御棒の誤引き
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与となり，事象は収束する
える影響はない。
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，事故条件 の不確かさが運転員等操 作
時間に与える影響を考 慮する必要はない。
解析上では引抜速度の上限値を設定しているが，最確条件では上限 値 に 比 べ て 遅 い 引 抜 速 度 で あ り ，投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ，
停止時の制御棒の誤引き 評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短 バイパス状態がない場合は制御棒引抜阻止信号及びスクラム信号（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に よ の 応 答 が 早 く な り ， 投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ， 評 価 項 目 と な
り，自動的に原子炉スク るパラメータに対する余裕が大きくなる。
ラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操制御棒引抜阻止に期待した場合，運転員が事象を認知して作を必要としない。
したがって，機器条件の 速 や か に 制 御 棒 を 挿 入 し ， 事 象 が 収 束 す る た め ， 評 価 項 目
不確かさが運転員等操作 と な る パ ラ メ ー タ に 対 す る 余 裕 は 大 き く な る 。
時間に与える影響を考慮する必要はない。
解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.4.3
反応度誤投入事象の代表性について

1.

はじめに
有効性評価では反応度の誤投入事象として，「 停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，
他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を想定している。
これは，運転停止中に実施する冷温臨界検査や停止余裕検査を考慮した想定であり，その検査の制御棒引き抜き事象の代表性について以下に示す。

2.

運転停止中において制御棒を複数引き抜く検査
運転停止中の原子炉においては，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれた状態でも炉心の未臨界を維持できること）を確保した燃料配置としていることに加え，原子炉モード・スイッチを「燃料取替」位置にすることで，1 本を超える制御棒の引き抜きを阻止するインターロッ
クが作動する状態とし，不用意な臨界の発生を防止している。
しかしながら，停止余裕検査及び冷温臨界検査の実施時においては，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する。このため，これらの検査中に人的過誤が発生すると，想定を超える反応度が投入される可能性がある。
それぞれの検査の概要や対象となる制御棒等は以下のとおり。

(1)冷温臨界検査
検査の目的：臨界予測精度の維持・向上のためのデータベースの蓄積。

検査方法：あらかじめ作成した検査用の引き抜きシーケンスに従って
添付 5.4.3-1

順番に対象となる制御棒の引き抜きを実施し，臨界状態確認後に，制御棒パターン，原子炉水温度及びペリオド等のデータを採取する。
対象制御棒：評価ケースにより異なる。臨界状態が確認されるまで，複数本の制御棒の引き抜きを実施する。

事故防止対策：制御棒価値ミニマイザによる制御棒操作手順の監視，又は制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

(2)停止余裕検査
検査の目的：停止余裕（挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値を有す
る制御棒 1 本が挿入されない場合でも，原子炉を常に冷温で未臨界にできること）を確認する。

検査方法：①最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を全引き抜き位置まで引き抜く。
②最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を位置Ｎ ※まで挿入する。
※

最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の対角隣接 の 制御棒（ＣＲ−２）について停止余裕の確認に必要な引き抜
き位置③最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の対角隣接の制御棒（ＣＲ−２）を位置Ｎまで引き抜く。
④最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を再度 1 ノ
ッチずつ引き抜きして，全引き抜きとし，この状態で炉心が臨界未満であることを確認する。なお，制御棒の引
添付 5.4.3-2

き抜きに際しては，各 1 ノッチ引き抜き前に検査担当者
で未臨界を確認している。
対象制御棒：最大反応度価値を有する制御棒 1 本及び最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒 1 本。
引き抜かれる制御棒は，最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有するものを選択。

事故防止対策：制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

3.

想定する人的過誤
想定を超えた反応度が投入されるおそれのある人的過誤として，「 燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」について検討した。

3.1

単一の人的過誤(1)

燃料の誤装荷燃料の誤装荷は，燃料の誤配置や燃料・制御棒の装荷順序の誤りにより，想定以上の反応度が投入されることが考えられる。しかしながら，燃料を装荷する際は，燃料取替機が自動で燃料装荷位置まで移動し，かつ作業員による燃料装荷位置の確認や定検時燃料移動監視装置による確認等が行われる。このため，本事象が発生しても適切に認知がされることから，反応度の連続投入や急激な反応度の投入は考えにくい。

(2)

制御棒の選択誤り添付 5.4.3-3

操作対象制御棒の選択を誤ると，当該制御棒の反応度価値が変化する。
冷温臨界検査及び停止余裕検査では，事前に対象となる制御棒の価値が臨界近傍で大きくならないように評価により対象を選定しており，その制御
棒パターンは制御棒価値ミニマイザ ※ や運転員等により監視されているため，操作対象以外の制御棒が選択されることは考えにくい。また，選択誤りが発生した場合においても臨界付近での制御棒引抜操作は 1 ノッチずつであるため，反応度の急激な投入は考えにくい。
※(3)

停止余裕検査では使用していない。

制御棒の連続引き抜き
運転員，及び制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員が制御棒や起動領域計装の確認を実施しており，人的過誤発生時も認知が容易である。
しかし，これらの認知は運転員に期待しているため，有効性評価ではこれ
らの認知に期待せず，制御棒が連続引き抜きされることを想定する。

3.2

人的過誤の重畳
人的過誤として抽出した「燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」の重畳事象の発生について検討した。反応度の投入速
度等の理由 ※ から，検討するべき人的過誤の重畳は「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」のみであると考えられる。
評価の結果，人的過誤の重畳は発生の可能性が低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。
※「制御棒の連続引き抜き」を含まない人的過誤が重畳した場合には，制御棒が 1
ノッチずつ引き抜かれるため，投入される反応度は「制御棒の連続引き抜き」に比べて小さいと考えられる。また，「燃料の誤装荷」については，燃料取替機

添付 5.4.3-4

により自動で選択されるため，運転員等の作業時の誤りにより間違った配置に装荷されることは考えにくく，燃料の装荷順序に係るデータの入力についても十分確認がなされていることから，「燃料の誤装荷」単一の過誤発生確率でも十分低いと考えられ，他の過誤との重畳事象は考慮する必要がないと考えられる。

(1)「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時の人的過誤確率
人的過誤の重畳を考慮すべき試験は，「 2.

停止時において制御棒を複数引き抜く検査」に示すとおり，原子炉停止余裕検査及び冷温臨界検査である。通常，冷温臨界検査では制御棒価値ミニマイザにより機械的に制御棒の選択の誤りを防止している。したがって，この機能を使用している場合
は，人的過誤による制御棒の選択の誤りは発生しないため，人的過誤の重畳の考慮は不要である。ただし，これらの機能に期待しないで試験を実施することもあるため，その場合における人的過誤の重畳を検討した。なお，
制御棒価値ミニマイザによる機械的な制御棒の選択の誤りに期待しない場
合においては，制御棒を操作する運転員以外の運転員が 1 名以上監視に当たることで制御棒の選択の誤りの発生を防止しているため，これらについてもモデル化する。
第 1 図に「制御棒の連続引き抜き」，第 2 図に「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳（人的過誤に従属性を考えた場合）における人間信頼性解析（ＨＲＡ）ツリー及び人的過誤の確率を示す。
その結果，「制御棒の連続引き抜き」の単一の人的過誤に比べて「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳を考慮すると，発生確率が小さくなっていることがわかる。なお，この評価における，同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性は，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−６８８３のＳＰＡＲ−Ｈ手法における添付 5.4.3-5

従属性レベルの選定フロー（第 1 表）に基づき，高従属と設定した。
同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性は，作業内容の差異やステップ毎に実施していることから独立事象として考えることもでき，その場合についても評価した（第 3 図）。
以上のように人的過誤確率が発生する確率は低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。

第1図「制御棒の連続引き抜き」のＨＲＡツリー及び人的過誤確率

添付 5.4.3-6

F11
検査員の指示による
制御棒の選択誤り
F12
誤選択の過誤回復
F13
検査員の指示による制御棒の連続引き抜き

F31
運転員による
制御棒の選択誤り
F32
誤選択の過誤回復
成功（単一の人的過誤）

成功（人的過誤なし，又は単一の人的過誤）F21
運転員による
制御棒の連続引き抜き
失敗（人的過誤の重畳）

F33
操作員の指示による制御棒の連続引き抜き
F41
運転員による
制御棒の連続引き抜き

成功（単一の人的過誤）

失敗（人的過誤の重畳）

失敗（人的過誤の重畳）

失敗（人的過誤の重畳）

人的過誤の内容

過誤 確率
（中央値）

EF

備考

F11

操作員の指示 誤りによる制御棒 の
選択誤り

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用 いる時のオミッシ ョンエラー
（チェ ック表が正しく用い られている場合の長 い操作（10項目以 上））
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F12

操作する運転 員や監視している 運転員による過 誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属F11の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F13

検査員の指示 による制御棒の連 続
引き抜き

5.0E-01

2

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 高従属
F11の操 作と作業内容が異な るが，操作者，操 作場所は同じである ため，高従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定（過誤 回復には期待しない ）F21

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属F11の操 作と作業内容が異な り，操作と時間的 な間隔，作業者の相 違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F31

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用 いる時のオミッシ ョンエラー
（チェ ック表が正しく用い られている場合の長 い操作（10項目以 上））
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F32

検査員や監視 している運転員に よる制御棒の選 択誤りに対する過 誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属
F31の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F33

検査員の指示 による制御棒の連 続
引き抜き

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属
F31の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F41

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

2

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 高従属
F31の操 作と作業内容が異な るが，操作者，操 作場所は同じである ため，高従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定（過誤 回復には期待しない ）5.0E-01※操作する運転員による制御棒の連続引き抜きにおける過誤回復 には保守的に期待 しないこととした。
また，HRAツリー及び人 的過誤の確率は，複数の制御棒を引き 抜く冷温臨界試験を 想定して評価した 。
人的過誤（平均値）

EF

3.1E-043.6

第2図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（従属性を考慮する場合）
添付 5.4.3-7

F11
検査員の指示による
制御棒の選択誤り
F12
誤選択の過誤回復
F13
検査員の指示による制御棒の連続引き抜き

F31
運転員による
制御棒の選択誤り

F14
連続引き抜きの過誤回復

F32
誤選択の過誤回復

F21
成功
運転員による（単一の人的過誤）
制御棒の連続引き抜き
F33
失敗
操作員の指示による（人的過誤の重畳）
制御棒の連続引き抜き
F34
失敗
連続引き抜きのF41（人的過誤の重畳）
過誤回復
運転員による

成功（人的過誤なし，又は単一の
人的過誤）

成功
（単一の人的過誤）

制御棒の連続引き抜き
失敗（人的過誤の重畳）
失敗（人的過誤の重畳）

人的過誤の内容

過 誤確率（ 中央値）

EF

備考

F11

操作員の指示誤りに よる制御棒の選択誤り

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F12

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F11の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F13

検査員の指示による 制御棒の連続
引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の高従属
F11の操作と作業 内容が異なるが，操作者，操作場所は同じであ るため，高従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立としたF14

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F13の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタを1と設 定

F21

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

F31

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F32

検査員や監視してい る運転員による制御棒の選択誤り に対する過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F31の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F33

検査員の指示による 制御棒の連続
引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

F34

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F33の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F41

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

※操作す る運転員による制御棒の連続引き抜きにおける 過誤回復には保守的に期待しないこととした 。
また， HRAツリー及び人的過誤の確率は，複数の制御 棒を引き抜く冷温臨界試験を想定して評価した 。
人的過誤 （平均値）

EF

2.0E-064.5

第3図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（独立事象の場合）
添付 5.4.3-8

第1表

4.

ＳＰＡＲ−Ｈ手法における従属性レベルの選定フロー

過去に発生した制御棒誤引き抜け事象と東海第二発電所における発生防止
対策(1)

志賀原子力発電所 1 号炉における制御棒引き抜け事象
平成 11 年 6 月，志賀原子力発電所 1 号炉において，原子炉停止機能強化
工事の機能確認工事の準備として，制御棒関連の弁を操作していたところ，
3 本の制御棒が想定外に全挿入位置から引き抜かれ，原子炉が臨界状態となった。この事象により，原子炉自動停止信号が発生したが，直ちに制御棒が挿入されず，約 15 分間制御棒が全挿入されなかった。
この事象は，制御棒駆動水圧系（以下「ＣＲＤ」という。）の原子炉戻り
ラインの弁を開けずにＣＲＤ挿入ライン隔離弁を閉としたことにより，引き抜きラインに圧力がかかり，制御棒が引き抜けた。また，原子炉自動停
止信号が発生したにも関わらず制御棒が挿入されなかったのは，ＣＲＤ挿
入ライン隔離弁が閉であったこと及び制御棒駆動水圧制御ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）アキュムレータに圧力が充てんされていなかったことが原因である。
上記の事象を踏まえ，東海第二発電所では，次の対策を講じている。
添付 5.4.3-9

ａ．ＨＣＵ隔離時のＣＲＤリターンライン運転手順の整備
ｂ．原子炉−ＣＲＤ冷却水ヘッダ間差圧上昇時のＣＲＤポンプ自動トリ
ップインターロックの設置
これらの対策を考慮して制御棒の誤引き抜け事象の発生頻度を評価した
結果，4.5E-10／施設定期検査と評価され，志賀原子力発電所 1 号炉で発生した制御棒誤引き抜け事象と同様の事象が東海第二発電所で発生する頻度
は十分小さいことを確認している。

(2)

東海第二発電所における意図せぬ制御棒動作事象
東海第二発電所においては，制御棒の誤引き抜け事象等により反応度が誤投入された事象の発生実績はないが，平成 20 年 4 月，定期検査中（全燃
料取出，全制御棒全引き抜き，制御棒駆動水圧系ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）隔離）のところ，1 本の制御棒が 44 ポジション（全引き抜き位
置（48 ポジション）から 4 ポジション挿入）に動作し，「制御棒ドリフト」
警報が発報した。
この事象は，動作した制御棒のＨＣＵの制御弁のリークテストを実施中に，当該制御弁の圧力が安定せず加圧を通常よりも長時間実施したこと，
及び当該ＨＣＵ周りの手動弁のシートパスが重畳したことが原因である。
ただし，本事象は全燃料取出状態であったこと，及び制御棒は挿入側に動作した事象であることから，反応度が投入された事象ではない。
なお，当事象への対策として，以下の対策を行った。
・当該ＨＣＵ弁の弁体取り替え
・ＨＣＵリークテストにおける圧力が安定しない場合は，当該リークテストを中止する・警報処置手順書における「制御棒ドリフト」警報に本事象を発生要添付 5.4.3-10

因として加えることで，当該警報発報時にＨＣＵリークテストも要因の調査対象とする。

5.

重要事故シーケンスの想定
有効性評価では上記 2.〜4.を踏まえ，停止余裕検査や冷温臨界検査時に，人的過誤により制御棒が連続的に引き抜かれる事象を想定した。
このとき，臨界近傍での引抜制御棒の反応度価値が冷温臨界検査に比べて大きい停止余裕検査においては，最大反応度価値を有する対角隣接の制御棒
1 本を引き抜くことを考慮して，「最大反応度価値を有する制御棒が全引き抜きされている状態で最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接制御棒 1 本」を反応度誤投入の代表性があるものとして選定した。
以上より，反応度の誤投入事象として，「 停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を代表性のあるシナリオとしている。
※

冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値は 1.0％Δk 以
下となるよう管理

添付 5.4.3-11

添付資料 5.4.4
原子炉初期出力に係る感度解析の評価条件について

1．はじめに反応度誤投入事象の評価条件である原子炉初期出力（臨界状態）について，
ノミナル値を定格出力の 10−８ とし，また，感度解析の範囲をその 10 分の 1 から 10 倍までとすることが，妥当であることを以下に示す。

2．長期停止による原子炉初期出力への影響
原子炉初期出力は，一般に中性子源の強さに比例し，未臨界度に反比例する。
長期停止に伴い，主にＡｍ−241 の蓄積によって未臨界度は深くなるが，長期停止後も短期停止後と同様の燃料配置換え等が行われることにより，その影響は緩和される。一方，中性子源の強さについては，停止後 30 日程度には起動領域計装（ＳＲＮＭ）のカウント数として８割以上を占め，停止中の原子炉における主要な中性子源となるＣｍ−242（半減期 163 日）及びＣｍ−244（半減期18.1 年）の半減期を考慮すると，10 年程度の停止期間の場合，停止時中性子束は低下するものの停止後 30 日程度（短期停止を想定）の中性子束の 0.1 倍には至らない。また，停止期間が相当期間に渡っても，Ｃｍの減衰について第 1 図に示すとおり，感度解析の範囲内である。

3．感度解析における初期出力範囲の根拠
反応度誤投入解析における初期出力は，低い方が投入反応度を厳しくする傾向がある。減速材温度が低温時の原子炉臨界時出力は，約 1 年の停止期間後の実績を含む臨界実績として定格出力の 10−８ 〜10−５ であることから，なるべく低出力側をノミナル値とし，定格出力の 10−８ としている。低出力側の下限値としては，保守的に更に 1 桁分の範囲をとり，定格出力の 10 −９ としている。これ
添付 5.4.4-1

は，第 1 図より核種量相対値が 0.1 となる（1 桁下がる）までの停止期間を参照すると，十分な範囲と言える。高出力側の上限値としては，低出力側と同様に 1 桁分の範囲をとり，定格出力の 10−７ としている。

4．まとめ
長期停止の影響を含め，初期出力の不確かさが与える影響を感度解析の範囲が十分に含んでいると言えることから，ノミナル値である定格出力の 10−８ を初期出力とし, 感度解析の範囲をその 10 分の 1 から 10 倍までとすることは妥当
である。
1.0

核種量相対値※

Ｃｍ−242＋Ｃｍ−244
Cm242＋Cm244

0.5

0.0
0

5

※

10

15
停止期間(年）

20

停止後 30 日の核種量を 1.0 としてプロット

第1図

Ｃｍ−242＋Ｃｍ−244 の減衰添付 5.4.4-2

2530添付資料 5.4.5
反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析について

1.

はじめに
反 応 度 誤 投 入 事 象 の 評 価 に お い て 炉 心 状 態 を「 ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）平 衡 炉 心 の サ イ ク ル 初 期 」と し ，「最大反応度価値制御棒及びその斜め 隣 接 の 制 御 棒 」が 引 き 抜 か れ る 想 定 を し て 評 価 し て い る 。し か し ，実 炉 心 に お い て は 想 定 と 異 な り ， 装 荷 燃 料 に は ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ）が含まれている場合，事象発生時期がサイクル末期である場合に加え ，引 抜 制 御 棒 価 値 ，引 抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 ，ス ク ラ ム 反 応 度 曲 線 ，
実効遅発中性子割合等のパラメータに不確かさがあるため，有効性評価での想定とこれらの不確かさの影響について以下にまとめた。

2.

感度解析条件
炉心状態の不確かさの影響を考慮するパラメータとして「解析コー ド の Ａ Ｐ Ｅ Ｘ 」の 重 要 現 象 の 特 定 を 参 考 に「 引 抜 制 御 棒 価 値 」，
「引
抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 」，「 ス ク ラ ム 反 応 度 曲 線 」 及 び 「 実 効 遅 発 中 性子割合」の 4 つについて第 1 表に示す感度解析を実施した。
なお，原子炉初期出力と初期燃料温度については解析条件の不確
かさの影響評価にて感度解析を実施していること，出力分布変化は
制御棒価値を厳しく設定し，さらに局所ピーキング係数が燃料寿命を通じた最大値となるようにしていることから今回対象としていな
い。

(1)

引抜制御棒価値
有効性評価において核的制限値を超えないように管理している
添付 5.4.5-1

値（ 臨 界 近 傍 時 に お い て は 最 大 反 応 度 価 値 を 1.0％ Δ k 以 下 と す ること）を超える制御棒価値として最大反応度価値制御棒の斜め隣
接 の 制 御 棒 （ 平 衡 炉 心 サ イ ク ル 初 期 ） の 1.71％ Δ k を 設 定 し て いる。そのため，感度解析を実施する上のノミナルな条件としては
管 理 値 の 1.0％ Δ k を 設 定 し た 。

(2)

引抜制御棒反応度曲線
有効性評価において第 1 表に示すＡ型平衡炉心のサイクル初期を想定している。
感度解析のノミナル条件として，サイクル初期及びサイクル末期 で の 引 抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 を 1.0％ Δ k に 規 格 化 し た も の を 考 慮した。
サ イ ク ル 初 期 の 感 度 解 析 の 不 確 か さ 評 価 と し て ，1 ド ル 位 置 に おける引抜制御棒反応度印加率がＢ型の平衡炉心での印加率の変動を包含するように設定した。
感度解析に用いたサイクル初期及びサイクル末期の引抜制御棒
反応度曲線を第 1 図，第 2 図に示す。

(3)

スクラム反応度曲線
有効性評価において第 1 表に示すサイクル初期を想定して評価を実施しており，感度解析においては，サイクル末期の炉心状態のスクラム反応度曲線の影響についても確認した。

(4)

実効遅発中性子割合
有効性評価において第 1 表に示すサイクル初期を想定して評価
添付 5.4.5-2

を実施しており，感度解析においては，サイクル末期の炉心状態の実効遅発中性子割合の影響についても確認した。

3.

感度解析結果解析結果を第 2 表にまとめた。サイクル初期及びサイクル末期並
びにＢ型の平衡炉心の炉心状態とした場合においても，最大の投入
反応度は感度解析（サイクル末期，Ｂ型の平衡炉心での印加率の変動 を 包 含 ） の 1.16 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ： 80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ，燃 料 エ ン タ ル ピ の 増 分 の 最 大 値 ※ ： 72kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） で あ り ，「 発 電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象評価指針」に示された燃料の許 容 設 計 限 界 の 最 低 値 で あ る 272kJ／ kgＵ Ｏ ２ を 超 え る こ と は な い 。
また，「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進
んだ燃料の取扱いについて」に示された燃料ペレット燃焼度
65,000MWd／ t 以 上 の 燃 料 に 対 す る ペ レ ッ ト − 被 覆 管 機 械 的 相 互 作 用を原因とする破損を生じるしきい値の目安である，ピーク出力部燃料 エ ン タ ル ピ の 増 分 で 167kJ／ kgＵ Ｏ ２ を 用 い た 場 合 に お い て も ，これを超えることはなく燃料の健全性は維持される。
※

燃 料 エ ン タ ル ピ の 最 大 値 か ら 初 期 エ ン タ ル ピ（ 8kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）を 引 いた値。

添付 5.4.5-3

第1表
項目

引抜制御棒価値

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析項目

ノミナルケース

不確かさ評価ノミナルケース

不確かさ評価（サイクル初期）（サイクル初期，Ｂ型平衡炉心）（サイクル末期）（サイクル末期，Ｂ型平衡炉心）

申請解析

1.71％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk1 ドル位置における引抜制御棒反応度

1 ドル位置における引抜制御棒反応度

曲線の反応度印加率がノミナルケー
申請解析の反応度曲線を
サイクル初期炉心
引抜制御棒反応度曲線※１ス（サイクル初期）の 1.5 倍ス（サイクル末期）の 1.3 倍※２にな

LOGOS 解析結果（制御棒
るように補正する。ただし，引抜制御るように補正する。ただし，引抜制御価値 1.0％Δk に規格化）

規格化

添付 5.4.5-4棒反応度が 1.0％Δk を超える部分に

棒反応度が 1.0％Δk を超える部分については，1.0％Δk で一定とする。

ついては，1.0％Δk で一定とする。

サイクル初期炉心
スクラム反応度曲線

曲線の反応度印加率がノミナルケー
サイクル末期炉心のにな

制御棒価値 1.0％Δk にの LOGOS 解析結果

1.0％Δk

サイクル末期炉心の
変更なし

変更なし

の LOGOS 解析結果

サイクル末期炉心の LOGOS 解析結果
LOGOS 解析結果

サイクル初期炉心サイクル末期炉心相当の サ イ ク ル 末 期 炉 心 相 当 の 値 と し て
実効遅発中性子割合に対応した値

変更なし

変更なし

値として 0.88 倍※３0.88 倍※３(0.0060)※1 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線（サイクル初期低温時）よりＢ型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定※2 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線（サイクル末期低温時）よりＢ型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定※3 実効遅発中性子割合の設置変更許可申請書記載値（ウラン炉心平衡サイクル初期：0.0060，ウラン炉心平衡サイクル末期：0.0053）より算出

第2表

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析結果
不確かさ評価ノミナルケース

項目

単位

申請解析

不確かさ評価ノミナルケース（サイクル初期，（サイクル初期）（サイクル末期，（サイクル末期）

Ｂ型平衡炉心）引抜制御棒価値
引抜制御棒反応度曲線の 1 ド
ル位置における反応度印加率
実効遅発中性子割合

Ｂ型平衡炉心）添付 5.4.5-5％Δk1.71％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％ΔkΔk／Δn※１

0.00140.00050.00080.00110.0014−0.00600.00600.00600.00530.0053

％Δk

0.68

0.61

0.63

0.59

0.61

ドル

1.13

1.01

1.05

1.12

1.16

kJ／kgＵＯ２

85

11

18

46

80

kJ／kgＵＯ２

77

3

9

38

72

kJ／kgＵＯ２

74

8

12

37

70

最大投入反応度
燃料エンタルピの最大値
燃料エンタルピの増分の最大値※３
ピーク出力部燃料
エンタルピ（絶対値）※1 制御棒を 1 ノッチ引き抜いた時の印加反応度※2 ＡＰＥＸにより計算される実効遅発中性子割合※3 燃料エンタルピの最大値から初期エンタルピ（約 8kJ／kgＵＯ２）を引いた値

申請解析
ノミナルケース（サイクル初期）
不確かさ評価（Ｂ型平衡炉心）

制御棒位置（％）

第 1 図 引抜制御棒反応度曲線（サイクル初期）

添付 5.4.5-6

申請解析
ノミナルケース（サイクル末期）
不確かさ評価（Ｂ型平衡炉心及びサイクル末期）

制御棒位置（％）

第 2 図 引抜制御棒反応度曲線（サイクル末期）

添付 5.4.5-7