資料番号：PS-6-3-1 改1

H29.7.25 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所
重大事故等対策の有効性評価 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

比較表

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に至る可能性のあるプラン

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に至る可能性のあるプ

ト損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUV，TQUX，LOCA，長期

ラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＴＱＵＸ及びＬ

TB，TBU 及び TBP である。

ＯＣＡである。

(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方

・PDS 選定の違い(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，発電用原子炉の運転

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，発電用原子炉の中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生すると運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失

ともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合にが発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がは，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，とられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触して一時的な格納容器

このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至る。

圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され格納容器の破損に至る。

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでに実ウ

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでにランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散

実ウランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時のして分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した

圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られ覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見ている。原子炉格納容器下部に張られた水は準静的であり，外乱が加わる要素は考えにくい。このこが実験等により得られている。ペデスタル（ドライウェル部）に張られた水は準静的であり，外とから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さいと考えられる。

乱が加わる要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小（添付資料 3.3.1, 3.3.2）

さいと考えられる。
（添付資料 3.3.1，3.3.2，3.3.3，3.3.4，3.3.5）

また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。
）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。

また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。

したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心から原子炉したがって，本格納容器破損モードでは，格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心からペデスタ

格納容器下部の原子炉冷却材への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制すること

ル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制

により，原子炉格納容器の破損を防止する。

することにより，格納容器の破損を防止する。

また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保するとともに，長期的には，最終的な熱の逃がし系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，水素燃焼の可燃限界濃度到達までに格・設備，運用の違い

納容器内へ窒素供給することによって，格納容器の破損を防止する。
なお，本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破損した ・東海第二では，シナリオの想1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注
水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

時点でのプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力容器が破損するよう原子炉圧定としてＲＰＶ破損までは

力容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モードに対し原子炉注水しないが，ＲＰＶては，原子炉圧力容器破損後の格納容器健全性確保のための重大事故等対策の有効性についても破損後は炉内の残存デブリ評価するため，この観点から原子炉圧力容器破損後の重大事故等対策に係る手順に基づきプラン

を冷却するための原子炉注

ト状態を評価することとする。したがって，本評価では原子炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器

水を実施する手順とするた

内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，こめ，ＲＰＶ破損後は代替循環れを考慮した有効性評価を実施することとする。

冷却系による原子炉注水を実施する想定としている。

(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」で想定される事故シーケン

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」で想定される事故シー

スでは，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下を想定する。この状況では，原子炉格納容器下部におケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下を想定する。この状況では，ペデける「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，溶融炉心落下前に格納容器下部注水

スタル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，系（常設）による原子炉格納容器下部への水張りを行うことから，溶融炉心落下時には原子炉格納容

ペデスタル（ドライウェル部）に水プールが存在することから，溶融炉心落下時にはペデスタル

器下部に水が張られた状態を想定する。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−（ドライウェル部）に水が張られた状態を想定する。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容

冷却材相互作用」に伴う圧力スパイク及び水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつ

器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約 2m としている。

つつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約1mとして ・設備，運用の違い
おり，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する手段を整備する。
また，原子炉圧力容器の下部から落下する溶融炉心の冷却の観点から，常設代替注水系ポンプ

また，その後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプレイ冷却系（常を用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を整備する。

設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱手段又は格納容器

さらに，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備する。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降

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，緊急の格納容器過圧・過温に対応する手順及び重大事故等対策は「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷用海水ポンプを用いた緊急用海水系による海水通水操作及び代替循環冷却系ポンプを用いた代（格納容器過圧・過温破損）」と同じである。

替循環冷却系による格納容器除熱手段，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 3.2.1(3)の a からｊに示している。このする。
なお，長期的な格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給装置を用いた格納容器（サプレッション・チェンバ）内への窒素供給手段を整備する｡

うち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 3.2.1(3)に示すｇ及びｈである。なお，ｇの原子炉格納容器下部への注水は，原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から実施するものであるが，本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる格納容器

原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」への破損防止及び格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，の影響も考慮して原子炉格納容器下部への注水量及び原子炉格納容器下部の水位を定めていること「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の3.2.1(3)のａからｙに示している。このうから，本格納容器破損モードの対策として整理した。

ち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気（添付資料 3.3.3）

直接加熱」の3.2.1(3)に示すｎ及びｑである。

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる格納容器2赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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略系統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2.1 図から第 3.2.4 図であの破損防止及び格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概略系る。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 3.2.2 図及び第 3.2.3 図で統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2-1図である。本格納容器ある。本格納容器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「3.2 高圧溶融物放出／格

破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気

納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

直接加熱」と同じである。

3.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び3.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法

評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進展が早く炉心損傷までの時

本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理

間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶとし，事象進展が早く炉心損

圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI 発生）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失

傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない， ・東二では，「1.2 評価対象の敗を含まない事故シーケンスとした理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼ「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）」

整理及び評価項目の設定」に

す逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定しである。

て逃がし安全弁再閉失敗しないシーケンスを選定しなたためである。

いことを整理している
また，1.2.2.1(3)c に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定の厳しさを考慮し，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられる TQUV を選定した。一方，また，1.2.2.1(3)に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定

プラント損傷状態を LOCA とする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が原子炉格納容器内に流出すの厳しさを考慮し，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられるＴＱＵＶを選定しるため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響については，解析た。一方，プラント損傷状態をＬＯＣＡとする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が格納容器条件のうち初期条件の不確かさとして評価する。

内に流出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響に

なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶

ついては，解析条件のうち事故条件の不確かさとして評価する。

融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。

なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプラント損傷状態を TQUV

溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスでとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，ある。本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプラント損傷状

異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を

炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動

ＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラン

開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流ト損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の20％上の位置に到達したれで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このこと

時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子から，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。

炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについ

本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被ては同様のシーケンスで評価する。

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，炉心損傷後の原

本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉格納容器に料被覆管酸化，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，炉心損

おける格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉圧力容器外FCI(溶融炉

傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，格納心細粒化)並びに原子炉圧力容器外FCI(デブリ粒子熱伝達)が重要現象となる。

容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の格納容器における原子炉圧力容器外ＦＣＩ

3

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器（溶融炉心細粒化）並びに原子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）が重要現象となる。

内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コードMAAPにより格納容器圧力等の過渡応答を求める。

よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモ
デルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより格納容器圧力等の過渡応答をまた，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，本評価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，本評価事故シーケンスにする。

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(2) 有効性評価の条件

裕を評価する。

本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」 (2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加の条件と同じである。

熱」の条件と同じである。

(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第3.3.1
図及び第3.3.2図に，格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器下部の水位及び注水流量の推移(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第3.3-1図及び第3.3-2図に，格納容器圧力，格納容器温度，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を第3.3.3図から第3.3.6図に示す。

及び注水流量の推移を第3.3-3図から第3.3-6図に示す。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

ｂ．評価項目等
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約 0.51MPa[gage]に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]ｂ．評価項目等
圧力スパイクによって格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約0.22MPa[gage]に抑えられる。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倍を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約 146℃に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，原子炉格納容器の限界温度の 200℃を下回るため，（0.62MPa[gage]）を下回るため，格納容器バウンダリの機能は維持される。
圧力スパイクによって格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約118℃に抑えられる。
格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である200℃を下回るため，格納容器バウンダ

原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。
本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目についリの機能は維持される。

て，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「1.2.2.2 有効性を確認す

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目にるための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「3.2 高圧溶融物放ついて，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「1.2.2.2 有効性

出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて評価項目を満足を確認するための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「3.2することを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」に

定状態維持については「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。

て評価項目を満足することを確認している。また，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した
溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」に（添付資料 3.5.1）て確認している。
（添付資料 3.5.1）

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，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。
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，重大事故等対処設備

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，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。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，重大事故等対処設を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破損に至り，溶融炉心が原子炉

備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破損に至り，溶融炉心がペ格納容器下部の水中に落下して大きいエネルギを発生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，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待

デスタル（ドライウェル部）の水中に落下して大きいエネルギを発生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，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期する操作及び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，溶融炉心落下前の格納容器下待する操作及び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，緊急用海水ポンプを用い部注水（常設）による水張り操作とする。

た緊急用海水系による海水通水操作及び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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水
本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，溶融炉心の細粒化が挙げられる
1※（常設）による格納容器下部水位確保操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，溶融炉心の細粒化が挙げられる。本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心の細粒化に対して，エントレインメント係数を変化させた場合の圧力スパイクへの影響評価を実施する。
※1 これまでの FCI 実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高い※1。本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心の細粒化に対して，エントレインメント係数を変化させた場合の圧力スパイクへの影響評価を実施する。

溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している※1 これまでのＦＣＩ実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高例が報告されているが，実機条件においては原子炉格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧

い溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生して力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

いる例が報告されているが，実機条件においては格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード

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
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不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

確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験に

炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不ついての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係

確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験に数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間

ついての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間

原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作をに対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは， ・設備，運用の違い実施するが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレ燃料棒被覆管温度等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

ナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉間に与える影響はない。

圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻で炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心ある解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻でが保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

ある解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価

原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力結果の方が保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

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を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱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解析で確認された不確かさは小さくな

水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1るものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できてお割程度高めに評価する傾向を確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体

り，また，格納容器圧力及び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，運系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなる

転員等操作時間に与える影響はない。

ものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できている ・運用の違いことから，格納容器圧力及び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

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊

た代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力及び温度制御操作に係る運転員等操
作時間に与える影響は小さい。

のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいこと

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとしを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下て，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩

鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいこ部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移とを確認している。本評価事故シーケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達を操作開行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度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。

・運用の違いを操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構
ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひず

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構

みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケ

ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひず

ンスでは，原子炉圧力容器破損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，運転みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケ ・設備，運用の違い

員等操作時間に与える影響はない。

ンスでは，原子炉圧力容器破損操作開始の起点としている操作として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操作があるが，原子炉圧力容器
破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器
下鏡部温度が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで，迅速に原子炉圧力容器破損の

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心判断を可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心

力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認しの細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧ている。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認しスパイクを起点とした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。

ている。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力（添付資料 3.3.4）

スパイクを起点とした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3.3.6）

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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響

確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験に

炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形のついての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯ数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響は小さいことを確認していることから，

ＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水6赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響は小さいことを確認し評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心ていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻で炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉ある解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精が保守的であ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緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰ

い。

の評価結果の方が保守的であ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原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容える影響は小さい。

器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器のを 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験

熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容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解析で確認された不確かさは小さくな

器圧力を1割程度高めに評価する傾向を確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できている等，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この解析で確認された不確かることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

さは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとし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。

て，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとのパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノーを確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による格納容器圧力上昇に与えド崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小る影響はほぼないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

さいことを確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による格納容器圧力炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構

上昇に与える影響はほぼないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひず

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機

みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器

構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により，最破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間は僅かであることから，評価項目となるパ

大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早まることを確認しているが，原子炉圧力ラメータに与える影響は小さい。

容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであることから，評価項

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により，BWR にお目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細いては原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さ

粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により，ＢＷＲ５， ・格納容器型式に関する記載にいことを確認している。このうち，ABWR においては，最も感度のあるエントレインメント係数にＭａｒｋ−Ⅰ改良型格納容器プラントにおいては原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互ついて感度解析を行った結果，第 3.3.7 図及び第 3.3.8 図に示す通り，エントレインメント係数

作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。このうち，ＢＷＲ５， Ｍ

を変化させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイ

ａｒｋ−Ⅱ型格納容器プラントおいては，最も感度のあるエントレインメント係数について感クに与える影響は小さい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

度解析を行った結果，第3.3-7図及び第3.3-8図に示すとおり，エントレインメント係数を変化は小さい。

させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに（添付資料 3.3.4，3.3.5）

与える影響が小さい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 3.3.6，3.3.7）(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3.2.2表に示すとおりであ(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

7

変更（MarkⅠ改と MarkⅡ）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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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，解析条件の設

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3.2-2表に示すとおりで定に当たっては，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な設定があることかあり，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，解析条件

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の設定に当たっては，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な設定がある示す。

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(a) 運転員等操作時間に与える影響を以下に示す。

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd/tに対して最確条件は平均的(a) 運転員等操作時間に与える影響

燃焼度約30GWd/tであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd

定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定していに至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉る崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損

格納容器下部への初期水張り操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容間に与える影響はない。

器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保を実施すること）に変わりはないことから，・炉心設計の違い

運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の50℃（事象開始12時間以降は45℃，事象開始24時

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下であり，解析条 ・設備の違い

間以降は40℃）に対して最確条件は約35℃〜約50℃であり，解析条件の不確かさとして，最確件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温度が条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原

おおむね低くなるが，注水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，運子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，注水温度を操作開始の起点としている運転員等

転員等操作時間に与える影響はない。

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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部
及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，解初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与えの空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解析条件

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。

の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響

事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断LOCAを考慮した場合，原子炉冷は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断ＬＯＣＡを考慮した場合，原子作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張りを実施するこ炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まると）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。

が，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容（添付資料3.3.4，3.3.6）

器下部水位確保を実施すること）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。
（添付資料3.3.6，3.3.8）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd/tに対して最確条件は平均的(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

燃焼度約30GWd/tであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評

33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定

価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなること

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の50℃（事象開始12時間以降は45℃，事象開始24時
間以降は40℃）に対して最確条件は約35℃〜約50℃であり，解析条件の不確かさとして，最確・炉心設計の違い

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。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下であり，解析 ・設備の違い条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温

子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，原子炉格納容器下部プール水温度が低い場合

度がおおむね低くなり，原子炉圧力容器破損後時のペデスタル（ドライウェル部）プール水8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

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は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧温度が低くなるが，ペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低い場合は，顕熱によ力スパイクに寄与する水蒸気発生量が低下することで格納容器圧力の上昇は緩和されることるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイク

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。

に寄与する水蒸気発生量が低下することで格納容器圧力の上昇は緩和されることから，評価

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部

項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，解初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェン

析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与えバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解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。

析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を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。

設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力

事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失

スパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析をを設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断LOCA+ECCS注水機能喪失」とし，本評価事

圧力スパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度

故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋注水機能喪失」とし，能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなる

本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原ことを考慮したものである。その結果，第3.3.9図に示すとおり，事象発生から約6.4時間後に子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミン

原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約0.44MPa[gage]となったが，圧力スパ

グが早くなることを考慮したものである。その結果，第3.3-9図に示すとおり，事象発生かイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，原子炉格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]以下

ら約3.3時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約0.20MPa [gage]と ・設備，運用の違いであることから，評価項目を満足する。

なったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，評価項目である最高使用（添付資料3.3.4，3.3.6）

圧力の2倍（0.62MPa[gage]）以下であることから，評価項目を満足する。
（添付資料 3.3.6，3.3.8）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所ｂ．操作条件要時間」，「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操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所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

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。

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(a) 運転員等操作時間に与える影響

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
操作条件の緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系による海水通水操作及び代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作は，事象発生90分後に開始することとしているが，余裕時間を含めて設定されているため操作の不確かさが操作開始時間に与える影響は小さい。また，本操作の操作開始時間は，緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系の準備期間を考慮して設定したものであり，緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系の操作開始時
間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環冷却系ポンプを用いた代替

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析上の操循環冷却系の運転開始時間も早まることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点を設定している。運転員等操操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器

作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達するまでに事象発生か

下部水位確保操作は，解析上の操作時間として代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系

ら約3.7時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水張り操作は原子炉圧力容器下による格納容器除熱操作実施から13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鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施すて，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約4.5時間の時間余裕があり，実態の操作開始時

9・設備，運用の違い

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

るため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は

間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等

小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析

操作時間に与える影響も小さい。
（添付資料3.3.5）

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，中央制御室の運転員とは別に現場操作を行う運転員（現場）を配置しており，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料3.3.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

操作条件の緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系による海水通水操作及び代替循環冷却・設備，運用の違い

系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作は，緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系の操作開始時間が早まった場合には，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び温度を早期に低下させる可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，運転員等操操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器

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，

下部水位確保操作は，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評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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。

（添付資料3.3.4）（添付資料3.3.6）(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， (3) 操作時間余裕の把握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。
操作条件の緊急用海水ポンプを用いた緊急用海水系による海水通水操作及び代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作については，格納容器除熱開始までの時間は事象発生から90分あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。なお，本操作が大幅に遅れるような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでの時間は事象発生から約4.5時間

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作については，原子炉圧であり，約3時間の時間余裕がある。

力容器下鏡部温度が300℃に到達するまでの時間は事象発生から約3.7時間あり，原子炉格納容器下部

操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。

水位確保操作については，事象発生から90分後の代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系にまた，原子炉圧力容器下鏡部温度300℃到達時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注よる格納容器除熱操作実施に対し，原子炉圧力破損までの時間は事象発生から約4.5時間あり，操

水操作の操作時間は約5分間である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは

作時間は約13分間 であることから、操作遅れに対して約2.7時間程度の時間余裕がある。

約2時間で完了することから，水張りを事象発生から約3.7時間後に開始すると，事象発生から約5.7（添付資料3.3.6）

時間後に水張りが完了する。事象発生から約5.7時間後の水張りの完了から，事象発生から約7.0時間後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対」して1時間程度の時間余裕がある。
（添付資料3.3.4）(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(4) まとめ

10・設備の違い赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

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

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，

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

メータに与える影響は小さい。このほか，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

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

できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメータに対して，対策

3.3.4 必要な要員及び資源の評価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。

本評価事故シーケンスは，「3.2高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることか
ら，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要因及び資源の評価」と同じである。

3.3.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は3.2.4と同じである。

3.3.5 結論
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，運転時の異常な過渡

3.3.5 結論

変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，運転時の異常な過系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触し渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用て一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却

炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷材が接触して一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が却材相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容

破壊され格納容器が破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融

器下部注水により原子炉圧力容器破損前に原子炉格納容器下部へ約 2m の水張りを実施する手段を整

燃料−冷却材相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドライウェル部）

備している。

の水位を約 1m に維持する手段を整備している。

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI発生）」について，有効性評価を行

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）」った。
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリのについて，有効性評価を行った。
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，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]）を下回るため，格納容器バウンダリ

機能は維持できる。また，安定状態を維持できる。
（添付資料3.5.1）の機能は維持される。また，安定状態を維持できる。

解析コード及び解析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（添付資料 3.5.1）

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，

解析コード及び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

操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に対して有効である。

影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した
結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に対して有効である。

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