資料番号：PS-6-5-1 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 溶融炉心・コンクリート相互作用

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用

3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用

3.5.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.5.1 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「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラント損傷状「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 TB，TBU 及び TBP

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，ＴＢＰ， ・PDS 選定の違いである。

ＴＢＵ及びＬＯＣＡ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(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「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に運転時の格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に運転

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ともに，非常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は，原子炉圧

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

力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原

合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納容器の構造材の支持機能を喪失し，原子炉応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造材の支

格納容器の破損に至る。

持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。

したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下する時点で，したがって，本格納容器破損モードに対しては，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシ

原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，ールドを設置した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下する時点で，ペデスタル（ド格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却することにより，原子炉格納容器の破損を防止

ライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，するとともに，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制する。

溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却することにより，格納容器の破損を防止するととも・設備の違いに，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制する。
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） ・設備，運用の違い

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。

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。

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）(3) 格納容器破損防止対策

東海第二発電所(3) 格納容器破損防止対策

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シーケンスに対して，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シーケンスに対し原子炉格納容器下部のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，格て，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機能喪失

納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整備する。また，ドライウェル高電導度廃を防止するため，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）による格納容液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプ（以下「ドライウェルサンプ」という。）への溶融炉器下部水位確保手段及び溶融炉心への注水手段を整備する。また，溶融炉心によるペデスタル（ド ・設備の違い

心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）と合わせて，ドライウェルサンプ底面のコンク

ライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制し，格納容器の構造材の支持機能の健全性を確保す

リートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原るために，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置する。

子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
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（常また，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，常設低圧代 ・東海第二ではＲＰＶ破損前か設）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

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，緊急用

ら格納容器雰囲気温度緩和

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

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のため，代替循環冷却系によの格納容器過圧・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

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す

る格納容器除熱を実施する。

（格納容器過圧・過温破損）」と同じである。

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

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対策の概要は，

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「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

加熱」の 3.2.1.(3)に示すｇからｊである。

ち，本格納容器破損モードに関する重大事故対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直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接加熱」の 3.2.1(3)に示すｎ及びｑからｖである。

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

対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に

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 図であ示す第 3.2-1 図及び第 3.2-2 図である。また，重大事故対策の手順と設備との関係は，「3.2 高る。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 図で圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2-1 表である。

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
納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

3.5.2 格納容器破損防止対策の有効性評価

3.5.2 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(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

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

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＋高圧

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する「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低

注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗）」である。ここで，逃がし安全弁

圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」である。

・東二では，「1.2 評価対象の再閉失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

整理及び評価項目の設定」にに及ぼ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て逃がし安全弁再閉失敗し選定したためである。

ないシーケンスを選定しな

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所
いことを整理している

また，1.2.2.1(3)e に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，LOCA と TQUV を比較し，LOCA のまた，1.2.2.1(3)に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し， ・東二におけるＭＣＣＩシーケ

場合は原子炉格納容器下部に原子炉冷却材が流入することで溶融炉心・コンクリート相互作用が緩和

事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はないこと，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却される可能性等を考慮し，より厳しいと考えられる TQUV を選定した。

材相互作用と溶融炉心・コンクリート相互作用は原子炉圧力容器破損後に生ずる一連の物理現象

ンスの選定理由を記載

であることから，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」と同じＰＤＳを選定し一連のプラント挙動を確認することを考慮し，ＴＱＵＶを選定した。
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「3.3 原子

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「3.3炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」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

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のスである。本格納容器破損モード及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」ではプシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互ラント損傷状態を 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作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」

態を 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，どちらのプラント

ではプラント損傷状態をＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかし損傷状態であっても原子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ながら，どちらのプラン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点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の20％上の位置に到達した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減圧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れで生じる各格納容器破こととなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。

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ては同様のシーケンスで評価する。

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

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，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原

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，下部プレナムでの溶融炉心

子炉圧力容器破損，原子炉圧力容器内 FP 挙動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，炉心損傷後の格納容器におけるペ器下部床面での溶融炉心の拡がり，原子炉圧力容器外 FCI（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器外 FCI

デスタル（ドライウェル部）床面での溶融炉心の拡がり，原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心と原子炉格納容器下部プール水との伝熱，溶融炉心とコンクリート粒化），原子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）の伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。

プール水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。

よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器

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

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 により原子炉格納容器下部の床面及び壁面のコデルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰによりペデスタル（ドライウェル部）

ンクリート侵食量等の過渡応答を求める。

の床面及び壁面のコンクリート侵食量等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，本評価事故シーケンスにおけまた，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

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する。

裕を評価する。

(2) 有効性評価の条件(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熱」

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。原子炉格納容器下部の侵食量評価に対しては，コリウムシールドの外側の面積熱」の条件と同じである。また，初期条件の初期酸素濃度並びに事故条件の水素及び酸素の発生

3・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）
が小さい6号炉の床面積を用いた。また，初期条件の初期酸素濃度並びに事故条件の水素ガス及び酸

東海第二発電所については，「3.4 水素燃焼」と同じである。

素ガスの発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。
(3) 有効性評価の結果(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3.5.1

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）の推移を第及び第3.5.2図に，格納容器圧力，格納容器温度，ドライウェル及びサプレッション・チェンバの気

3.5-1 図及び 3.5-2 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，ドライウェル及びサプレッショ

相濃度（ウェット条件，ドライ条件），サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器下部水位

ン・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ドライ条件），サプレッション・プール水位，ペデス

並びに溶融炉心・コンクリート相互作用による原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食

タル（ドライウェル部）水位並びに溶融炉心・コンクリート相互作用によるペデスタル（ドライ

量の推移を第3.5.3図から第3.5.11図に示す。

ウェル部）床面及び壁面のコンクリート侵食量の推移を第 3.5-3 図から第 3.5-11 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。
ｂ．評価項目等
溶融炉心落下前の原子炉格納容器下部への水張り及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部へ

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
ペデスタル（ドライウェル部）への水張り及び溶融炉心落下後のペデスタル（ドライウェルの注水の継続によって，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm，壁面で約 1cm部）への注水の継続によって，ペデスタル（ドライウェル部）の床面及び壁面のコンクリート ・コンクリートの侵食は生じなに抑えられ，原子炉格納容器下部の溶融炉心は適切に冷却される。

の侵食は生じず，ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心は適切に冷却され，原子炉圧力容

原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食に対しては，コンクリート侵食が内側鋼板及び厚さい。

器支持機能を維持できる。

約 1.64m のコンクリート部を貫通して外側鋼板まで到達しない限り，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。評価の結果，原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食量は約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食に対しては，原子炉格納容器下部の床面以下のコン
クリート厚さが約 7.1m であり，原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食量が約 1cm であるため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生は，原子炉格納容器下部についまた，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。なお，ペデスタルてはコンクリートの侵食量が約 1cm であるため，約 4kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが（ドライウェル部）への溶融炉心落下後の本評価における水素濃度は，ドライウェルにおいてペデスタル（ドライウェル発生するが，ジルコニウム−水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，最低値を示すが，ウェット条件で 3.3vol％以上，ドライ条件で 18v.1ol％以上となり，ドライ部）へのコリウムシールドの溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧条件においては 13vol％を上回る。一方，酸素濃度は水の放射線分解によって徐々に上昇する設置によりコンクリート侵力に与える影響は小さい。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生がものの，事象発生から 7 日後（168 時間後）においても酸素濃度はウェット条件で約 3.6vol％，

食が生じないため，一酸化炭

格納容器圧力に与える影響は小さい。なお，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の本評価におドライ条件で約 4.0vol％であり，可燃限界である 5vol％を下回る。このため，格納容器内で素等の記載は不要。

ける水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件の可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度は水の放射線分解によって徐々に上昇するものの，事象発生から 7 日後（168 時間後）においても酸素濃度はウェット条件で約 2.1vol%，ドライ条件で約 2.6vol%であり，可燃限界である 5vol%を下回る。溶融炉心・コンクリート相互作用によって，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウ
ム−水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。溶融炉心・コンクリート相互作用
では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となり，上記の4・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
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柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
その後は，原子炉格納容器下部に崩壊熱相当の流量での格納容器下部注水を継続して行うこと

その後は，ペデスタル（ドライウェル部）に崩壊熱相当以上の流量で間欠注水を行い，溶融炉心の冠水状態を維持することにより，安定状態を維持できる。

で，安定状態を維持できる。
（添付資料 3.5.1）（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3，3.5.4）

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(8)の評価項目について，

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(8)の評価項目につ原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量

・運用の違い※1

をパラメータとして対策の有効性を確いて，ペデスタル（ドライウェル部）床面及び壁面のコンクリート侵食量をパラメータとして認した。なお，「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(4)及び(5)の評価項目

対策の有効性を確認した。なお，「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(4)の評価結果については「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容及び(5)の評価項目の評価結果については「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及

器外の溶融燃料−冷却材相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。

び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。

※1 溶融炉心が適切に冷却されることについても，原子炉格納容器の構造部材の支持機能が維持される範囲で原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリートの侵食が停止することで確認した。

・設備の違いなお，「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(6)の評価項目については「3.4

なお，「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(6)の評価項目については

水素燃焼」において，(7)の評価項目については「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容「3.4 水素燃焼」において，(7)の評価項目については「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負器過圧・過温破損）」において，それぞれ選定された評価事故シーケンスに対して対策の有効性を荷（格納容器過圧・過温破損）」において，それぞれ選定された評価事故シーケンスに対して確認しているが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については，本評価において，対策の有効性を確認しているが，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合に「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(6)及び(7)の評価項目について対策のついては，本評価において，「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(6)及

有効性を確認できる。

び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

3.5.3 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。

3.5.3 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「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備を含む全ての格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備を含む全て

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の破損に至り，溶融炉心が原子炉格納容器下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の破損に至り，溶融炉心がペデスタル部へ落下してコンクリートを侵食することが特徴である。

（ドライウェル部）に落下してコンクリートを侵食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

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，常設低圧代替注水系ポン

部注水系（常設）による水張り操作及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作とする。

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及び常設低圧代替注水系 ・設備，運用の違い
ポンプ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，リロケーション（炉心溶融開始後

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，リロケーション（炉心溶融開始の溶融炉心の移動），初期水張りされた原子炉格納容器下部へ落下した溶融炉心の粒子化，落下した

後の溶融炉心の移動），水張りされたペデスタル（ドライウェル部）へ落下した溶融炉心の粒子化，

溶融炉心の拡がり，溶融炉心から水への熱伝達及びコンクリート侵食が挙げられる。リロケーション

落下した溶融炉心の拡がり，溶融炉心から水への熱伝達及びコンクリート侵食が挙げられる。リロ（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動）に対しては，原子炉圧力容器下鏡部温度を監視し，300℃に到ケーション（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動）に対しては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃

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

3.重大事故 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所達した時点（事象発生から約 3.7 時間後）で原子炉格納容器下部への初期水張りを行い，原子炉格納に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原 ・設備，運用の違い

容器下部への溶融炉心の落下に対しては，原子炉格納容器下部の雰囲気温度，格納容器圧力等を監視

子炉圧力容器破損を判断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（常し，原子炉圧力容器破損を認知して原子炉格納容器下部への注水を行うといった徴候を捉えた対応に設）による格納容器冷却操作及び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）

よって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。また，本評価事故シーケンスの評価では，による溶融炉心への注水操作を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却で溶融炉心から水への熱伝達が本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，溶融炉心きることを確認している。また，本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心から水への熱伝達がから水への熱伝達に対する影響評価を実施する。

本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，溶融炉心から水への熱伝達に対する影響評価を実施する。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価(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

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りである。

下のとおりである。

ａ．運転員等操作時間に与える影響

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

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

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

反応速度の係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，移行の開始時間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

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，

故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容

原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部への注水操作を実施するが，炉心下部プレナムへ器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格 ・設備，運用の違い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行した際の原納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施するが，下部プレナムへの溶融

子炉圧力容器下鏡部温度の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器圧力上昇は急峻であるこ

炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力とから，原子炉圧力容器下鏡部温度及び原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている原子炉

容器下鏡部温度の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であるこ

格納容器下部への初期水張り操作及び原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部への注水操とから，原子炉圧力容器破損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作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び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）による溶融炉心への注水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の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。

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，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リロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとし

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

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

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6・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
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，原子炉圧力容器下さいことを確認している。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，

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

溶融炉心落下後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よる格納容器冷却操作及び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 ・設備，運用の違い

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

よる溶融炉心への注水操作があるが，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

小さく，下部プレ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及び原子炉に与える影響は小さい。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融

圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器の破損を起

炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは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）による小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係

格納容器冷却操作及び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）によるる運転員等操作時間に与える影響は小さい。

溶融炉心への注水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炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさと炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとしして，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，炉心下部プレて，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，下部プレナ

ナムと溶融炉心の熱伝達に関する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

ムと溶融炉心の熱伝達に関する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を確認している。炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさの影響を受ける可能いことを確認している。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器

炉心落下後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）による下部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさは小さい

格納容器冷却操作及び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 ・設備，運用の違いことから，原子炉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

溶融炉心への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子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。原子炉圧力容器破損の影響を受ける

炉圧力容器の破損を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

可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下

炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉格納容器下部への注水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

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

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

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

ひず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，原子炉圧破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，原子炉格納容器下部への力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，常設低圧代替

注水は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始

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及び常設 ・設備，運用の違いの起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小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）による溶融炉心への注水操作は中さい。

央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損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
納容器冷却操作及び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）による溶融炉心への注水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内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，核分裂成物（FP）挙動モデルは PHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容器内への FP 放出の開始時間を生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP 実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP 放出に

出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析では，燃ついて実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測さ料被覆管破裂後のＦＰ放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規れ，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シー

模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくな

ケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内 FP 放出を操作開始の起点としている運転員等操作ると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を操作

7

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所
開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。

はないことから，運転員等操作に与える影響はない。
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

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，溶融炉心の細の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容

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て器外の溶融燃料−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スいる。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

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。

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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶

炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と格

融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からのプ

融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵ール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を

食量に影響を与えることを確認している。本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食を操作与えることを確認している。本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食を操作開始の起点

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。

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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分解及び非炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分解及び非凝縮凝縮性ガス発生の不確かさとして，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できること

性ガス発生の不確かさとして，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることをを確認している。本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食を操作開始の起点としている運確認している。本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食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。

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 3.5.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響（添付資料 3.5.5）
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

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

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

反応速度の係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，移行の開始時間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

原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項

故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施目となるパラメータに与える影響は小さい。

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

方が保守的であることを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部にの評価結果の方が保守的であることを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点でペデス

初期水張りが実施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小さい。

タル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。

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

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

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

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を確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部にさいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル

初期水張りが実施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小さい。

（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。

8・設備の違い・設備の違い・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさと炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとしして，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，炉心下部プレて，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，下部プレナ

ナムと溶融炉心の熱伝達に関する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

ムと溶融炉心の熱伝達に関する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を確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器いことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ド下部に初期水張りが実施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小さ

ライウェル部）に水張りが実施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

い。

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

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

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

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

ひず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，原子炉圧破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早力容器破損（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，破損時間がまった場合においても，原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目

わずかに早まった場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されているとなるパラメータ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。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，原子炉圧

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，原子炉

力容器内 FP 挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量に関連はないことから，評価

圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量に関連はないことから，項目となるパラメータ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はない。

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，エントレ

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，エントレイン

インメント係数の感度解析により溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小メント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小さい

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。

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。

・設備の違い・設備の違い

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについ

炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，実機ではて，溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定した感度解析を実施した。評価の体系として，水中

溶融炉心の落下量が多く崩壊熱による継続的な加熱も生じることから各種実験と比較してよに落下した溶融炉心が初期水張り水深と同じ高さの円柱を形成し，円柱の上面から水によって除り拡がり易い傾向となるが，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，溶融 ・柏崎と同様なモデルでの感度

熱されるものとした。ただし，円柱の側面部分も水に接していることを想定し，上面からの除熱

炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食

解析は東二では実施できな

量は円柱上面の面積に側面の面積を加えた値とした。感度解析の結果，第 3.5.12 図に示すとお開始温度を下回っており，また，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（常いことから記載を変更。

り，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支設）による溶融炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，コリウムシー

持機能を維持できる。また，溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，ルドの侵食は発生せず，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，炉心損傷後のエントレインメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱

溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉

伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からのプール水へ

心からのプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，の熱流束についての感度解析を実施した。感度解析の結果，第 3.5.13 図に示すとおり，コンク

コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からのプール水への熱流束についての感度解

リート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられ，原子炉圧力容器析を実施した。感度解析の結果，コリウムシールドの侵食は発生しないため，ペデスタル（ドの支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンクリ

ライウェル部）のコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。まート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価にた，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。なお，本評価におけるおいてもジルコニウム−水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低 ・東海第二では，コンクリート

融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧値を示すが，ウェット条件で 3.3vol%以上，ドライ条件で 18.1vol%以上となり，ドライ条件に力に与える影響は小さい。溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性

おいては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度はウェット条件で 3.6vol%以下，ドライ条件でガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落

4.0vol%以下であり，可燃限界である 5vol%を下回ることから，格納容器内での可燃性ガスの燃

下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で焼が発生するおそれはない。

9

侵食は生じない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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所（添付資料 3.5.2，3.5.5）

12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。このことから，本感度解析において評価した，溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg未満である。ジルコニウム−水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本
感度解析ケースの溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は 3.5.2 (3) b にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
（添付資料 3.5.2，3.5.3）(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(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

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示す。

を以下に示す。

(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響

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

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，原子炉圧力容器の破してい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，原子炉圧力損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容器の破損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

炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること及び溶融炉心落下後に原子炉格納容器下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及び常設低圧代替注水

部への注水操作を開始すること）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系ポンプ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実施すること）

ない。

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。

初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の800kW/m2相当（圧力依存あり）に

初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧力依存あり）

対して最確条件は800kW/m2相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件とに対して最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析同様であるため，事象進展に与える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

条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与えるい。

影響はない。

10

・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板及初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して

びベント管は考慮しないことに対して，最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することで最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最あり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点が高い内側確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，溶融炉心・コ

鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶ンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量を操作開

融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量

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。

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。
初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下す

初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物の扱いは，解る溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格納容器下部に析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食は抑制されるが，条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート侵食量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

コンクリート相互作用によるコンクリート侵食は抑制されるが，コンクリート侵食量を操作

時間に与える影響はない。

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

初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の6号炉の原子炉格納容器下部の床面積い。

に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心が冷却されやすくなるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリ
ート侵食量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。
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

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

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。

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

設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた

炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること及び原子炉圧力容器破損後に原子炉格納

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポン

容器下部への注水操作を開始すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与えるプ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実施すること）に変影響はない。

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。

・設備，運用の違い

機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析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。
（添付資料3.5.2）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響（添付資料 3.5.5）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

11

・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）
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

東海第二発電所
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

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 ・炉心設計の違い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

価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

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。
初期条件の溶融炉心からのプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，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。コンクリート侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，コリウムシールドの侵食は発生しないため，コンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
なお，本評価におけるペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 3.3vol%以上，ドライ条件で 18vol%以・東海第二では，コンクリート
上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度はウェット条件で 3.6vol%侵食は生じない以下，ドライ条件で 4.0vol%以下であり，可燃限界である 5vol%を下回ることから，格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

初期条件の溶融炉心からのプール水への熱流束は，解析条件の800kW/m2相当（圧力依存あり）
に対して最確条件は800kW/m2相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，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。コンクリート侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプー
ル水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，第3.5.13図に示すとおり，
コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約8cm，壁面で約7cmに抑えられることか
ら，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンクリート相互作用によって約118kgの可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム−水反応によって約1,400kgの水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容
器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で12vol%以上，ドライ条件で34vol%以上となり，ドライ条件においては13vol%を上回る。このことから，溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガスの発生量について，感度解析の結果を本評
価の結果に加えて原子炉格納容器内の気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガ
スの燃焼の可能性には影響しない。なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約118kgの気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約93kg，一酸化炭素が約25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が1kg未満である。ジルコニウム−水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析の溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は3.5.2(3)bにて示した酸素濃度（ウェット条件で2.1vol%，ドライ条件で2.6vol%）以下となる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板及初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して

びベント管は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することで最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最12

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所あり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点が高い内側確条件とした場合には，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，溶融炉心・鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラ

融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目とな

メータに対する余裕は大きくなる。

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下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下す

初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物の扱いは，解る溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格納容器下部に落析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度

件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析条が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることか

件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・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。

コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラ初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の6号炉の原子炉格納容器下部の床面積

メータに対する余裕は大きくなる。

に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，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

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

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。

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。

事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食量を評価する

事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食量を評価すにあたり，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実施した。感度解析

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実施した。起因は，起因事象の不確かさを保守的に考慮するため，溶融炉心の崩壊熱をベースケースから変更

事象として，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事象であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧し，事象発生から6時間後の値とした。これは，事故シーケンスを「大破断LOCA+ECCS注水機能

力バウンダリ喪失を仮定し，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋ＥＣＣＳ注水機能喪失」喪失」とし，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として，本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水

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する場合，原子炉水位の低下が早機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器

く，原子炉圧力容器破損までの時間が約6.4時間となることを考慮し保守的に設定した値であ破損のタイミングが早くなるため，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る。

解析を実施した。
その結果，コリウムシールドの侵食は発生しないため，コンクリートの侵食は生じず，原

その結果，第3.5.14図に示すとおり，コンクリート侵食量は床面で約3cm，壁面では約3cmに子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コンクリート侵食量が僅かである性ガスは発生しない。なお，本評価におけるペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落ことから，本評価における溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生量は原子下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 0.2vol%以上，

炉格納容器内の気相濃度に影響を与えない。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用によ

ドライ条件で 15.9vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃 ・東海第二では，コンクリート

る可燃性ガスの蓄積及び燃焼による格納容器圧力への影響は無く，原子炉格納容器内の気体組

度はウェット条件で 2.8vol%以下，ドライ条件で 4.0vol%以下であり，可燃限界である 5vol%

成の推移は「3.5.2(3)b 評価項目等」と同じとなる。なお，本評価における原子炉格納容器下を下回ることから，格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

部への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で12vol%以上，ドライ条件で34vol%以上となり，ドライ条件においては13vol%を上回る。一方，
酸素濃度はウェット条件で2.1vol%以下，ドライ条件で2.6vol%以下であり，可燃限界である

13・設備の違い侵食は生じない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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

5vol%を下回ることから，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析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 3.5.2，3.5.5）

・設備，運用の違い（添付資料3.5.2，3.5.3）
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」，「操作所要時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

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

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。

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は，解析上(a) 運転員等操作時間に与える影響
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，解析上の操の操作開始時間として事象発生から 90 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影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。運転員等操響として，代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系運転は事象発生 90 分後に開始す

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ることとしているが，時間余裕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

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。また，本操作の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

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

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循環冷却系の運転開始時

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。

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。

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納容器スプレイ冷却系（常操作条件の格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注設）による格納容器冷却は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 6 分後（事象

水操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損後（事象発生から約7時間後）を設定

発生から約 4.6 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，原子炉圧している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約

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，また，溶融炉心落下後の常設

7.0時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合

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

でも，溶融炉心落下前に張られた水が蒸発するまでには約0.8時間の時間余裕がある。溶融炉

冷却は，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，心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力，格納容器下部空間部温度及び格納

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

容器圧力の傾向を監視しながら原子炉圧力容器破損を判断して実施することとしており，実態とで原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいこ

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小さい。当該操作は，とから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。

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は遅れる可能性（添付資料3.5.2）

があるが，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，また，当該操作に対応する運転員に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）による溶融炉
心への注水は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 7 分後（事象発生から約 4.6

14・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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
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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，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，また，溶融炉心落下後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）による溶融炉心への注水は，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原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，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小さい。当該操作は，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，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，また，当該操作に対応する運転員に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。
（添付資料 3.5.5）(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は，緊急用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

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，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

評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

るパラメータに対する余裕は大きくなる。

・設備，運用の違い

操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注

操作条件の溶融炉心落下後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

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設定とほぼ冷却系（常設）による格納容器冷却及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注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。

水系（常設）による溶融炉心への注水は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操（添付資料3.5.2）

作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に与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.5）(3) 操作時間余裕の把握(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については，格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

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。

での時間は事象発生から約 4.5 時間であり，約 3 時間以上の余裕があることから，時間余裕があ ・設備，運用の違い

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る。

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

操作条件の溶融炉心落下後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

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

系（常設）による格納容器冷却及び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

設）による溶融炉心への注水については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5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時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合で15

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
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も，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム−水反応による発熱によして1時間程度の時間余裕がある。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作

り蒸発するまでには約 0.3 時間の時間余裕がある。
（添付資料 3.5.5）については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約7.0時間あり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及
びジルコニウム−水反応による発熱により蒸発するまでには約0.8時間の時間余裕がある。
（添付資料3.5.2）(4) まとめ(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

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

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

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項目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，

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

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。

できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
3.5.4 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

3.5.4 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から，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

ら，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。
3.5.5 結論
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡変化，原子3.5.5 結論
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡変化，原子炉

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，非常用炉心冷却系等

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，非常用炉心冷却系等の安全機の安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器内へ流れ出し，能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融

溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食

炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容

容器の構造部材の支持機能を喪失し，原子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

器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，常設

モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，格納容器下部

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手段及び注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整備している。また，原子炉格納容器下部にコリウム

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）による溶融炉心への注水手段を整シールドを設置している。

備している。また，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置している。

・設備の違い格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」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（＋デブリ冷却失敗）」について，有効性評価を行った。

圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」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

上記の場合においても，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水を実施することによ

格納容器下部水位確保及び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）によるり，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリート相互作用によってコンクリー

溶融炉心への注水を実施することにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コ

ト侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約1cm，壁面で約1cmに抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能

ンクリート相互作用によるコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持でき ・設備の違いを維持できる。また，安定状態を維持できる。

る。また，安定状態を維持できる。
（添付資料3.5.1）（添付資料 3.5.3）

16

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 3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所
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
価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，
操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び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。

評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
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器下部水位確保，コリウムシールドの設置等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケ損防止対策は，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「溶融炉心・コンクリート相互作用

ド「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。

」に対して有効である。

17・設備の違い