事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目
1. 評価対象(4) 品質保証について
1① PRAの品質を確保す
る実施体制

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

1.1① 事業者の実施体制
事業者の実施体制について、事業者の実施体制を提示ください。

貸与しているPRAモデルは、安全性向上評価届出に向けて整備したものであり、安全性向上評価におけるPRAの実施に関する計画書において、PRAの検証要領及び実施体制を定めている。（レベル１と同様）② PRAのレビュー体制
PRAのレビュー体制について、事業者の品質
No.1回答に同じ。
保証のためのレビューの実施体制を提示ください。
③ PRAのピアレビューの内容とその方法
PRAのピアレビューの内容とその方法につい 伊方プロジェクトを通じ、海外のPRA専門家によるレて、事業者のPRAのピアレビュー実施の有無と ビューを受けている。レビュー結果は、貸与資料のとお
ピアレビューを実施している場合、その結果を り。（レベル１と同様）
提示ください2 ② PRAのレビュー体制

1.2③ PRAのピアレビュー
の内容

1.3

2.評価に必要な情報の収集及び分析
4(1) 設計情報、運転管理
情報

2.1

使用した設計情報等の入手時期を提示くださ 2015年4月時点の設計情報、運転管理情報に基づいい。
て評価を実施している。

52.2

対象プラントの運転炉年を提示ください。

2.3

機器故障率データには、「故障件数の不確さを考慮した国内一般機器障率の推定（2016年6月）JANSI(1982年度～2010年度29ヵ年56基データ)」を用いている。同対象プラントの機器故障履歴を提示ください。
データにおける故障履歴は、原子力施設情報公開ライ
ブラリー(NUCIA)にて公開されており、伊方３号機の故障実績も含まれている。（レベル１と同様）

2.4

プラント訪問/プラント職員との議論、プラント・
出力運転時内的レベル1, 2PRAを目的としたプラント
ウォークダウンがなされていない。実施しない
ウォークダウンは実施していない。起因事象の選定、理由、補完する情報がある等、評価に必要な
人間信頼性評価等において、必要に応じてプラント職
情報が十分であると考える理由を提示くださ員への聞き取り調査を実施している。（レベル１と同様）
い。

3

6

7

(5)プラント・ウォークダウ
ン

３. 格納容器機能喪失頻度評価
8 1) 起因事象・原子炉容器内熱水力挙動の類似
性

9

10

3.(1)-1

3.(1)-2

2) 炉心損傷時期の類似性

3.(1)-3

2016年3月31日までの評価対象プラントの運転炉年等の情報は、貸与資料に記載している。（レベル１と同様）(b) 小LOCAに関する事項
本モデルにおいてRCPシールLOCA後にトラ
今後回答予定ンジェントまたは小LOCAシーケンスされる場
合の具体的な分類基準を提示ください。
起因事象に含まれる設備の機能喪失はすべて後段で(c) トランジェントに関する事項考慮できるようモデル化されているため、プラント損傷
サポート系の喪失を含む起因事象に対して、状態（事故のタイプと1次系圧力の分類、炉心損傷時
プラント損傷状態を詳細に分類しなくてよい理期の分類、格納容器内事故進展の分類）を詳細分類
由を提示ください。。
する必要はない。
(a) 損傷時期に関する事項
原子炉容器破損時期の短期／長期の定義を 今後回答予定
提示ください。
格納容器内熱水力挙動の類似性の分類（PDSの3文字
目：D/W/I/C）を行う場合に考慮する炉心への注水の対策は、高圧注入及び低圧注入である。

113) 格納容器内熱水力挙動の類似性

3.(1)-4

炉心への注水の有無による格納容器内熱水力挙動の類似性の分類を行う場合の手順については、レベル(a) 原子炉への注水に関する事項
1PRAのイベントツリーにおいて、高圧注入又は低圧注
炉心への注水の有無による格納容器内熱水入が注入段階で成功している場合をW/I、高圧注入及力挙動の類似性の分類を行う場合に考慮する
び低圧注入に失敗している場合をDとし、場合分けし対策及び手順を提示ください。
て分類する。
なお、格納容器内熱水力挙動の類似性の分類を行う
場合には、炉心注水の有無以外にCVスプレイ系も考慮しており、CVスプレイ注入に成功する場合をW/I、
CVスプレイ再循環も成功する場合をI、高圧注入又は低圧注入の再循環に成功するが、CVスプレイ系失敗
する場合をCとして、場合分けして分類する。

（1/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

12

3.(1)-5

13 1) 格納容器先行破損

3.(1)-6② プラント損傷状態の定義

3.(1)-7

14③ プラント損傷状態ごと
15 の炉心損傷頻度の定量
化(2) 格納容器機能喪失
モードの設定16① 格納容器負荷特性の同定

レベル１PRAの結果について、PDSの割り付け
今後回答予定の分類基準を提示ください。

3.(2)-1c.局所的な熱荷重に関する事項
局所的な温度荷重上昇が想定されるシナリオ 今後回答予定についての分析結果を提示ください。

3.(2)-218

3.(2)-319

3.(2)-420

3.(2)-521

3.(2)-622

3.(2)-723

3.(2)-8② 格納容器機能維持限24 界温度及び限界圧力設
定3.(2)-925

3.(2)-10

3.(2)-11

回答(c) 自然対流冷却に関する事項
自然対流冷却の可否によるPDSの分類を行わないとされているが、レベル１PRAで自然対流
今後回答予定冷却の分岐を有する場合に、レベル1.5PSRA
でPDSを分類しなくてよい理由を提示ください。
トランジェントにおいて先行破損のPDSが生じ
今後回答予定ないとする理由を提示ください。
PDSの分類要素の組み合わせのうち、本評価で採用するPDS、不採用または成立しない
今後回答予定PDSと仮定し、考慮しないとしたPDSについて、その理由を提示ください。

3.(1)-81726

確認事項の質問事項

d.局所的な動圧荷重に関する事項
短期的な圧力上昇に関する分析結果を提示く 今後回答予定
ださい。
e.格納容器バイパス事象に関する事項
IS-LOCAの起因事象分類が3種類に分類され
今後回答予定ているが、格納容器機能喪失の観点での分析
結果を提示ください。
a.圧力と温度の重畳に関する事項
圧力と温度の重畳による格納容器負荷に関す 今後回答予定
る分析結果を提示ください。
d.動的荷重（水素燃焼）に関する事項
水素燃焼と水素爆発の違いによる格納容器の 今後回答予定
負荷の違いの分析結果を提示ください。
e.動的荷重（水蒸気爆発）に関する事項
水蒸気爆発及び圧力スパイクの発生による格 今後回答予定
納容器の負荷の分析結果を提示ください。
f.動的荷重（格納容器直接加熱）に関する事項
今後回答予定格納容器直接加熱による格納容器の負荷の分析結果を提示ください。
参照プラントの情報を用いている範囲について、伊方3号機に適応できる根拠を提示くださ 今後回答予定
い。
2Pdという判断基準は、設置変更許可申請書の添付十
a.静圧荷重の雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・解析結果から2Pdまでの耐力を有することが示
過温破損）の判断基準と同じであり、PRAでは、添付十されているが、2Pdを限界耐力とする理由を提解析で有効性を確認した設備を考慮しているため、本示ください。
判断基準を妥当と判断している。
c.局所的な熱荷重
大型貫通孔（機器搬入孔、人通用開口部）、
今後回答予定格納容器隔離弁等における局所的な耐力の分析結果を提示ください。
格納容器機能喪失の判断基準として、短期的な圧力上昇が起こる以下の要因については、2Pdを設定している。
d.局所的な動圧荷重
・格納容器雰囲気直接加熱による圧力上昇
短期的な圧力上昇に対する格納容器機能喪・水蒸気スパイクによる圧力上昇
失の判断基準を提示ください。
・水素燃焼（爆燃）による圧力上昇
なお、水蒸気爆発及び水素燃焼（爆轟）については、
別途判断基準を定めている。

（2/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

27

3.(2)-1228

3.(2)-13(3) 成功基準の設定
29 ②成功（安定状態）の定
義③格納容器の負荷及び30 機能喪失モードに対する成功条件の設定

31

3.(3)-1

3.(3)-2

3.(3)-3

確認事項の質問事項

回答

e.圧力と温度の重畳
圧力と温度の重畳に対する限界温度及び限界圧力の分析結果を提示ください。
j.動的荷重（格納容器直接加熱）
格納容器直接加熱の破損メカニズムにおいて、過温破損を選定していない理由を提示ください。

200℃、2Ｐｄの環境下における格納容器の健全性については、設置変更許可申請書追補２．Ⅱに確認内容を記載している。

成功の状態（安定状態）の定義を提示ください。

今後回答予定今後回答予定c.貫通部過温
貫通部過温と水蒸気による過圧の成功状態の 今後回答予定
定義が同等で良い根拠を提示ください。
e.格納容器隔離機能喪失
格納容器隔離失敗の定義に格納容器外への漏えい経路が生じる場合を用いているが、今後回答予定100TBq等の漏えい量の基準を考慮した漏え
い面積以上からの漏えいとしない理由を提示ください。

3.(3)-4c.格納容器下部の溶融炉心の冷却
RWSTの持ち込みが想定されるPDSにおいて、水源補給後における代替格納容器スプレイ
今後回答予定（水源補給後）または自然対流冷却によってデブリの冷却が達成される場合が想定されない理由を提示ください。

3.(3)-5d.格納容器内の冷却
自然対流冷却について補機冷却系を用いる
場合には格納容器注水が不要で、海水通水 今後回答予定の場合には格納容器注水を必要としている根拠を提示ください。

34

3.(3)-6e.水素濃度制御
被ばく防止設備としてアニュラス空気浄化系の作動／不作動を考慮しているが、水素燃焼に 今後回答予定
対する緩和効果を期待しない理由を提示ください。

35

3.(3)-7f.作業環境の維持（被ばく防止）
炉心損傷直後の操作について、被ばく防止の 今後回答予定
手段を不要としている理由を提示ください。

32④安全設備の成功基準の設定

33⑤ 熱水力解析用いた成36 功基準の設定
a. 成功基準の設定

3.(3)-837

3.(3)-9

成功基準を定めるための解析に有効性評価
を用いているが、有効性評価で対象となって今後回答予定いないシーケンスに有効性評価を適応できることを検討した結果を提示ください。
成功基準を定めた際に対象とした格納容器機
今後回答予定能喪失モードを提示ください。
有効性評価では最確評価に加えて不確実さを考慮した保守的な仮定を採用しているが、今後回答予定シナリオの保守性、解析条件の保守性等についての考察を提示ください。

b.利用した熱水力解析について

3.(3)-10

39 c. 解析コードの妥当性

3.(3)-11

成功基準解析に使用する解析コードについて
今後回答予定妥当性が確認されている範囲を提示ください。

⑥ 緩和操作開始までの余裕時間

3.(3)-12

設備、手順等の許容時間及び許容時間の設
今後回答予定定根拠を提示ください。

⑧ 具体的な成功基準の一覧及び各解析の根拠
41
a.SA対策設備の位置づけ等

3.(3)-13

レベル1PRAで考慮している機器の信号系の故障時及び制御回路故障等のバックアップを 今後回答予定
考慮しない理由を提示ください。

42

3.(3)-14多様性拡張設備のうち考慮する対象及び選定しないものの一覧及びその根拠を提示くだ 今後回答予定
さい。

38

40

（3/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問管理NO.

b.今回のPRAの整備で43 実施した成功基準解析結果

3.(3)-15

c.具体的な成功基準の一覧及び各解析の根拠

3.(3)-16

44

45

3.(3)-1746

3.(3)-18

47

3.(3)-1948

3.(3)-20

49

3.(3)-21

50

3.(3)-22(4) 事故シーケンスの分析
① 事故シーケンスの特51
徴分析1) 重大事故時の物理化
学現象の分析

3.(4)-1

2) 事故の緩和手段の分析

3.(4)-2

52

53

3.(4)-3

54

3.(4)-4② 格納容器イベントツ
リーの構築55 1)格納容器イベントツ
リーのヘディング項目の選定

3.(4)-5

56

3.(4)-6

57

3.(4)-7

58

3.(4)-8592) 格納容器イベントツ
リーの作成

3.(4)-9

確認事項の質問事項

回答

FT評価については水素対策設備のPARは、
静的機器としてシステム信頼性評価の対象外としているが、成功基準解析においてPARをス 今後回答予定
クリーンアウトすることによる成功基準への影
響の分析を提示ください。
被覆管が破損するとギャップ中の希ガス等の放射性物
外部電源の復旧を被覆管破損時間までに完 質が格納容器内に放出され、格納容器外部の線量の了させなければならない理由を提示ください。 環境も悪化し、事故時の緩和操作への被ばくの影響を無視できなくなるため。
PDSの違いによる、電源復旧が必要となる時
今後回答予定間の違いの設定方法を提示ください。
被ばくに関して、交代要員による作業の可否
今後回答予定を考慮しない理由を提示ください。
小LOCA発生時に長期に炉心損傷に至るPDSにおいても短期で炉心損傷に至るPDSと成功 今後回答予定
基準が同様である理由を提示ください。
水素が格納容器内で局所的に滞留し、水素濃度が高くなり、爆発的な水素燃焼が発生する可能性がある。こイグナイタの成功基準の根拠を提示ください。
れを防止するために、分散配置した各イグナイタが必要となる。
事前のキャビティへの注水と過温・過圧破損対
今後回答予定策の成功基準の違いを提示ください。
大LOCAに追随して電源系の喪失、補機冷系 リスク評価上で有意な頻度を持たないことから、大の喪失が発生した場合を想定して、自然対流 LOCA時には全交流動力電源の喪失、並びに原子炉冷却の成功基準を定めていない理由を提示く 補機冷却系の全喪失に対する緩和策に期待しない方
ださい。
針である。

デブリ冷却に関して、事前注水の有無によっ
今後回答予定て冷却性についての分析結果を提示くだい。

外電喪失に至る所内設備の故障復旧については確度
外電復旧以外の電源系の設備の復旧を考慮の高い復旧確率のデータがないため、対象外としていしない理由を提示ください。
る。
炉心への注水として炉心損傷後に高圧系また
炉心損傷後の実施手順については、貸与資料に記載
は低圧系を継続して実施する手順を提示くだ
している。
さい。
炉心損傷後に実施する操作のうち原子炉建
炉心損傷後に実施する作業については、被ばく評価
屋内における操作について放射線雰囲気条に基づき放射線雰囲気条件を考慮している。
件を考慮しなくてよい理由を提示ください。
バイパス事象に関して炉心損傷しているがレベル１PRAにおいて放射性物質の放出が十分
今後回答予定に低減されているシーケンスに関する分析結果を提示ください。
TI-SGTRの発生を考慮するのはレベル1PRAで二次系
TI-SGTRの防止のために二次系への注水に への注水に失敗した場合であり、レベル2PRAでは二よる防止策を選定しない理由を提示ください。 次系への注水の復旧には有効性評価でも期待していないことから、選定していない。
炉心への注水において選定される機器及び レベル1PRAの高圧注入及び低圧注入にて考慮してい手順を提示ください。
る機器及び手順書と同様である。
キャビティ水張りは原子炉容器破損直後までの実施をキャビティ水張りに関して水源補給後の代替期待している。RWSTへの水源補給操作には時間を要
格納容器スプレイが選定されていない理由をするため、水源補給後の代替CVスプレイはキャビティ
提示ください。
水張りの手段としては選定していない。
一次系強制減圧失敗＋配管クリープ破損なし 当該事故シーケンスについては、高圧注入又は低圧＋TI -SGTRなしの場合に、炉心への注水の 注入に対して一次系の圧力が高いため炉心への注水
分岐が省略されている理由を提示ください。 には必ず失敗する想定とし、分岐を設けていない。

（4/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

6061 3) ヘディングの従属性

62

63 3.aアニュラス再循環

64

65

66

67

68

69

70

71

72

73

74

75
76 3.b中央制御室

質問
管理NO.

3.(4)-10

確認事項の質問事項

回答

報告書上に図示している格納容器イベントツリー（CET）は、全てのプラント損傷状態（PDS）を網羅した報告書とPRAモデルに違いのあるCETについ 記載である。一方で、モデル上ではPDSごとにCETをて、この根拠を提示ください。
作成しており、PDSによっては分岐の設定が不要となる
ヘディングが存在することから、それらは分岐を省略してモデル化している。

TI-SGTRが発生した場合、その発生に伴い直接的に
炉内FCI及び溶融物分散放出に関して、低圧格納容器機能喪失に至ることを想定している。したがっシーケンス、一次系強制減圧及び配管クリーて、後段ヘディングはTI-SGTRが未発生であることが3.(4)-11
プ破損が従属となるのに対して、TI-SGTRが前提条件となるため、発生有無で従属性を考慮する必従属性を持たない理由を提示ください。
要はない。
炉心への注水について、一次系強制減圧及 一次系圧力が低下する緩和操作又は事象進展によ3.(4)-12
び配管クリープ破損との従属性がある理由を り、炉心への注水の成否が決まることから、従属性を考提示ください。
慮している。
再循環運転に切り替えられた後に使用する設 再循環運転に切り替えられた後に使用する設備及び3.(6)-3.a-1 備及び使用しない設備の使命時間の考え方 使用しない設備の双方とも、使命時間として7日間を設を提示ください。
定している。
排気筒からの排気失敗を考慮するとしている 排気ラインを共有する系統のうち、アニュラス空気再循
が、排気筒へのラインアップの際、アニュラス 環系のバウンダリ維持が困難となる故障について、ア3.(6)-3.a-2
空気再循環系以外の系統で排気ラインを共有 ニュラス空気再循環系の機能喪失要因としてモデル化する系統のモデル化方針を提示ください。
している。
本系統には制御用空気圧縮系が用いられる制御用空気系の喪失が起因事象の場合には、アニュ
が、制御用空気圧縮系喪失の起因事象の場
ラス空気再循環系に関する制御用空気系系も機能喪
3.(6)-3.a-3
合には、機能喪失の状態はどのように考慮さ失している状態として考慮している。
れているかを提示ください。
外部電源の復旧については、外部電源復旧確率に係
外部電源喪失時において、必要時間内の外る報告書に基づいて非信頼度を設定しており、これに
3.(6)-3.a-4
部電源の復旧が可能な理由を提示ください。
失敗しない限り復旧可能という想定である。
外部電源喪失時において、必要時間内の代 設置変更許可申請書の添付書類十の雰囲気圧力・温3.(6)-3.a-5 替IASの準備が可能である根拠を提示くださ 度による静的負荷（格納容器過温破損）において確認い。
している。
外部リークが発生することでバウンダリが喪失しアニュ
アニュラス空気再循環系のどちらかのトレンで ラス内部全体の負圧維持を達成できない、又は、格納
3.(6)-3.a-6 の外部リークが生じた場合には両トレンが機能 容器排気筒からの大気放出に失敗する可能性がある喪失とする理由を提示ください。
ため、外部リークの発生をアニュラス機能喪失に直結する扱いとしている。
炉心損傷時における系統からの外部リークの今後回答予定3.(6)-3.a-7
検知に関する考察を提示ください。
アニュラス吸気側のダンパにおいて、負圧達成に影響を及ぼす漏えいとして、機能喪失と3.(6)-3.a-8 なる外部リーク及び内部リークで想定する漏え 今後回答予定
いの規模についての検討結果を提示ください。
アニュラスへの再循環のラインに設置された開3.(6)-3.a-9 度調整機能付きの弁について、機能喪失モー 今後回答予定
ドの設定の考え方を提示ください。
代替IASにおける共通原因故障を考慮する組
左記の確認事項については、貸与資料に記載してい3.(6)-3.a-10 合せについて、組合せの選択根拠を提示くだるとおりである。
さい。
外部リーク単独で安全設備の機能喪失を仮定 被ばく評価に対する影響を考慮し、外部リーク単独で3.(6)-3.a-11 することについて過度に保守的では無いか分 安全設備の機能喪失を仮定しており、過度に保守的な析結果があれば提示ください。
設定ではない。
3.(6)-3.a-12

全動力電源喪失時において、蓄電地Bの待機
今後回答予定除外が1次のCSとなる理由を提示ください。

全動力電源喪失時において、ディーゼル発電
3.(6)-3.a-13 機3Bの失敗がCSに含まれるが、A系が含まれ 今後回答予定ていない。この理由を提示ください。
本評価で想定した外気の流れ込むパス及び今後回答予定3.(6)-3.b-1
隔離を行う必要のある機器を提示ください。

（5/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
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5.加圧器逃し弁による１次系強制減圧質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

重大事故時に中央制御室の室温維持失敗に
3.(6)-3.b-2 よって、被ばく防止に失敗する理由を提示くだ 今後回答予定
さい。
運転状態の異なる場合（LOCA時等）における3.(6)-3.b-3 モデル化方針の違いについて使用する系統と 今後回答予定
モデル化の方針を提示ください。
系統運転時の系統内の圧力状態に関する情3.(6)-3.b-4
今後回答予定報を提示ください。
使命時間を24時間と168時間に設定している
3.(6)-3.b-5 設備があるが、この設定の違いの根拠を提示 今後回答予定ください。
隔離に使用されるM信号とS信号、BO信号等
今後回答予定3.(6)-3.b-6の関係性を提示ください。
トレンの違いを考慮せず外部リークが生じた場
3.(6)-3.b-7 合には中央制御室の室温維持に失敗とする 今後回答予定
根拠を提示ください。
片側トレンでの運転を行う場合やLOCA時に非常用給気ラインを使用する場合にラインアッ
今後回答予定3.(6)-3.b-8
プが必要な系統及び設備の選定結果とモデル化の方針を提示ください。
中央制御室空調ユニットに付随する設備につ
3.(6)-3.b-9 いて、換気空調系のバウンダリとなっている箇 今後回答予定所を提示ください。
手動による隔離操作が考慮されていない理由
今後回答予定3.(6)-3.b-10
について、根拠を提示ください。
共通原因故障の設定対処の選定根拠を提示
今後回答予定3.(6)-3.b-11
ください。
解析結果として信号系が上位を占める結果の今後回答予定3.(6)-3.b-12
分析結果を提示ください。
事故進展解析として当該成功基準を満たす加圧器逃
加圧器逃がし弁の成功基準の根拠を提示くだ
し弁による減圧を想定した解析を実施し、炉心損傷
3.(6)-5-1 さい。成功基準解析を実施していれば結果を後、原子炉容器破損までの減圧が達成できることを確
提示ください。
認している。
代替IASによる空気供給先である加圧器逃し弁の使命
時間と同じとしている。加圧器逃し弁の使命時間につ代替IASに関する設備のうち使命時間を24時
いては、加圧器逃し弁の開維持が要求される期間は3.(6)-5-2 間としている設備について、設定根拠を提示く
最長でも原子炉容器破損までであり、事故進展解析のださい。
結果から24時間未満であることを確認していることから、24時間と設定している。
すべてのシーケンスにおいて1次系強制減圧期間中にP信号の発出時に手動操作を行うシーケンス
P信号の発出があると仮定しており、P信号により自動
3.(6)-5-3 及び手動操作を考慮したモデルの作成方針で閉となる弁を開とする手動操作を行う想定とし、モデを提示ください。
ルを作成している。
レベル1PRAとレベル1.5PRAにおける減圧操減圧の目的の違いであり、減圧操作機能に違いはな
3.(6)-5-4 作機能の違いの分析結果とモデル化の考えい。
方を提示ください。

92

3.(6)-5-5

制御用空気系のアフタークーラー、制御用空気除湿装
置等の伝熱管は、制御用空気系と、そのサポート系である原子炉補機冷却水系のインターフェースとなる機
制御用空気圧縮系のアフタークーラー、制御器である。
用空気除湿装置等の伝熱管の閉塞を考慮す
このようなサポート系とのシステムインターフェイス部にる機器について、伝熱管細管の冷却･被冷却ある機器の故障モードのモデル化においては、当該故側で考慮する破損モードの違いを提示くださ
障モードが発生した場合の影響範囲を分析し、影響がい。
被サポート系の系統のみの場合は被サポート系側の故障としてモデル化し、影響がサポート系全体に及ぶ
場合はサポート系側の故障としてモデル化している。

93

3.(6)-5-6

運転中に開閉状態が変わらない電動弁については、健全性確認間隔が10年となっている電動弁に 定期的な保修作業において開閉確認を実施しており、発電所の保全計画に基づき、健全性確認間隔を１０年
ついて、その根拠を提示ください。
と設定している。

（6/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

94

質問
管理NO.

3.(6)-5-7

95

3.(6)-5-8

96

3.(6)-5-997

6. 格納容器スプレイ系（手動起動）

98

3.(6)-6-1

3.(6)-6-2

確認事項の質問事項

回答

PRAモデルで想定する故障について、定期的な中央制御室からの監視や巡視点検での発見ができず、定期的な試験、検査が行われないものについて、保守的にプラント運転期間である40年を健全性確認間隔とし健全性確認間隔が40年となっている電動弁にている。
ついて、その根拠を提示ください。
なお、加圧器逃がし弁による１次系強制減圧のためにモデル化している機器については、健全性確認間隔を調査した以降に定期的な点検計画が制定されている。
制御用空気圧縮系の定期切換期間が10日で 運転機器の定期切替を実施した際には、機器に異常あることから、関連する弁等の確認間隔を10日 がないか外観確認を実施しており、制御用空気圧縮系としてるが、定期切換において外部リークが検 の機能に支障がでるような外部リークは発見可能であ知できる根拠を提示ください。
る。
共通原因故障の設定対処の選定根拠を提示 共通原因故障の設定対処の選定の詳細については貸ください。
与資料に記載している。
格納容器スプレイの自動起動は「キャビティへの事前注水」と「格納容器内蓄熱」に使用され今後回答予定ているが、両者に要求される機能についてのモデル化の考え方を提示ください。
レベル1PRAでスプレイに失敗している場合において中央制御室での自動操作を実施すると レベル1PRAでスプレイに失敗している場合において、考えられますが、「レベル1PRA で格納容器ス レベル2PRAにおける中央制御室での手動操作によるプレイに失敗している場合にはレベル2PRA スプレイポンプ起動にも失敗するとしている理由につでも失敗に至る」としている理由を提示くださ いては貸与資料に記載している。
い。

99

3.(6)-6-3「キャビティへの事前注水」については、レベル2PRAの格納容器イベントツリー「CV内注水（キャビディ水張り）「キャビティへの事前注水」について、レベル１ （CF）」で考慮している。
PRAでスプレイに成功しているPDS（RWST水 このヘディングCFのモデルの設定は、レベル1PRAのの持ち込みのあるPDS)とその他のPDSのモデ スプレイの成否ではなく、事故進展解析結果から、原ルの設定の違いを提示ください。
子炉容器破損の時点で原子炉下部キャビティに十分に水がたまっているかどうかの観点で設定している。詳細は貸与資料に記載している。

100

3.(6)-6-4

操作失敗に関して電源以外の操作に関連す
今後回答予定る設備を省略している理由を提示ください。

101

3.(6)-6-5

102 7.イグナイタ

3.(6)-7-1

103

3.(6)-7-2

104

3.(6)-7-3

105

3.(6)-7-4

8. 代替格納容器スプレ
イポンプによる代替格納106
容器スプレイ（水源補給前)

3.(6)-8-1

使命時間を24時間とする根拠を提示ください。 今後回答予定

107

3.(6)-8-2

外部電源の復旧を考慮しない根拠を提示くだ
今後回答予定さい。

操作失敗に関してソフトウェアのCCFのみを考今後回答予定慮している理由を提示ください。
イグナイタは、炉心損傷時の短期間にジルコニウム－
水反応により発生する水素に対する設備として期待している。
使命時間を24時間とした理由を提示ください。 ジルコニウム－水反応による水素発生時期は炉心溶融が開始する頃であり、事故進展解析ではいずれのケースでも事故発生後24時間内であることを踏まえ、イ
グナイタの使命時間を24時間と設定している。
ATWS、SBO+RCPシールLOCA及びLUHS+RCPシールLOCAの際、イグナイタに 今後回答予定
期待しない理由を提示ください。
低圧シーケンスと高圧シーケンスで、人的過誤の評価が異なるが、損傷時期について、考 今後回答予定
慮しない理由をご提示ください。
外部電源喪失時の空冷式非常用発電機について、3Bのみの失敗が考慮されるが、3AのDG
今後回答予定からの受電を考慮しない根拠をご提示くださ
い。

（7/8）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答（レベル1.5PRA）
2019年12⽉19⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

108

質問
管理NO.
3.(6)-8-3

109

3.(6)-8-4

110

3.(6)-8-5

111

3.(6)-8-6

112

3.(6)-8-7

113

3.(6)-8-8

114

3.(6)-8-9

115

3.(6)-8-10

116

3.(6)-8-119.格納容器自然対流冷
117 却（原子炉補機冷却水
系）

3.(6)-9-1

118

3.(6)-9-2

119

3.(6)-9-3

120

3.(6)-9-4

121

3.(6)-9-5

122

3.(6)-9-6

123

3.(6)-9-7

124

3.(6)-9-8

125

3.(6)-9-9

126

3.(6)-9-10

127

3.(6)-9-11

128

3.(6)-9-12

確認事項の質問事項

回答

水源に関してPDSによる水源の使用可能な期
今後回答予定間、量等の違いの分析結果を提示ください。
格納容器スプレイポンプによる格納容器スプ
レイ注入状態や再循環運転状態から代替格
納容器スプレイを実施する際に作動要求のあ 今後回答予定
る機器及び系統のモデル化方針を提示ください。
サクション側の外部リークをスクリーンアウトす今後回答予定る根拠を提示ください。
サクション側の誤閉をスクリーンアウトする根拠
今後回答予定を提示ください。
スプレイリングの閉塞をスクリーンアウトする根
今後回答予定拠を提示ください。
PRAモデルで想定する故障について、定期的な試験、検査が行われないものについて、保守的にプラント運オリフィスは、健全確認間隔が40年となる根拠 転期間である40年を健全性確認間隔としている。
を提示ください。
なお、代替格納容器スプレイラインのオリフィスについては、健全性確認間隔を調査した以降に定期的な機能試験が制定されている。
系統のリークに関するモデル化方針を提示く
今後回答予定ださい。
スプレイリングへの注入側の手動弁の機能喪
今後回答予定失が考慮されていない理由を提示ください。
空冷式の非常用発電機3号と4号が独立な1次
今後回答予定のカットセットとなる理由を提示ください。
窒素供給装置及び窒素ボンベから補機冷
サージタンクに接続するラインのラインアップ
今後回答予定で考慮できるラインの設定方針を提示ください。
再循環ユニットはA～Dの4機あるが、内的事
象PRAにおいて、2機のみを対象とする根拠を 今後回答予定
提示ください。
再循環ユニット出口側のダクト開放機構の開放によって、再循環ファンを使用する場合に今後回答予定おけるダクト開放機構の成功基準の根拠を提示ください。
再循環ユニットのモデル化に関して簡略化し
今後回答予定た範囲とその根拠を提示ください。
使命時間に24時間のものと168時間のものが今後回答予定あるが、この差異の根拠を提示ください。
サージタンクに接続する自動開放の機能を有している弁の従属関係のある機器、信号等を 今後回答予定
提示ください。
窒素ボンベによるサージタンクの加圧について、窒素ボンベの必要数の根拠を提示くださ 今後回答予定
い。
窒素ボンベの供給に必要な圧力計装を提示く
今後回答予定ださい。
CCW Bヘッダの外部リークの際に、サージタ
今後回答予定ンクの加圧失敗とする根拠を確認したい。
再循環ユニットの構造と破損モードの設定根
今後回答予定拠を提示ください。
再循環ユニットに接続する弁において外部リークをスクリーンアウトされているものに関し 今後回答予定て、その根拠を提示ください。
通常運転時と事故時に起動の必要な機器の今後回答予定
整理結果を提示ください。

（8/8）