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11⽉21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。

367(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

910

3.(1)-1

3.(1)-22) 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11⽉21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)-513 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確認事項の質問事項(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)-8

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。

173.(2)-2183.(2)-3193.(2)-4203.(2)-5213.(2)-6223.(2)-7233.(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)-1026

3.(2)-1127

3.(2)-1228

3.(2)-13d.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。
a.静圧荷重解析結果から2Pdまでの耐力を有することが示
今後回答予定されているが、2Pdを限界耐力とする理由を提示ください。
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。
d.局所的な動圧荷重
短期的な圧力上昇に対する格納容器機能喪 今後回答予定
失の判断基準を提示ください。
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 今後回答予定
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今後回答予定て、過温破損を選定していない理由を提示く
ださい。

（2/8）

回答

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11⽉21⽇
四国電⼒株式会社
事象者PRAモデルの適切性の確認項目(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

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

3.(3)-1

成功の状態（安定状態）の定義を提示ください。

31

3.(3)-3No.

32④安全設備の成功基準の設定

3.(3)-2

3.(3)-433

3.(3)-534

3.(3)-635

3.(3)-7⑤ 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)-8373.(3)-9

回答
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。
c.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。
d.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。
e.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。
f.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。
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。

40⑥ 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。

41⑧ 具体的な成功基準の一覧及び各解析の根拠
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。

38

42

3.(3)-14b.今回のPRAの整備で43 実施した成功基準解析結果

3.(3)-15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。
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。

（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11⽉21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.

44

c.具体的な成功基準の一覧及び各解析の根拠

3.(3)-1645

3.(3)-1746

3.(3)-1847

3.(3)-1948

3.(3)-2049

3.(3)-2150

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
2) 事故の緩和手段の分
52
析

3.(4)-13.(4)-253

3.(4)-354

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)-556

3.(4)-657

3.(4)-758

3.(4)-859602) 格納容器イベントツ
リーの作成

確認事項の質問事項

回答

外部電源の復旧を被覆管破損時間までに完
今後回答予定了させなければならない理由を提示ください。
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。
イグナイタの成功基準が12/12となっている
今後回答予定が、全機器が必要となる根拠を提示ください。
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、補機冷系の喪失が発生した場合を想定して、自然対流
今後回答予定冷却の成功基準を定めていない理由を提示ください。

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。

外電復旧以外の電源系の設備の復旧を考慮
今後回答予定しない理由を提示ください。
炉心への注水として炉心損傷後に高圧系または低圧系を継続して実施する手順を提示くだ 今後回答予定
さい。
炉心損傷後に実施する操作のうち原子炉建屋内における操作について放射線雰囲気条 今後回答予定
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。

3.(4)-9

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。

3.(4)-10

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。

（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11⽉21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

61 3) ヘディングの従属性

62

63 3.aアニュラス再循環

6465

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

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
3.(6)-3.a-1 備及び使用しない設備の使命時間の考え方 今後回答予定を提示ください。
排気筒からの排気失敗を考慮するとしているが、排気筒へのラインアップの際、アニュラス
今後回答予定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する系統のモデル化方針を提示ください。
本系統には制御用空気圧縮系が用いられるが、制御用空気圧縮系喪失の起因事象の場
今後回答予定3.(6)-3.a-3
合には、機能喪失の状態はどのように考慮されているかを提示ください。
外部電源喪失時において、必要時間内の外今後回答予定
部電源の復旧が可能な理由を提示ください。

66

3.(6)-3.a-4

67

外部電源喪失時において、必要時間内の代3.(6)-3.a-5 替IASの準備が可能である根拠を提示ください。

68

アニュラス排気ファンは1/2であるのに対して、3.(6)-3.a-6 どちらかのトレンでの外部リークが生じた場合 今後回答予定には機能喪失とする理由を提示ください。

6970

71727374

75
76 3.b中央制御室
777879

今後回答予定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
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
3.(6)-3.a-10 合せについて、組合せの選択根拠を提示くだ 今後回答予定
さい。
外部リーク単独で安全設備の機能喪失を仮定
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 今後回答予定
析結果があれば提示ください。
3.(6)-3.a-7

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。
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
今後回答予定3.(6)-3.b-4
報を提示ください。

（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11⽉21⽇
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No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

808182838485868788899091929394

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

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
3.(6)-3.b-6
今後回答予定の関係性を提示ください。
中央制御室の室温維持に必要な1/2トレンでの運転の際、外部リークがトレンの違いを考慮
今後回答予定3.(6)-3.b-7
せず全ての系統で考慮されている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。
成功基準の逃し弁2/2となってるが、炉心損傷事故進展解析として加圧器逃し弁2/2による減圧を想後圧力容器破損までに2弁での減圧が必要
定した解析を実施し、炉心損傷後、原子炉容器破損ま3.(6)-5-1
か。成功基準解析を実施していれば結果を提での減圧が達成できることを確認している。
示ください。
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。
制御用空気圧縮系のアフタークーラー、制御用空気除湿装置等の伝熱管の閉塞を考慮す
3.(6)-5-5 る機器について、伝熱管細管の冷却･被冷却 今後回答予定側で考慮する破損モードの違いを提示ください。
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、3.(6)-5-6ついて、その根拠を提示ください。
発電所の保全計画に基づき、健全性確認間隔を１０年と設定している。

3.(6)-5-795

3.(6)-5-896

3.(6)-5-9

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、保守的健全性確認間隔が40年となっている電動弁に に健全性確認間隔を４０年としている。
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る。
知できる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 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。

（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11⽉21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.

97

6. 格納容器スプレイ系（手動起動）

3.(6)-6-1

確認事項の質問事項
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考えられますが、「レベル1PRA で格納容器ス
今後回答予定プレイに失敗している場合にはレベル2PRAでも失敗に至る」としている理由を提示ください。
「キャビティへの事前注水」について、レベル１
PRAでスプレイに成功しているPDS（RWST水今後回答予定の持ち込みのあるPDS)とその他のPDSのモデルの設定の違いを提示ください。

98

3.(6)-6-2

99

3.(6)-6-3

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

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。

102 7.イグナイタ

3.(6)-7-1

使命時間を24時間とした理由を提示ください。 今後回答予定

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

1073.(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。

1083.(6)-8-3

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。

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)-8-9115

3.(6)-8-10116

3.(6)-8-11

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。

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。
オリフィスは、健全確認間隔が40年となる根拠
今後回答予定を提示ください。
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。

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回答

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11⽉21⽇
四国電⼒株式会社
事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

9.格納容器自然対流冷
117 却（原子炉補機冷却水系）

3.(6)-9-1118

3.(6)-9-2119

3.(6)-9-3

1203.(6)-9-4

121

3.(6)-9-5122

3.(6)-9-6

123

3.(6)-9-7124

3.(6)-9-8125

3.(6)-9-9126

3.(6)-9-10

127

3.(6)-9-11

128

3.(6)-9-12No.

確認事項の質問事項
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が4/4となる根拠を提 今後回答予定
示ください。
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。

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回答