まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料1.3.1 重大事故等対策の有効性評価における作業ごとの成立性確認結果について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
（添付資料1.3.1に記載の表１６個全てが対象。ここでは例として表を１つ抜
粋）1

添付資料 添1.3.1-2～
1.3.1
添1.3.1-17③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（添付資料1.3.1に記載の表１６個全てが対象。ここでは例として表を１つ抜粋）③（有効性評価本
文及び技術的能力資料との整合，訓練実績時間の見直し，被ばく評
価見直しに伴う放射線環境への反映）

1/15

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料1.5.1 柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の重大事故等対策の有効性評価の一般データ【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
1.5.1

添1.5.1-10

2

添付資料
1.5.1

添1.5.1-21

3

添付資料
1.5.1

添1.5.1-21

4

添付資料
1.5.1

ページ番号

変更後
１．４ 核データ・熱水力関連データ
集合体出力 平均：4.5MW

４．核データ・熱水力関連データ
集合体出力 平均：4.4MW

低圧代替注水系（常設）（90m3/h一定@0.697MPa）（起動：原子炉水位低L3／停止：原子炉水位高L8）
逃がし安全弁 2弁手動減圧@4時間

低圧代替注水系ポンプ2台
起動：L3／停止：L8にて水位制御
原子炉圧力1.03MPa[gage]，SRV 2弁手動減

低圧代替注水系（可搬型）
84m3/h（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるスプレイ実施前）
添1.5.1-21 40m3/h（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるスプレイ実施～残留熱除去系による原子炉注水まで）
全交流動力電源喪失（外部電源喪失+DG喪失）+SRV再閉失敗

5

6

7
8
9
10
11
12

添付資料
1.5.1

添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1
添付資料
1.5.1

変更前

添1.5.1-21 格納容器ベント

低圧代替注水系ポンプ2台
起動：L3／停止：L8にて水位制御

添1.5.1-31
添1.5.1-31

制御装置出力信号（％）
加減弁要求信号（％）

TB（SRV1弁再閉失敗）⑤（記載の適正化；記載漏れのため）

添1.5.1-32
添1.5.1-35④（TBPシーケン
ス変更に伴う見直し）⑥平均/ホッテストチャンネル軸方向分布（SAFER）（記載なし）（記載なし）「MUWCポンプ2台による注水流量評価結果」

添1.5.1-32⑤（記載の拡充，適正化）④（TBPシーケン
ス変更に伴う見直し）④（TBPシーケン
ス変更に伴う見直し）

１Pd⑥軸方向分布（SAFER）

変更理由⑤（桁処理見直し
による修正）

代替原子炉補機冷却系を介した残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード RHR(代替RCW)-S/C冷却／低圧注水モード）
冷却開始@20時間
添1.5.1-21 冷却開始@25.5時間（起動：原子炉水位高L8／原子炉水位低L3で切替え）

添1.5.1-22③評価進捗による変更・修正

低圧代替注水系（常設） 注水流量特性

図－１ 「MUWCポンプ2台による低圧代替注水 注水流量評価結果」(2) スクラム時の炉内インベントリ(同位体毎、非放射性物質を含む) (kg)(2) スクラム時の炉内インベントリ(同位体毎、非放射性物質を含む)⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）

2/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

13

14

章番号

添付資料
1.5.1

添付資料
1.5.1

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

2. 容積
2. 容積
(6) ウェットウェル(ABWRはアクセストンネルと別々に)(6) ウェットウェル(ABWRはアクセストンネルと別々に)・ ウェットウェル底部からウェットウェル頂部までの高さと自由空間体積の関係（プール水が無 ・ ウェットウェル底部からウェットウェル頂部までの高さと自由空間体積の関係（プール水が無 ⑤（ウェットウェル
添1.5.1-38 い場合）
い場合）
容積の誤記修正）9540m35960m3

添1.5.1-43

２．３ 工学的安全施設等に関するデータ
1. 低圧代替注水系（常設）(2) 注水特性

Ⅲ．工学的安全施設等に関するデータ
1. 低圧代替注水(2) 注水特性曲線⑤（記載の拡充）

給水系から注水される場合は90ｍ3/ｈ一定

項

目

数

値

備

考

1. 低圧代替注水系（可搬型）(1) ポンプ台数

1台(2) 注水特性

84m3/h40m3/h

15

添付資料
1.5.1

添1.5.1-44(3) 注水位置

格納容器スプレイ実
施前
格納容器スプレイ実
施後

給水系（記載なし）⑤（記載の拡充，適正化）

2. 高圧代替注水系(1) ポンプ台数

1台(2) 注水特性

182～114m3/h
に対し 20％減
給水系(3) 注水位置3. 原子炉隔離時冷却系

添付資料
1.5.1

添1.5.1-47

設計値(1) ポンプ台数

1台(2) 注水特性

182m3/h*1

8.12～1.03MPa[dif]原子炉停止機能喪失：ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･
ﾌﾟｰﾙ水位高（初期水位+50mm）で水源を復水貯蔵槽からｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙへ切り替えている。

原子炉停止機能喪失
以外では切り替えしない。*2(3) 水源切り替え条件

16

8.12～1.03MPa[dif]⑤（記載の適正化；記載漏れのため）

3/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

項

変更前

目

数

値

備

作動：L1+30 秒及び(1) 自動減圧系の作動条件

項 目

考

設定値

変更理由

数 値

備 考

作動：L1+30 秒(1) ADS（自動減圧系）の作動条件

設定値

停止：無し

格納容器圧力高及び停止条件とその数値③評価進捗による変更・修正及び停止条件とその数値(13.7kPa[gage])
停止：無し(2) PCV ベント操作の開始条件

17

添付資料
1.5.1

添1.5.1-48(2) 格納容器ベント操作の開始条件
及びベント経路とベント面積

1Pd，2Pd

格納容器最高使用

格納容器ベント，

圧力，または，最高70％面積(1Pd 時)

使用圧力の 2 倍

50％面積(2Pd 時)(3) 全交流電源喪失時の原子炉隔離時冷却系

24hr

設定値

及びベント経路とベント面積

1Pd，2Pd

格納容器最高使用

W/W ベント，

圧力，または，最高70％面積(1Pd 時)

使用圧力の 2 倍

50％面積(2Pd 時)(3) 全交流電源喪失時の RCIC の DC バッテ 24hr

設定値⑤（記載の適正化；自動減圧系の作動条件の記載追加）

リーの有効時間の DC バッテリーの有効時間

18

添付資料
1.5.1

(5) 溶融炉心物性値
表２に溶融炉心物性値を示す。本解析では、組み込みライブラリ(jasmine.corium2)を用いてい添1.5.1-57 る。JASMINEコード付属の溶融コリウム模擬のライブラリ（jasmine.corium、jasmine.corium2、
jasmine.corium3）のうち、デブリ物性値が実機条件に近いと考えられるjasmine.corium2を採用
した。
表２
No.

JASMINE 解析における物性値

項目

物性値
数値

19

添付資料
1.5.1

添1.5.1-58(4) 溶融炉心物性値
表２に溶融炉心物性値を示す。本解析では、組み込みライブラリ(jasmine.corium2)を用いてい ④（JASMINEコーる。JASMINEコード付属の溶融コリウム模擬のライブラリ（jasmine.corium、jasmine.corium2、 ド資料との記載整
jasmine.corium3）のうち、水蒸気爆発時の発生エネルギについて最も大きい結果を与えた合）
jasmine.corium2を採用した。
表２

備考

No.

JASMINE 解析における物性値

項目

単位

物性値
数値

備考
単位

1

溶融点

2545

[K]

組み込みライブラリ

1

溶融点

2545

[K]

組み込みライブラリ

2

固相線温度

2420

[K]

(jasmine.corium2)

2

固相線温度

2420

[K]

(jasmine.corium2)

3

液相線温度

2670

[K]

に基づく値

3

液相線温度

2670

[K]

に基づく値

4

固相密度

9430

[kg/m3]

4

固相密度

9430

[kg/m3]

5

液相密度

7960

[kg/m3]

5

液相密度

7960

[kg/m3]

6

液相比熱

565

[J/(kg・K)]

6

液相比熱

565

[J/(kg・K)]

7

固相比熱

445

[J/(kg・K)]

7

固相比熱

445

[J/(kg・K)]

8

溶融潜熱

.362×106[J/kg]

8

溶融潜熱

0.326×106[J/kg]

9

熱伝導率

2.88

[W/(m・K)]

9

熱伝導率

2.88

[W/(m・K)]

10

粘性係数

4.23×10-3[Pa・s]

10

粘性係数

4.23×10-3[Pa・s]

11

表面張力

0.45

[N/m]

11

表面張力

0.45

[N/m]

12

輻射率

[-]

12

輻射率

⑤（溶融潜熱の
誤記修正）

[-]

4/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

20

添付資料
1.5.1

添1.5.1-66

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（コリウムシー
ルドのSA設備化に伴う反映）

5/15

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料1.5.2 有効性評価におけるLOCA時の破断位置及び口径設定の考え方について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
1.5.2

2

添付資料
1.5.2

ページ番号

変更後

②配管口径
添1.5.2-3 HPCF低圧設計部の実耐力評価結果を踏まえて設定する。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②配管口径
系統のうち最も配管径が大きい高圧炉心注水系の吸込配管(400A配管)とす
る⑤(誤記修正）⑤（系統図にPT，PIの追加）

添1.5.2-4

図1-2 高圧炉心スプレイ系(HPCF(B系))の系統構成とISLOCA発生のイメー 図1-2 高圧炉心スプレイ系(HPCF(B系))の系統構成とISLOCA発生のイメー
ジ
ジ

6/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
1.5.2

添1.5.2-5

変更後

添付資料
1.5.2

変更前

変更理由

⑤（系統図にPT，PIの追加）

図1-3 原子炉隔離時冷却系(RCIC)の系統構成とISLOCA発生のイメージ

4③評価進捗による変更・修正

図1-3 原子炉隔離時冷却系(RCIC)の系統構成とISLOCA発生のイメージ⑤（系統図にPT，PIの追加）

添1.5.2-5

図1-4 残留熱除去系(RHR(A系))の系統構成とISLOCA発生のイメージ

図1-4 残留熱除去系(RHR(A系))の系統構成とISLOCA発生のイメージ

7/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

5

添付資料
1.5.2

6

添付資料
1.5.2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

許認可解析条件（非常用D/G等結果を最も厳しくする単一故障を考慮）での 許認可解析条件（非常用D/G等結果を最も厳しくする単一故障を考慮）での
RPVに接続する各種配管破断解析（SAFERによる解析）において，給水配管 RPVに接続する各種配管破断解析（SAFERによる解析）において，給水配管
破断（HPCF+2LPFL作動，破断面積：約839cm2）に比べてRHR配管破断
破断（HPCF+2LPFL作動，破断面積：約839cm2）に比べてRHR配管破断
添1.5.2-6 （RCIC+HPCF+2LPFL作動，破断面積：約792cm2）は破断面積が小さく，作動 （RCIC+HPCF+2LPFL作動，破断面積：約769cm2）は破断面積が小さく，作動する非常用炉心冷却系の系統が多いにも関らず，原子炉圧力容器内の保有 する非常用炉心冷却系の系統が多いにも関らず，原子炉圧力容器内の保有水量の低下は早い。（図2-1参照）
水量の低下は早い。（図2-1参照）

添1.5.2-7

図2-2 原子炉圧力容器の断面図

図2-2 原子炉圧力容器断面図

変更理由⑤（誤記修正）⑤（誤記修正）8/15

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料1.5.3 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故（想定事故1及び2）の有効性評価における共通評価条件について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
1.5.3

添1.5.3-1

変更後

添付資料
1.5.3

3

変更理由

図1 使用済燃料プール等の平面図⑤（記載の適正化）

添1.5.3-1

図2 放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位

添付資料
1.5.3

変更前

⑤（記載の拡充）

図1 使用済燃料プール等の平面図

2③評価進捗による変更・修正

図2 放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位③（有効桁数の見直し）⑤（記載の適正化）

添1.5.3-2

図3 6号及び7号炉の使用済燃料プールの構造高さ

図3 6号及び7号炉の使用済燃料プールの構造高さ

9/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表1 使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

4

添付資料
1.5.3

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

表1 使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積③（有効桁数の見直し）

添1.5.3-2

表3 評価に使用する値○算定に使用する値③（有効桁数の見直し）⑤（記載の適正
化）

5

添付資料
1.5.3

添1.5.3-4

6

添付資料
1.5.3

注1：評価では，使用済燃料の貯蔵体数が6号炉と比較して多い，7号炉の使 注1：柏崎刈羽7号炉の使用済燃料プールの燃料保管容量は3,444体（6号炉
用済燃料の崩壊熱を使用する。（使用済燃料プールの保管容量は，6号炉が は3,410体），1取替分(208体）の新燃料のスペースを考慮して使用済燃料の ⑤（記載の適正添1.5.3-5
3,410体，7号炉が3,444体。評価では，1取替炉心分（208体）の新燃料のス 体数は3,236体である。6号炉と比較して貯蔵体数が多いため，評価では7号
化）
炉の燃料の崩壊熱を使用する。
ペースを考慮した7号炉の貯蔵体数3,236本を使用する。）

7

添付資料
1.5.3

添1.5.3-5 注2：1,3,5号炉からの崩壊熱は号炉間の燃料輸送を想定した設定とする。

添付資料
1.5.3

注3：炉心燃料の取り出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短 注3：炉心燃料の取り出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止後10日を採用する。原子炉停止10日とは全制御棒全挿入から い原子炉停止後10日を採用する。
添1.5.3-5 の時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿⑤（記載の拡充）
入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが、崩壊熱評価はスクラ
ムのような瞬時に出力を低下させる保守的な評価条件となっている。

8

注2：崩壊熱は号炉間の燃料輸送を想定した設定とする。

⑤（記載の拡充）

10/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

9

添付資料
1.5.3

添1.5.3-6

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（記載の適正化）

図4 使用済燃料の線量率評価モデル

図1 使用済燃料の線量率計算モデル

11/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表5 使用済燃料の線源強度

10

添付資料
1.5.3

添1.5.3-7

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

表1 使用済燃料の線源強度⑤（記載の適正化）

12/15

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

11

添付資料
1.5.3

12

添付資料
1.5.3

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

7.水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済制御棒の評価条件
7.水遮へい厚に対する貯蔵中の使用済制御棒の計算条件
使用済燃料プール内の使用済制御棒を線源とする
使用済燃料プール内の使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
評価条件を以下に示す。
○線源形状：使用済制御棒貯蔵ハンガの全てに使用済制御棒が満たされ○線源形状：使用済み燃料プール内の使用済制御棒貯蔵ハンガの全てに た状態
使用済制御棒が満たされた状態○線源材料：水（密度0.958g/cm3）○線源材質：水（密度958kg/m3）
65℃から100℃までの飽和水の密度のうち，最小となる100℃の※65℃から100℃までの飽和水の密度のうち，最小となる100℃ 値を採用の値を採用
○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線はエネルギ18群（ORIGEN群⑤（記載の適正○ガンマ線エネルギ：評価に使用するガンマ線はエネルギ18群（ORIGEN群 構造）とする
添1.5.3-8 構造）とする
化）○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に3領域に分割し，使用済制御棒⑤（記載の拡充）○線源強度：使用済制御棒を高さ方向に3領域に分割し，使用済制御棒上 上部は上部ローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等
部は上部ローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を， を，使用済制御棒下部は下部ローラを代表としてモデル化している。使用済
使用済制御棒下部は下部ローラを代表としてモデル化している。使用済制御 制御棒中間部は制御棒を挿入時（照射期間426日）にのみ，使用済制御棒上
棒中間部は制御棒を挿入時（照射期間426日）にのみ，使用済制御棒上部と 部と下部は挿入時と引き抜き時（照射期間1278日）の間，炉心下部の出力
下部は挿入時と引き抜き時（照射期間1278日）の間，炉心下部の出力ピーキ ピーキングに応じた中性子が照射されるものとする。
ングに応じた中性子が照射されるものとする。また，使用済制御棒下部は使用済制御棒上部と同じ線源強度とする。

⑤（記載の適正化）

添1.5.3-8

図5 使用済制御棒の線量率評価モデル

図2 使用済制御棒の線量率計算モデル

13/15

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

評価で上記に示すとおり冠水時（①）と露出時（③）を等しく,線源を水として評 評価で上記に示す通り冠水時（①）と露出時（③）を等しく,線源が水として計価しているためである。
算しているためである。
13

添付資料
1.5.3

＜参考＞
＜参考＞
⑤（参考文献の添1.5.3-10 一例としてCo60を線源とした時のγ線の実効線量透過率の1/10価層は水で 一例としてCo60を線源とした時の1/10価層は水であると約70cmであるのに統一化）
あると約70cmであるのに対して,鉄（密度：7.86kg/cm3）であると約9cmとな対して,鉄（密度：7.87kg/cm3）であると約7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水り，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
と比べて大きいことが分かる。
参考文献：アイソトープ手帳11版 公益社団法人日本アイソトープ協会
見出しなし

14

添付資料
1.5.3

添1.5.3-11

見出しなし⑤（記載の適正化）

14/15

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No.

15

章番号

添付資料
1.5.3

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

想定事故1,2及び停止中の各有効性評価において原子炉建屋最上階での操 想定事故1では原子炉建屋最上階での作業は不要であるため，被ばくの評
作及びアクセスは必要とならないため，被ばくの評価で明確な照射時間を想 価で照射時間を想定することは困難であるが，仮に使用済燃料プールの近定することは困難であるが，仮に使用済燃料プールの近接にある燃料プー 接にある燃料プール冷却浄化系の手動弁の操作であっても長時間の作業とル冷却浄化系の手動弁の操作であっても１時間を超える長時間の作業とな ならない。そこで想定事故1の線量率は，緊急作業時の被ばく限度（100mSv）
らない。そこで想定事故1,2及び停止中の各有効性評価の必要な遮蔽の目 及び緊急作業時の被ばく限度を適用する作業区域（15mSvを超えるおそれ安とする線量率は，緊急作業時の被ばく限度（100mSv）及び緊急作業時の がある区域）等の条件から十分余裕のある値であり，かつ定期検査作業で被ばく限度を適用する作業区域（15mSvを超えるおそれがある区域）等の条 の原子炉建屋最上階における現場作業の実績値（5.5mSv/h(柏崎刈羽原子
件から余裕のある値である10mSv/hとした。
力発電所7号炉 平成27年9月 蒸気乾燥器及び気水分離器取り外し作業の想定事故1,2での必要な遮蔽水位は図4より柏崎刈羽原子力発電所6号及び 例)）を考慮して10mSv/hとした。
④（線量率の実
7号炉において約4.9mとなり，開始水位から約2.1mが低下した水位である。 必要な遮蔽水位は下の図より柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉におい績値の調査範囲
なお，通常時であっても作業によって現場線量率が上昇することが考えられ て約4.9mとなり，開始水位から約2.1mが低下した水位である。
添1.5.3-13 る。原子炉建屋最上階における作業の例として，蒸気乾燥器の取り付け又の拡充及びそれに伴う実績値見は取り外し作業では，平成23年10月の柏崎刈羽原子力発電所7号炉の実績
直し）
で約11mSv/hであった。こちらの実績は設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待しない場合の測定点の値であり, 設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待する場合の測定点の値では約1mSv/hと必要な遮蔽の目安（10mSv/h）以下であった。
前述のように,設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待しない場合の測定点での線量率は必要な遮蔽の目安（10mSv/h）を超える場合もあるが，通常作業に対する作業員の放射線影響は，線源との離隔距離を確保する，作業時間を短くする，遮蔽を実施するなど，過度な被ばくをしないように運用面も含んだ対策が可能である。

15/15

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.1.1 （別紙1）安定状態の維持について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

（別紙1）

（別紙1）

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

代替循環冷却系又は格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・チェ 代替循環冷却又は格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・チェン
ンバ・プール水温の挙動を確認するため，有効性評価の対象とした事故シー バ・プール水温の挙動を確認するため，有効性評価の対象とした事故シーケ
ケンスのうち，サプレッション・チェンバ・プール水温が高く推移する重大事故 ンスのうち，サプレッション・チェンバ・プール水温が高く推移するシーケンスととして「格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する場合及び代替 して，重大事故として「格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使
循環冷却系を使用しない場合）」について，運転中の原子炉における重大事 用する場合及び代替循環冷却を使用しない場合）」について，運転中の原子故に至るおそれがある事故として，格納容器ベントを行い，事故発生40時間 炉における重大事故に至るおそれがある事故として，格納容器ベントを行
時点のサプレッション・チェンバ・プール水温が最も高く約125℃である「崩壊 い，事故発生40時間時点のサプレッション・チェンバ・プール水温が最も高い
熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障）」について，サプレッション・チェン「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障）シナリオ」について，サプレッ ⑤(40時間時点でション・チェンバ・プール水温が約100℃に低下するまでの長期間解析を実施 の具体的な水温（別紙1）-2 バ・プール水温が約100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
図1.1から図1.3に，格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する した。
の追加)場合）における格納容器圧力・温度及びサプレッション・チェンバ・プール水温 図1.1から図1.3に，格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用の解析結果を示す。同様に，図1.4から図1.6に，格納容器過圧・過温破損（代 する場合）における格納容器圧力・温度及びサプレッション・チェンバ・プール
替循環冷却系を使用しない場合）の解析結果を，図1.7から図1.9に，崩壊熱 水温の解析結果を示す。同様に，図1.4から図1.6に，格納容器過圧・過温破除去機能喪失（残留熱除去系の故障）の解析結果を示す。
損シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合）の解析結果を，図1.7から図1.9に，崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障）シナリオの解析結果を示す。

②（格納容器内への窒素封入を考慮した解析の見直し）（別紙1）-3

図1.1 格納容器圧力の推移（格納容器過圧・過温破損)（代替循環冷却系を使用する場合）

図1.1 格納容器圧力の推移（格納容器過圧・過温破損シナリオ）（代替循
環冷却を使用する場合）

1/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

3

章番号

（別紙1）

ページ番号

変更後

（別紙1）

変更前

変更理由

②（格納容器内への窒素封入を考慮した解析の見直し）（別紙1）-3

図1.2 格納容器気相部温度の推移（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）

4③評価進捗による変更・修正

図1.2 格納容器温度の推移（格納容器過圧・過温破損シナリオ）（代替循環冷却を使用する場合）②（格納容器内への窒素封入を考慮した解析の見直し）（別紙1）-4

図1.3 サプレッション・チェンバ・プール水温の推移（格納容器過圧・過温破 図1.3 サプレッション・チェンバ・プール水温の推移（格納容器過圧・過温破損） （代替循環冷却系を使用する場合）
損シナリオ） （代替循環冷却を使用する場合）

2/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

章番号

（別紙1）

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

3. 原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度制御
3. 原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度制御(1) 格納容器ベントの場合
重大事故時において格納容器ベントにより格納容器除熱を実施している場
重大事故時において格納容器ベントにより格納容器除熱を実施している場 合は，残留熱除去系による格納容器除熱機能が使用可能な状態になり，長合は，事象発生前に原子炉格納容器内に封入されていた窒素等及び炉心 期にわたり格納容器の冷却が可能であること，格納容器内の可燃性ガス濃損傷に伴うジルコニウム－水反応によって発生した水素等が格納容器ベント 度測定が可能であり，可燃性ガス濃度制御系により格納容器内の水の放射時に原子炉格納容器外に排出された後，原子炉格納容器内で発生し続ける 線分解により発生する酸素／水素を可燃限界濃度に到達することなく制御
水蒸気及び水の放射線分解による水素及び酸素が継続的に排出されてい が可能であることが確認された場合に，格納容器ベントを停止することがでる状態である。このため，残留熱除去系による格納容器除熱機能が使用可 きる。
能な状態になり，長期にわたり原子炉格納容器の冷却が可能であること，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度測定が可能であり，可燃性ガス濃度制御 残留熱除去系による格納容器除熱は，格納容器スプレイ又はサプレッショ
系により原子炉格納容器内の水の放射線分解により発生する酸素／及び水 ン・チェンバ・プール水冷却運転により実施する。しかし，長期安定停止状態 ②（可燃性ガス制
素を可燃限界濃度に到達することなく制御が可能である※ことが確認された における格納容器ベント停止後の格納容器除熱は，崩壊熱が低下している 御に関する記載
場合に，格納容器ベントを停止することができる。
ためサプレッション・チェンバ・プール水冷却運転のみで実施可能である。
を格納容器ベン※可燃性ガス濃度制御系の処理能力は，定格値（吸込流量
なお，格納容器スプレイを実施するような場合においては，格納容器内の急 ト，代替循環冷却255m3/h[normal]，再結合率95％）では，初期酸素濃度3.5vol％において激な蒸気凝縮により格納容器圧力が負圧になることを防止するため，格納容 に分けて記載す
0.046mol/sの酸素ガスを処理可能である。重大事故時において，水の放射 器圧力高スクラム設定点を格納容器スプレイ停止設定値としている。運転員 ることによる全面（別紙1）- 線分解により原子炉格納容器内で発生する酸素ガスは，「3.4水素燃焼」の条 は格納容器スプレイ停止設定値に至らないように格納容器スプレイ流量の見直し。.また，窒21
件で0.029mol/s（事象発生24時間後）であることから，可燃性ガス濃度制御 調整および格納容器スプレイ停止操作を行う。残留熱除去系による格納容
素注入について系が使用可能となった場合，原子炉格納容器内の酸素濃度の制御が可能で 器スプレイは運転員の操作により実施され，自動的に動作するものではな
記載を追加）ある。
い。
⑤（可燃性制御
残留熱除去系による格納容器除熱は，格納容器スプレイ又はサプレッショ
格納容器ベント停止後の格納容器可燃性ガス濃度制御は，可燃性ガス濃ン・チェンバ・プール水冷却運転により実施する。しかし，長期安定停止状態 度制御系により格納容器内の酸素／水素を再結合することにより，可燃限における格納容器ベント停止後の格納容器除熱は，崩壊熱が低下している 界濃度に到達することなく長期安定停止状態を維持することが可能である。
ためサプレッション・チェンバ・プール水冷却運転のみで実施可能である。
さらに，長期的な保管として格納容器の不活性化を，不活性ガス系による窒なお，格納容器スプレイを実施するような場合においては，格納容器内の急 素ガス封入により実施することができる。不活性ガス系による窒素ガス封入
激な蒸気凝縮により格納容器圧力が負圧になることを防止するため，格納容 は，可搬設備ではなく通常運転時に格納容器を不活性化する恒設設備で実器圧力高スクラム設定点を格納容器スプレイ停止設定値としている。運転員 施する。液体窒素で保管している貯槽から気化する設備を通して窒素ガスとは格納容器スプレイ停止設定値に至らないように格納容器スプレイ流量の して格納容器に供給される。この設備を使用する場合は，タンクローリ等によ調整および及び格納容器スプレイ停止操作を行う。残留熱除去系による格 る貯槽への補給体制，気化する設備への加熱源復旧，貯槽から格納容器ま納容器スプレイは運転員の操作により実施され，自動的に動作するものでは での配管健全性確認及び計装用空気・電源等のユーティリティー復旧が必
ない。
要となる。
（以下，省略）系の処理能力の追記）

3/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.1.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(高圧・低圧注水機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2(1/3)2-1

2-2

表2(1/3)

ページ番号

添2.1.2-4

変更後

変更前●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 子炉スクラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約- 4mである
見直し）
添2.1.2-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 のに対してゆらぎによる水位低下量は約- 10mmであり非常に小さい。した⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は がって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
小さい。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 子炉スクラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約- 4mである
見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 のに対してゆらぎによる水位低下量は約- 10mmであり非常に小さい。した⑤
下量は約- 30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は がって，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える
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。
影響は小さい。

2-3●項 目：初期条件『最大線出力密度』
3③評価進捗による変更・修正

表2(1/3)添2.1.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）

⑤

4/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『格納容器温度』

4

表2(2/3)添2.1.2-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

表2(2/3)添2.1.2-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』6

表3(2/3)

表3(2/3)

変更前

変更理由●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』●訓練実績等●訓練実績等
復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替 ②（送水ラインの用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実施する。
変更）
添2.1.2-8 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のと④（訓練実績のところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 ころ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポンプに反映）
能なことを確認した。
よる防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。
●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））』

7③評価進捗による変更・修正●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台）への燃料給油を期待している。
ポンプ（6号及び7号炉：各3台）への燃料給油を期待している。
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプへの燃料給油
料給油準備（現場移動開始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所 準備（現場移動開始からタンクローリーへの補給完了まで）は，所要時間90
添2.1.2-8 要時間140分のところ訓練実績等では約98分で実施可能なことを確認した。 分のところ訓練実績等では約82分で実施可能なことを確認した。
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間180分のと 可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練
ころ訓練実績等では約98分であり，許容時間内で意図している作業が実施 実績等では約96分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であ可能であることを確認した。
ることを確認した。

②（送水ラインの変更）④（訓練実績の
反映）
⑤

5/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』 ●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』

8-1

8-2

表3(3/3)

表3(3/3)●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】
制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについ 制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについて，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁 て，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁の操作に10分の操作時間と8弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格 の操作に10分の操作時間と7弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想 納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想④（操作手順の添2.1.2-9 定しており，十分な時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の 定しており，十分な時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の見直し）
格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁 格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作として移動時間を含めて90分の操作時間を想定しており，十分な の手動操作として移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な
時間余裕を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納 時間余裕を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個 容器圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余 の操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保している。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はな 裕を確保している。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はな
し。
し。
●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッ 現場モックアップ等による実績では，中央制御室における格納容器ベント準チによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベント操作は操作スイッ 備操作は操作スイッチによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転員（現場）の伸縮継手 ント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，移動時間含め約31分 員（現場）の伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は， ④（訓練実績の
添2.1.2-9 の操作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力逃がし装置のフィルタ 移動時間含め約30分の操作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力反映）
装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時間を考 逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁⑤
慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得た。また， の手動操作時間を考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する
格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応する 見込みを得た。また，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は現が，移動時間を含め約12分で操作を実施できた。想定で意図している運転操 場操作にて対応するが，移動時間を含め約7分で操作を実施できた。想定で作が実施可能なことを確認した。
意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

6/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.1.4 7日間における水源の対応について(高圧・低圧注水機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号
添付資料
2.1.4

2

添付資料
2.1.4

3

添付資料
2.1.4

ページ番号

変更後

③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて
添2.1.4-1 130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ移送する。

③評価進捗による変更・修正

変更前③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ移送する。

変更理由②（送水ラインの変更）○ 水源評価結果○ 水源評価結果
時間評価の結果から復水貯蔵槽が枯渇することはない。また，7日間の対応 時間評価の結果から復水貯蔵槽が枯渇することはない。また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約5300m3 必要となる。6号及び7 を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約5,200m3 必要となる。6号及び7 ③（水源評価にお号炉の同時被災を考慮すると，約10,600m3必要となる。各号炉の復水貯蔵 号炉の同時被災を考慮すると，約10,400m3必要となる。各号炉の復水貯蔵 ける単位換算時
添2.1.4-1
槽に約1,700m3及び淡水貯水池に約18,000m3の水を保有することから，6号 槽に約1,700m3及び淡水貯水池に約18,000m3の水を保有することから，6号 の水温の条件変及び7号炉の同時被災を考慮した場合も必要水量は確保可能であり，安定し 及び7号炉の同時被災を考慮した場合も必要水量は確保可能であり，安定し更）て冷却を継続することが可能である。
て冷却を継続することが可能である。

添2.1.4-1③（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）7/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.1.5 7日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

1

添付資料
2.1.5

添2.1.5-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

8/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.2.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2（1/3）

ページ番号

添2.2.3-4

2-1

2-2

表2（1/3）変更前●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるのに対して ④（最確条件の見直し）
添2.2.3-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 ゆらぎによる水位低下量は約-10mmであり非常に小さい。したがって，事象⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるのに対して見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 ゆらぎによる水位低下量は約-10mmであり非常に小さい。したがって，事象⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3

3

変更後

③評価進捗による変更・修正

表2（1/3）添2.2.3-4●項 目：初期条件『最大線出力密度』●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下（実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下
（実績値）

⑤

9/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

4

章番号

表2(2/3)

ページ番号

添2.2.3-5

変更後

変更前●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃（実測値）③評価進捗による変更・修正

変更理由④（最確条件の
見直し）
⑤

10/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.2.4 7日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

1

添付資料
2.2.4

添2.2.4-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）④（燃費修正）⑤

11/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.1 敷地境界での実効線量評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正

No.

1

変更後

変更前

章番号

ページ番号

添付資料
2.3.1.1

本評価では考慮していないが，原子炉格納容器内での自然沈着や格納容器 本評価では考慮していないが，格納容器スプレイによる除染係数（DF)100に
スプレイによる除去に期待できるため，S/C内でのスクラビング等による除染 期待できるため，サプレッション・チェンバでのスクラビング効果より大きな効④（59条の記載※
果を得ることが出来る。
が得られるものと考えられる。
添2.3.1.1-1 係数（DF10）に対して遜色ない効果
内容変更に伴う、※（59-11原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 添付2-5無機よ修正）
う素の沈着効果について）
原子炉建屋からの漏えいによる敷地境界での実効線量は，1桁程度小さい値となる

2③評価進捗による変更・修正

添付資料
2.3.1.1

添2.3.1.1-1

―

変更理由

⑤(記載の拡充。
原子炉建屋からの漏洩した場合の敷地境界線量について追記)12/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.2 蓄電池による給電時間評価結果について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
蓄電池による給電時間評価結果について（6号炉）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

蓄電池による給電時間評価結果について（6号炉）

1

添付資料
2.3.1.2

原子炉隔離時冷却系の運転操作に係る負荷は直流125V主母線盤Aに接続 原子炉隔離時冷却系の運転操作に係る負荷は直流125V主母線盤6Aに接されており，非常用の常設直流電源設備である直流125V蓄電池Aより給電さ 続されており，非常用の常設直流電源設備である直流125V蓄電池6Aより給れる。全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により， 電される。全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給に
原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉注水が行われる。電源供給開始から より，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉注水が行われる。電源供給開
8時間後に，負荷制限を実施して電源を非常用の常設直流電源設備である 始から8時間後に，負荷制限を実施して電源を非常用の常設直流電源設備
直流125V蓄電池A-2に切替え11時間稼働する。その後，電源を常設代替直 である直流125V蓄電池6A-2に切替え11時間稼働する。その後，電源を常設 ②（直流電源の添2.3.1.2-1 流電源設備であるAM用直流125V蓄電池に切替え5時間稼働する。
負荷の見直しに代替直流電源設備であるAM用直流125V蓄電池に切替え5時間稼働する。
伴う変更）
上記運転方法に必要な負荷容量が直流125V蓄電池Aで約5,942Ah，直流
上記運転方法に必要な負荷容量が直流125V蓄電池6Aで約5,942Ah，直流
125V蓄電池A-2で約3,604Ah，AM用直流125V蓄電池で約2,597Ahであること 125V蓄電池6A-2で約3,572Ah，AM用直流125V蓄電池で約2,816Ahであるこに対し，蓄電池容量が直流125V蓄電池Aで約6,000Ah，直流125V蓄電池A-2 とに対し，蓄電池容量が直流125V蓄電池6Aで約6,000Ah，直流125V蓄電池
で約4,000Ah，AM用直流125V蓄電池で約3,000Ahであることから，電源供給 6A-2で約4,000Ah，AM用直流125V蓄電池で約3,000Ahであることから，電源開始から24時間にわたって全交流動力電源喪失時の対応に必要な設備に 供給開始から24時間にわたって全交流動力電源喪失時の対応に必要な設
電源供給が可能である。
備に電源供給が可能である。

2

添付資料
2.3.1.2

添2.3.1.2-2②（直流電源の負荷の見直しに伴う変更）

図2.3.1.2-1 直流125V蓄電池6A，6A-2，AM用直流125V蓄電池 負荷曲線
図2.3.1.2-1 直流125V蓄電池6A，6A-2，AM用直流125V蓄電池 負荷曲線

13/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
2.3.1.2

添2.3.1.2-3

変更後

添付資料
2.3.1.2

変更前

変更理由④(最新の57条資料の反映)

図2.3.1.2-2 直流電源単線結線図（6号炉）
蓄電池による給電時間評価結果について（7号炉）

4③評価進捗による変更・修正

図2.3.1.2-2 直流電源単線結線図（6号炉）
蓄電池による給電時間評価結果について（7号炉）

原子炉隔離時冷却系の運転操作に係る負荷は直流125V主母線盤Aに接続 原子炉隔離時冷却系の運転操作に係る負荷は直流125V主母線盤7Aに接されており，非常用の常設直流電源設備である直流125V蓄電池Aより給電さ 続されており，非常用の常設直流電源設備である直流125V蓄電池7Aより給れる。全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により， 電される。全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給に
原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉注水が行われる。電源供給開始から より，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉注水が行われる。電源供給開
8時間後に，負荷制限を実施して電源を非常用の常設直流電源設備である 始から8時間後に，負荷制限を実施して電源を非常用の常設直流電源設備
直流125V蓄電池A-2に切替え11時間稼働する。その後，電源を常設代替直 である直流125V蓄電池7A-2に切替え11時間稼働する。その後，電源を常設
代替直流電源設備であるAM用直流125V蓄電池に切替え5時間稼働する。
添2.3.1.2-4 流電源設備であるAM用直流125V蓄電池に切替え5時間稼働する。
上記運転方法に必要な負荷容量が直流125V蓄電池Aで約5,919Ah，直流
上記運転方法に必要な負荷容量が直流125V蓄電池7Aで約5,995Ah，直流
125V蓄電池A-2で約3,795Ah，AM用直流125V蓄電池で約2,682Ahであること 125V蓄電池7A-2で約3,779Ah，AM用直流125V蓄電池で約2,909Ahであるこに対し，蓄電池容量が直流125V蓄電池Aで約6,000Ah，直流125V蓄電池A-2 とに対し，蓄電池容量が直流125V蓄電池7Aで約6,000Ah，直流125V蓄電池
で約4,000Ah，AM用直流125V蓄電池で約3,000Ahであることから，電源供給 7A-2で約4,000Ah，AM用直流125V蓄電池で約3,000Ahであることから，電源開始から24時間にわたって全交流動力電源喪失時の対応に必要な設備に 供給開始から24時間にわたって全交流動力電源喪失時の対応に必要な設
電源供給が可能である。
備に電源供給が可能である。

②（直流電源の負荷見直し）

14/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.3.1.2

添2.3.1.2-5

変更後

添付資料
2.3.1.2

変更前

変更理由②（直流電源の負荷見直し）

図2.3.1.2-3 直流125V蓄電池7A，7A-2，AM用直流125V蓄電池 負荷曲線

6

③評価進捗による変更・修正

図2.3.1.2-3 直流125V蓄電池7A，7A-2，AM用直流125V蓄電池 負荷曲線④(最新の57条資料の反映)

添2.3.1.2-6

図2.3.1.2-4 直流電源単線結線図（7号炉）

図2.3.1.2-4 直流電源単線結線図（7号炉）

15/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.3 全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の24時間継続運転が可能であることの妥当性について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

添付資料
2.3.1.3

ページ番号

添2.3.1.3-2

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

中央制御室内の制御盤からの発熱と中央制御室躯体からの放熱の熱バラン 中央制御室内の制御盤からの発熱と中央制御室躯体からの放熱の熱バラン
スから，換気空調系停止後の中央制御室の最高温度は約37℃（補足資料参 スから，換気空調系停止後の中央制御室の最高温度は約38℃（補足資料参 ③（設計の進捗に照）と評価され，制御盤の設計上想定している環境温度の上限値である40℃ 照）と評価され，制御盤の設計上想定している環境温度の上限値である40℃ より中央制御室※1を下回る。したがって，中央制御室の室温上昇がRCIC継続運転に与える ※1を下回る。したがって，中央制御室の室温上昇がRCIC継続運転に与える の熱負荷が変更
し,それに合わせ影響はない。
影響はない。
た再評価を実施）
RCICポンプ室内の発熱と部屋の放熱・吸熱の熱バランスから，換気空調系
停止後のRCICポンプ室の最高温度は約53℃（補足資料参照）と評価され

2

添付資料
2.3.1.3

添2.3.1.3-3

RCIC室内の発熱とRCIC室部屋の放熱・吸熱の熱バランスから，換気空調系 ③（他の室温評価
停止後のRCIC室の最高温度は約54℃（補足資料参照）と評価されに合わせた評価
モデルの詳細化に伴う変更）

3

添付資料
2.3.1.3

添2.3.1.3-4⑤（設備側の資料（添付８）に併せた概要図に変更）

図1 RCIC系統構成概略図
図1 RCIC系統構成概略図

16/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.3 補足資料 全交流動力電源喪失時におけるRCICポンプ室及び中央制御室の温度上昇について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

表1 評価する部屋の条件（6号炉の場合）

表1 評価する部屋の条件（6号炉の場合）

中央制御室

1

2

3

1

1

1

添2.3.1.3補足2

発熱負荷[W]※1,2

0～1時間：150,000
1～24時間：63,000

部屋の容積[m3]4,439熱容量[kJ/℃]

4,922

初期温度[℃]

26③評価進捗による変更・修正

変更理由

RCICポンプ室③（設計の進捗により中央制御室の熱負荷が変更
し,それに合わせた再評価を実施）

15,682591

40※1 中央制御室の熱負荷は平成29年4月21日時点の設計値に余裕を考慮した値とする。
なお，今後の詳細設計により，発熱負荷が変化する場合が考えられるが，評価で設定した発熱負荷を超過した場合においても設計値である40℃を超過し添2.3.1.3補足- ないように設計されるため, RCICの24時間継続運転に悪影響を及ぼすことは2ない。
※2 中央制御室の熱負荷は直流電源の負荷制限による変化を考慮する。

(3)評価結果
全交流動力電源喪失時において，事象発生後24時間のRCICポンプ室の最添2.3.1.3補足- 高温度は約53℃，中央制御室の最高温度は約37℃となり，設計で考慮している温度を超過しないため，RCIC運転継続に与える影響はない。
2-③（設計の進捗により中央制御室の熱負荷が変更
し,それに合わせた再評価を実施）⑤（詳細設計が確定していない負荷を考慮した記載を追加）③（設計の進捗に(3)評価結果
より中央制御室
全交流動力電源喪失時において，事象発生後24時間のRCIC室最高温度はの熱負荷が変更
約54℃，中央制御室の最大温度は約38℃となり，設計で考慮している温度をし,それに合わせ超過しないため，RCIC運転継続に与える影響はない。
た再評価を実施）⑤

17/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.4 逃がし安全弁に係る解析と実態の違い及びその影響について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.3.1.4

添2.3.1.4-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②（重大事故等対処設備範囲変更に伴う修正）図3 高圧窒素ガス供給系 系統構成図

図3．高圧窒素ガス供給系及び代替高圧窒素ガス供給系 系統概要図

18/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

2

3

章番号

添付資料
2.3.1.4

添付資料
2.3.1.4

ページ番号

変更後

有効性評価においては，以下の実態の運用を考慮し，事象初期に作動する逃がし弁機能による原子炉圧力制御にて代表させている。なお，全交流動力
電源喪失のような長期的に原子炉圧力制御を行うシーケンスにおいては安
全弁機能による影響を確認している。
(1) 運転員による手動圧力制御
実態の運用としては，運転員は頻繁な逃がし安全弁の動作を回避するため，手動開操作により，逃がし安全弁を操作し，原子炉圧力を制御する。その結果として，逃がし安全弁の開放する回数が少なくなる。
(2) RCICの運転方法
有効性評価では，原子炉水位L2～L8制御にてRCIC起動・停止としている。
実態の運用としては，RCICの系統流量を調整することにより，起動・停止の添2.3.1.4-5 回数が少なくなる。これにより，原子炉内の蒸気を継続して消費することから，原子炉圧力の上昇率は抑制され，逃がし安全弁が開放する回数が少なくなる。
(3) 高圧窒素ガス供給系の使用
アキュムレータ内の窒素を消費した場合においても高圧窒素ガス供給系を使用することによって，逃がし弁機能による圧力制御を継続・維持することも可能である。なお，高圧窒素ガス供給系を使用した場合の逃がし安全弁の動
作可能回数は約2,000回（格納容器圧力0.31MPa[gage]にて）であり，全交流
動力電源喪失における逃がし安全弁動作回数である約1,500回を上回る。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

⑤（有効性評価において逃がし弁機能による原子炉圧力制御を代表させてる旨を追記、実態の運用を追記）

安全弁機能にて原子炉圧力を制御した場合においても，原子炉隔離時冷却 上記の状態においても，原子炉隔離時冷却系による注水は可能であり，原系による注水は可能であり，原子炉系の最高使用圧力（8.62MPa[gage］）以 子炉系の最高使用圧力（8.62MPa[gage］）以下で制御されるため問題とならない。
添2.3.1.4-6 下で制御されるため問題とならない。

⑤（記載の適正化）

19/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

4

添付資料
2.3.1.4

添2.3.1.4-7

変更後

添付資料
2.3.1.4

変更理由③（減圧後の注水量見直しに伴う評価の見直し）図4 原子炉圧力の変化

5

変更前③評価進捗による変更・修正

図4．原子炉圧力の変化③（減圧後の注水量見直しに伴う評価の見直し）添2.3.1.4-7

図5 原子炉水位の変化

図5．原子炉水位の変化

20/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

6

添付資料
2.3.1.4

添2.3.1.4-7

変更後

添付資料
2.3.1.4

変更理由③（減圧後の注水量見直しに伴う評価の見直し）

図6 高出力燃料集合体の燃料被覆管の温度の変化

7

変更前③評価進捗による変更・修正

図6．高出力燃料集合体の燃料被覆管の温度の変化③（減圧後の注水量見直しに伴う評価の見直し）添2.3.1.4-8

図7 格納容器圧力の変化

図7．格納容器圧力の変化

21/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

8

添付資料
2.3.1.4

添2.3.1.410

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤（記載の適正化、クエンチャ排気口）

図9 サプレッション・チェンバ・プール内の逃がし安全弁クエンチャ排気口及 図9．サプレッション・チェンバ・プール内の逃がし安全弁クエンチャ及び原子び原子炉隔離時冷却系排気スパージャの配置図
炉隔離時冷却系排気スパージャの配置図

22/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.7 7日間における水源の対応について(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

添付資料
2.3.1.7

添付資料
2.3.1.7

ページ番号③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG
喪失））

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG
喪失））③（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）添2.3.1.7-1③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて
添2.3.1.7-1 130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ移送する。

変更理由③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ32台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ移送する。

②（送水ラインの
変更）

23/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.8 7日間における燃料の対応について(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋ 7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋
DG喪失））
DG喪失））

1

添付資料
2.3.1.8

添2.3.1.8-1②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）②（常設代替交
流電源設備の負荷修正）③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

24/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.1.9 常設代替交流電源設備の負荷(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG
喪失））②（GTG運用見直しに伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG
喪失））

1

添付資料
2.3.1.9

添2.3.1.9-1

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG
喪失））

2

添付資料
2.3.1.9

添2.3.1.9-2②（GTG運用見直しに伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）25/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.2.1 全交流動力電源喪失時において高圧代替注水系の24時間運転継続に期待することの妥当性について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
2.3.2.1

2

添付資料
2.3.2.1

3

添付資料
2.3.2.1

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

中央制御室内の制御盤からの発熱と中央制御室躯体からの放熱の熱バラ 中央制御室内の制御盤からの発熱と中央制御室躯体からの放熱の熱バラ ③（設計の進捗にンスから，換気空調系停止24時間後の中央制御室の最高温度は約37℃（添 ンスから，換気空調系停止24時間後の中央制御室の最高温度は約38℃（補 より中央制御室
添2.3.2.1-2 付資料2.3.1.3の補足資料参照）
足資料参照）の熱負荷が変更
し,それに合わせた再評価を実施）
HPACポンプ室内の発熱とHPACポンプ室の放熱・吸熱の熱バランスから，換 HPAC室内の発熱とHPAC室の放熱・吸熱の熱バランスから，換気空調系停 ③（設計進捗によ
気空調系停止24時間後のHPACポンプ室の最高温度は約50℃（補足資料参 止24時間後のHPAC室の最高温度は約55℃（補足資料参照）と評価される発熱負荷の見添2.3.2.1-2 照）と評価され直しに伴う評価の変更）⑤⑤（設備側の資料（添付８）に併せた概要図に変更）添2.3.2.1-3

図1 高圧代替注水系系統概略図

図1 高圧代替注水系系統概要図

26/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.2.1 補足資料 全交流動力電源喪失時におけるHPACポンプ室の温度上昇について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

1

添2.3.2.1補足-1③（設計進捗による発熱負荷の見直しに伴う評価の変更）

2

1

添2.3.2.1補足-1⑤（誤記訂正）

3

1

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由（3）評価結果（3）評価結果
全交流動力電源喪失時において，事故後24時間のHPACポンプ室の最高温 全交流動力電源喪失時において，事故後24時間のHPAC室の最高温度は約③（設計進捗によ度は約50℃となり，設計で考慮している温度※を超過しないため，HPAC運転 55℃となり，設計で考慮している温度※を超過しないため，HPAC運転継続にる発熱負荷の見継続に与える影響はない。
与える影響はない。
直しに伴う評価の添2.3.2.1補足-2※HPACポンプ室 （HPACのポンプ，弁，タービン，計装品等）※HPAC室 :（HPACのポンプ，弁，タービン，計装品等）
変更）: 66℃（初期6時間まで100℃，それ以降は66℃の設計）: 66℃（初期6時間まで100℃，それ以降は66℃の設計）
⑤

27/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.2.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)＋RCIC失敗)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2（1/3）

ページ番号

添2.3.2.2-4

2-1

2-2

表2（1/3）変更前●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）
添2.3.2.2-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3

3

変更後

③評価進捗による変更・修正

表2（1/3）添2.3.2.2-4●項 目：初期条件『最大線出力密度』●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

4

5

6

7

章番号

表2(2/3)

表2(2/3)

表2(2/3)

表2(3/3)

ページ番号

添2.3.2.2-5

添2.3.2.2-5

変更後●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）●項 目：初期条件『燃料の容量』●項 目：初期条件『燃料の容量』

表3(1/5)●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,240kL＜最確条件＞
2,140kL以上 （軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量）＜最確条件＞
2,240kL以上 （軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量）●項 目：機器条件『低圧代替注水系（常設）』●項 目：機器条件『低圧代替注水系（常設）』

添2.3.2.2-6 ●条件設定の考え方
約90m3/hにて崩壊熱相当量を注水するものとして設定●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』

8

変更前●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,140kL
添2.3.2.2-5③評価進捗による変更・修正●条件設定の考え方
崩壊熱相当量の注水量として設定。

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）⑤③（24時間後以降の注水を実態に見合った注水量に変更した解析に見直し）●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』②（送水ラインの●訓練実績等●訓練実績等変更）
復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替④（操作手順の用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実施する。
添2.3.2.2-7 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のと見直し）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 ころ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポンプに ④（訓練実績の反映）
能なことを確認した。
よる防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要⑤時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，大容 ●項 目：『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ，電源車，可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）』
量送水ポンプ及び常設代替交流電源設備）』

9

表3(2/5)●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号 ポンプ（6号及び7号炉：各3台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1
び7号炉：各2台）及び可搬型大容量送水ポンプ（6号及び7号炉：各1台），及台），及び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉:各1台）への給油を期待し び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉で1台）への燃料給油を期待してい②（送水ラインのている。
る。
変更
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ，電源車及び可車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油準備（現場移動開始か 搬型大容量送水ポンプへの燃料給油準備（現場移動開始からタンクローリー ④（操作手順の
添2.3.2.2-8 らタンクローリ（4kL,16kL）への補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓 への補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練実績等では約82分，常設見直し）
練実績等では約98分，常設代替交流電源設備への給油準備は，所要時間 代替交流電源設備への燃料給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績 ④（訓練実績の反映）
120分のところ訓練実績等では約111分で実施可能なことを確認した。
等では約95分で実施可能なことを確認した。
⑤
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練練実績等では約98分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への 実績等では約96分，電源車及び可搬型大容量送水ポンプへの燃料給油作
給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約108分，常設代替交 業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約96分，常設代替交流電源
流電源設備への給油作業は，許容時間16時間のところ訓練実績等では約 設備への燃料給油作業は，許容時間540分のところ訓練実績等では約135分
262分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認 であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。
した。

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』 ●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』

10-1

表3(2/5)●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】
全交流動力電源喪失時の炉心損傷前の格納容器ベントについて，運転員 全交流動力電源喪失時の炉心損傷前の格納容器ベントについて，運転員（現場）の格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一 （現場）の格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作として移動時間を含めて90分の操作時間を想定してお 次隔離弁の手動操作として移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保している。また，二次格納施設内で電動弁の手動 り，十分な時間余裕を確保している。また，二次格納施設内で電動弁の手動操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保 操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保 ④（操作手順の見直し）している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力逃がし している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力逃がし⑤
装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移動時 装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。ま
間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。また，格納容器ベント開始操作は，運転員（現場）による格納容器ベント操作は た，格納容器ベント開始操作は，運転員（現場）による格納容器ベント操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操作であり，本操作 伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操作であり，本操作
は，格納容器圧力の上昇傾向を監視したうえで，あらかじめ準備し格納容器 は，格納容器圧力の上昇傾向を監視したうえで，予め準備し格納容器圧力
添2.3.2.2-8 圧力0.31MPa[gage]到達時に実施する。よって，操作所要時間が操作開始時 0.31MPa[gage]到達時に実施する。よって，操作所要時間が操作開始時間に間に与える影響はなし。
与える影響はなし。
●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，運転員（現場）の伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔 現場モックアップ等による実績では，運転員（現場）の伸縮継手を用いた原子離弁の手動操作は，移動時間含め約31分の操作時間で完了する見込みを 炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，移動時間含め約30分の操作時間で得た。二次格納施設内で電動弁の手動操作は，移動時間含め約35分の操 完了する見込みを得た。二次格納施設内で電動弁の手動操作は，移動時間
作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置 含め約35分の操作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力逃がし装置 ④（訓練実績の
水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時間を考慮しのフィルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作
反映）て，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得た。また，格納 時間を考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得⑤
容器ベント操作は，伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操 た。また，格納容器ベント操作は，伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔
作を移動時間含め約12分の操作時間で完了する見込みを得た。
離弁の手動操作を移動時間含め約12分の操作時間で完了する見込みを得想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
た。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

10-2●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電』

11

表3(4/5)●訓練実績等
訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに添2.3.2.2-10 現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，約50分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電』●訓練実績等
訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，想定と同じ約70分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

④（訓練実績の反映）

31/95

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No.

章番号

12-1

表3(4/5)

12-2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) ④（操作手順の見直し）の行う現場系統構成は，操作対象が30弁程度であり，操作場所は原子炉建 の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場所は原子炉建⑤
屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに5時間 あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕をの操作時間を想定している。作業途中の格納容器ベント実施に伴う一時退 含めて5時間の操作時間を想定している。作業途中の格納容器ベント実施に
添2.3.2.2-10避（想定約4時間）を踏まえても，解析上の想定より操作開始時間は早まる可 伴う一時退避（想定約4時間）を踏まえても，解析上の想定より操作開始時間
能性がある。
は早まる可能性がある。
●訓練実績等
訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。また，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約9時間で代替原子炉補機冷却系が運転開始可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

●訓練実績等
訓練実績等より，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続，及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約7時間で代替原子炉補機
冷却系が運転開始可能であることを確認した。また，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

④（訓練実績の
反映）
⑤

32/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.4.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)＋SRV再閉失敗）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2（1/3）2-1

2-2

表2（1/3）

ページ番号

添2.3.4.2-4

変更後

変更前

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）
添2.3.4.2-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し ④（最確条件の見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3●項 目：初期条件『最大線出力密度』
3③評価進捗による変更・修正

表2(1/3)添2.3.4.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）

⑤

33/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『格納容器温度』

4

表2(2/3)添2.3.4.2-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

表2(2/3)添2.3.4.2-56

表2(2/3)添2.3.4.2-5③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
原子炉隔離時冷却系による注水時：約35℃～約50℃（実測値）
低圧代替注水系（可搬型）による注水時：約0℃～約34℃（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
原子炉隔離時冷却系による注水時：約30℃～約50℃（実測値）
低圧代替注水系（可搬型）による注水時：約0℃～約34℃（実測値）●項 目：初期条件『燃料の容量』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,140kL●項 目：初期条件『燃料の容量』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,240kL＜最確条件＞
2,140kL以上 （軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量）＜最確条件＞
2,240kL以上 （軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤②（第二GTGの位置づけ変更に伴
う反映）
⑤

34/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作』

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因④（操作手順の
【移動】
【移動】
見直し）
緊急時対策要員は，緊急時対策本部から低圧代替注水系（可搬型）で使用 緊急時対策要員は，緊急時対策本部から低圧代替注水系（可搬型）で使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の保管場所への移動は，徒歩による移 する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の保管場所への移動は，徒歩による移動を想定しても約30分間であり操作時間に与える影響はなし
動を想定しても約1時間であり操作時間に与える影響はなし

7-1

7-2
表3(1/4)

7-3③評価進捗による変更・修正【操作所要時間】低圧代替注水系（可搬型）について，運転員（現場）の準備操作は二次格納容器内の弁操作及び電動弁の手動操作に移動時間を含めて95分を想定している。緊急時対策要員の準備操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
ホース接続等に，225分を想定している。また，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は，緊急時対策要員による送水止め弁1弁の開操作に
添2.3.4.2-7 より開始される。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はな
し。

【操作所要時間】低圧代替注水系（可搬型）について，運転員（現場）の準備操作は二次格納容器内の弁操作及び電動弁の手動操作に移動時間を含めて95分を想定している。緊急時対策要員の準備操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級） ④（操作手順のホース接続等に，95分を想定している。また，低圧代替注水系（可搬型）によ
見直し）
る原子炉注水操作は，緊急時対策要員による送水止め弁1弁の開操作により開始される。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はなし。

●訓練実績等●訓練実績等
緊急時対策要員の緊急時対策所から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の保 緊急時対策要員の緊急時対策所から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の保管場所へは徒歩による移動時間として約30分間を想定している。現場モック 管場所へは徒歩による移動時間として約1時間を想定している。現場モックアップ等で得られた注水準備と移動時間を考慮すると当該操作に関わる時 アップ等で得られた注水準備と移動時間を考慮すると当該操作に関わる時④（操作手順の間は約225分で操作完了可能なことを確認した。
間は約135分で操作完可能なことを確認した。
見直し）
訓練実績等より，運転員（現場）の残留熱除去系注入弁の手動操作は，移動 現場モックアップ等による実績では，運転員（現場）の残留熱除去系注入弁
時間含め約40分の操作時間で完了し，原子炉建屋復水積算流量計バイパ の手動操作は，移動時間含め約40分の操作時間で完了し，原子炉建屋復水 ④（訓練実績の反映）
ス弁は,移動時間含め約20分の操作時間で完了する見込みを得た。また，現 積算流量計バイパス弁は,移動時間含め約20分の操作時間で完了する見込⑤
場モックアップ等による実績では，残留熱除去系洗浄水弁の手動操作は，移 みを得た。また，現場モックアップ等による実績では，残留熱除去系洗浄水
動時間含め約10分の操作時間で完了する見込みを得た。
弁の手動操作は，移動時間含め約10分の操作時間で完了する見込みを得想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
た。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

35/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『淡水貯水池から防火水槽への送水操作』

8-1

8-2

8-3

表3(1/4)添2.3.4.2-7（削 除）●解析条件（操作条件）の不確かさ＜解析上の操作開始時間＞
事象発生4時間後＜条件設定の考え方＞
淡水貯水池から防火水槽への送水準備時間を考慮して設定（削 除）●操作の不確かさ要因【認知】
中央制御室にて外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の非常用高圧系統の電源回復ができない場合，更に逃がし安全弁1個が開固着により原子炉圧力が低下した場合，蒸気駆動による原子炉隔離時冷却系又は高圧 ②（送水ラインの代替注水系が機能喪失し原子炉水位が低下することは明白であることから，
変更）
注水系統確保のため，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を要請する手順としている。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）に付随する淡水貯水池から防火水槽への送水準備も実施する。このため，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。

（削 除）②（送水ラインの変更）【要員配置】
淡水貯水池から防火水槽への送水操作は，現場にて淡水貯水池から防火水槽への系統構成及びホース水張りを行う専任の緊急時対策要員が配置さ②（送水ラインのれている。緊急時対策要員は淡水貯水池から防火水槽への送水操作を行っ
変更）ている期間，他の操作を担っていない。よって，操作開始時間に与える影響
はなし。

36/95

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No.

章番号

ページ番号

8-4

変更後

（削 除）

8-5

（削 除）
表3(1/4)添2.3.4.2-7

8-6

（削 除）

8-7

（削 除）

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

【移動】
淡水貯水池から防火水槽への送水準備は，緊急時対策要員の徒歩による移動を想定しても，余裕時間を加えて約1時間であり，操作時間に与える影響はない。仮に地震等の外部事象が起因事象の場合に，アクセスルートの ②（送水ラインの被害があっても，ホイールローダ等にて必要なアクセスルートを仮復旧できる変更）
宿直の体制としており，操作所要時間に移動時間含め4時間で送水開始可能である。
【操作所要時間】
淡水貯水池から防火水槽への送水について，緊急時対策要員の準備操作 ②（送水ラインのは淡水貯水池から防火水槽への系統構成，ホース水張りに移動時間を含め変更）て110分を想定している。
【他の並列操作有無】
緊急時対策要員の淡水貯水池から防火水槽への送水操作は，当該操作に ②（送水ラインの対応する緊急時対策要員に他の操作はなく，操作時間に与える影響はな
変更）
い。
【操作の確実さ】
緊急時対策要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要因の安全のために2人1組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく誤操作等により操作 ②（送水ラインの変更）
時間が長くなる可能性は低い。

37/95

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No.

章番号

ページ番号

8-8

（削 除）

8-9

（削 除）
表3(1/4)

8-10

8-11

変更後

添2.3.4.2-7

（削 除）

（削 除）

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由●運転員等操作時間に与える影響
実態の運転操作において淡水貯水池から防火水槽への送水準備操作が想定より短い時間で完了する可能性があり，原子炉への注水を早める。
②（送水ラインの地震等の外部事象が起因の場合においても，操作開始時間は解析上の設変更）定と同等であるため，操作時間に与える影響はない。
●評価項目となるパラメータに与える影響
実態の操作開始時間が早まった場合，原子炉への注水を早めることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
②（送水ラインの地震等の外部事象が起因の場合においても，操作開始時間は解析上の設変更）定と同等であるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
●操作時間余裕
運転員による原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮した場合において，事象発生から5時間10分後（操作開始時間の70分の時間遅れ）までに逃がし安全
弁による原子炉減圧操作を開始し低圧代替注水系（可搬型）による注水を開 ②（送水ラインの始できれば，燃料被覆管の最高温度は約808℃となり1,200℃以下となるた
変更）
め，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足する。
（添付資料2.3.4.3）●訓練実績等
現場モックアップ等により緊急時対策要員の淡水貯水池から防火水槽への②（送水ラインの送水操作は，緊急時対策所から淡水貯水池への移動を約20分であり，送水変更）開始まで約105分で操作完了可能なことを確認した。

38/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

9-1

表3(2/4)

9-2

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）』●項 目：『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）』●操作の不確かさ要因【操作所要時間】
各機器への給油について，緊急時対策要員の給油準備操作は，タンクロー
リ（4kL）への補給に移動時間を含めて140分，タンクローリ（16kL）への補給に移動時間を含めて120分を想定している。また，給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔以内で実施することとしている。いずれの操作も時間余裕を加味していることから，操作時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【操作所要時間】
各機器への給油について，緊急時対策要員の給油準備操作は，タンクロー
リ（4kL）への補給に移動時間を含めて90分，タンクローリ（16kL）への補給に移動時間を含めて120分を想定している。また，給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔以内で実施することとしている。いずれの操作も余裕
時間を加味していることから，操作時間に与える影響はなし。

変更理由④（操作手順の見直し）●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各4台）， 有効性評価では，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各3台），
代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号炉：各2台）及び大容量送水 代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1台），及び常設代替交流電源設 車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1台），及び常設代替交流電源設
添2.3.4.2-8 備（6号及び7号炉：各1台）への給油を期待している。
備（6号及び7号炉で1台）への燃料給油を期待している。
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源
車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油準備（現場移動開始か 車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への燃料給油準備（現場移動開らタンクローリ（4kL,16kL）への補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓 始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練 ②（送水ラインの練実績等では約98分，常設代替交流電源設備への給油準備は，所要時間 実績等では約82分，常設代替交流電源設備への燃料給油準備（現場移動変更）
120分のところ訓練実績等では約111分で実施可能なことを確認した。
開始からタンクローリ（16kL）への補給完了まで）は，所要時間120分のところ ④（訓練実績の
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 訓練実績等では約95分で実施可能なことを確認した。
反映）時間）以内で実施することとしている。
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔⑤
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間120分のところ訓 （許容時間）以内で実施することとしている。
練実績等では約98分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間120分のと給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約108分，常設代替交 ころ訓練実績等では約96分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット
流電源設備への給油作業は，許容時間16時間のところ訓練実績等では約 用）への燃料給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約96分，262分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認 常設代替交流電源設備への燃料給油作業は，許容時間540分のところ訓練した。
実績等では約135分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。
●項 目：操作条件『代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器 ●項 目：操作条件『代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作』
冷却操作』

10

表3(2/4)●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因④（訓練実績の【移動】
添2.3.4.2-8 【移動】反映）
運転員（現場）は，二次格納容器内へは20分程度で移動可能であり，それに 運転員（現場）は，二次格納容器内へは10分程度で移動可能であり，それに時間余裕を加えて操作所要時間を想定している。よって，操作開始時間に与 余裕時間を加えて操作所要時間を想定している。よって，操作開始時間に与える影響はなし。
える影響はなし。

39/95

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』 ●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』

11

表3(3/4)●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】
全交流動力電源喪失時の炉心損傷前の格納容器ベントについて，運転員 全交流動力電源喪失時の炉心損傷前の格納容器ベントについて，運転員（現場）の格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一 （現場）の格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作として移動時間を含めて90分の操作時間を想定してお 次隔離弁の手動操作として移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保している。また，二次格納施設内で電動弁の手動 り，十分な時間余裕を確保している。また，二次格納施設内で電動弁の手動操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕 操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕 ④（操作手順の
添2.3.4.2-9 を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力 を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力見直し）
逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に 逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に⑤
移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保 移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保している。また，格納容器ベント開始操作は，運転員（現場）による格納容器 している。また，格納容器ベント開始操作は，運転員（現場）による格納容器
ベント操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操作で ベント操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操作であり，本操作は，格納容器圧力の上昇傾向を監視したうえで，あらかじめ準 あり，本操作は，格納容器圧力の上昇傾向を監視したうえで，予め準備し格備し格納容器圧力0.31 MPa[gage]到達時に実施する。よって，操作所要時間 納容器圧力0.31 MPa[gage]到達時に実施する。よって，操作所要時間が操が操作開始時間に与える影響はなし。
作開始時間に与える影響はなし。

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電』

12

表3(4/4)●訓練実績等
訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに添2.3.4.2-10 現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，約50分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電』●訓練実績等
訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，想定と同じ約70分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

④（訓練実績の反映）

40/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』

13-1

表3(4/4)13-2③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 ④（操作手順のまえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場)
見直し）の行う現場系統構成は，操作対象が30弁程度であり，操作場所は原子炉建 の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場所は原子炉建⑤
屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに5時間 あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕を添2.3.4.2-10 の操作時間を想定している。作業途中の格納容器ベント実施に伴う一時退 含めて5時間の操作時間を想定している。作業途中の格納容器ベント実施に避（想定約4時間）を踏まえても，解析上の想定より操作開始時間は早まる可 伴う一時退避（想定約4時間）を踏まえても，解析上の想定より操作開始時間
能性がある。
は早まる可能性がある。
●訓練実績等
訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。また，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約9時間で代替原子炉補機冷却系が運転開始可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した●訓練実績等
訓練実績等より，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続，及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約7時間で代替原子炉補機
冷却系が運転開始可能であることを確認した。また，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した④（訓練実績の
反映）
⑤

41/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.4.4 7日間における水源の対応について(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)＋SRV再閉失敗)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
2.3.4.4

2

添付資料
2.3.4.4

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ格納容器 ②代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ格納容器
圧力が0.18MPa[gage]に到達した以降は，80m3/hで格納容器スプレイを実施 圧力が0.18MPa[gage]に到達した以降は，80m3/hで格納容器スプレイを実施する。
する。
②（送水ライン変③淡水貯水池から防火水槽への移送
添2.3.4.4-1
更）事象発生4時間後から，淡水貯水池から防火水槽へつながる配管の弁を操作することで必要な水量を防火水槽へ移送する。

添2.3.4.4-1②（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）42/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.4.5 7日間における燃料の対応について(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)＋SRV再閉失敗)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋ 7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋
DG喪失）＋SRV再閉失敗）
DG喪失）＋SRV再閉失敗）

1

添付資料
2.3.4.5

添2.3.4.5-1②(免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映)②(送水ラインの変更)②(第二GTGの位置づけ変更に伴う反映)②（常設代替交
流電源設備の負荷修正）③(燃費試験結果の反映)④（燃費修正）43/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.3.4.6 常設代替交流電源設備の負荷(全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)＋SRV再閉失敗)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋SRV再閉失敗）

1

添付資料
2.3.4.6

添2.3.4.6-1
常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋SRV再閉失敗）②（GTG運用見直しに伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋SRV再閉失敗）

2

添付資料
2.3.4.6

添2.3.4.6-2②（GTG運用見直しに伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

44/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.1.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/3）添2.4.1.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』

2-1

2-2

2-3

表2（1/3）変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ④（最確条件の見＜最確条件＞＜最確条件＞
直し）
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実
⑤
測値）
測値）
●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の見
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し直し）
添2.4.1.2-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の見
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

45/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『最大線出力密度』

3

表2（1/3）添2.4.1.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『格納容器温度』

4

表2（2/3）添2.4.1.2-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃（実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

表2（2/3）添2.4.1.2-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃（実測値）●項 目：初期条件『燃料の容量』

6

表2（2/3）●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
添2.4.1.2-5
約2,140kL＜最確条件＞
2,140kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）⑤●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃（実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃（実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『燃料の容量』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜解析条件＞
約2,240kL②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）⑤＜最確条件＞
2,240kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）

46/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

7-1

変更後

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電』●項 目：初期条件『常設代替交流電源からの受電』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【移動】
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室から操作現場である原子炉建屋地下1階及びコントロール建屋地下1階まで
それぞれ5分間程度で移動可能であるため，操作開始時間に与える影響は
なし。

【移動】
④（訓練実績の反
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室
映）から操作現場である原子炉建屋地下1階まで通常5分間程度で移動可能であ⑤
るが，移動時間としては余裕を含めて10分間を想定している。常設代替交流
電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)は，屋外に移動するが，移動時間としては徒歩の所要時間に余裕を加味し10分間を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影響はない。

【操作所要時間】【操作所要時間】
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員，常設代替交流電源設 常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)，常設代替交流電④（操作手順の見
備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)，非常用高圧母線の受電 源設備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)の操作内容及び操作直し）操作を行う運転員(現場)の操作内容及び操作所要時間は以下のとおり。これ 所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間⑤
らの作業は並行して行うため，操作所要時間は最長で60分間となる。
は最長で50分間となる。

7-2

7-3

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

表3（1/4）［起動操作等を行う運転員：操作所要時間；合計30分間］
常設代替交流電源設備の起動前準備及び起動操作の所要時間に20分間を想定
添2.4.1.2-7
10分間を想定［起動操作等を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計40分間］
要時間に10分間を想定
動準備の所要時間に10分間を想定④（操作手順の見直し）⑤

源設備側の遮断器操作の所要時間に20分間を想定［受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］［受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］
切り

7-4

離し操作を行う。操作の所要時間は50分間を想定

し操作を行う。操作対象が20個程度であり，1個あたりの操作時間に移動時
間含めて2分間程度を想定し，操作の所要時間は40分間を想定④（操作手順の見直し）⑤

後の非常用交流高圧電源母線の受電操作の所要時間に10分間を想定［運転員（中央制御室）：操作所要時間；合計20分間］［運転員（中央制御室）：操作所要時間；合計35分間］
切り

7-5

離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に20分間を想定

し及び操作スイッチの引き保持等の所要時間に20分間を想定
び低圧代替注水系（常設）の注水準備操作の所要時間に15分間を想定［受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計10分間］
7-6

遮断器の投入後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に10分間を想定（記載なし）④（操作手順の見直し）⑤④（操作手順の見
直し）
⑤

47/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

7-7

変更後

章番号

ページ番号

表3（1/4）●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに 訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実 現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実 ④（訓練実績の反添2.4.1.2-7 施し，約30分※1で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であること 施し，想定と同じ約70分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能で映）を確認した。
あることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』8

表3（3/4）

表3（3/4）

変更前

変更理由●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』②（送水ラインの●訓練実施等●訓練実績等変更）
復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替④（操作手順の見用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実施する。
直し）
添2.4.1.2-9 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のとこ④（訓練実績の反ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 ろ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポンプによ映）
能なことを確認した。
る防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時⑤
間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）』

9③評価進捗による変更・修正●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ，電源車，可搬型大容量送水ポンプ及び常設代替交流電源設備）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号 ポンプ（6号及び7号炉：各3台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1
び7号炉：各2台）及び可搬型大容量送水ポンプ（6号及び7号炉：各1台），及台），及び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉：各1台）への給油を期待し び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉で1台）への燃料給油を期待していている。
る。
②（送水ラインの各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ，電源車及び可変更）
車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油準備（現場移動開始か 搬型大容量送水ポンプへの燃料給油準備（現場移動開始からタンクローリー ④（操作手順の見直し）
添2.4.1.2-9 らタンクローリ（4kL,16kL）への補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓 への補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練実績等では約82分，常設
練実績等では約98分，常設代替交流電源設備への給油準備は，所要時間 代替交流電源設備への燃料給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績 ④（訓練実績の反120分のところ訓練実績等では約111分で実施可能なことを確認した。
等では約95分で実施可能なことを確認した。
映）また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔⑤
時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練練実績等では約98分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への 実績等では約96分，電源車及び可搬型大容量送水ポンプへの燃料給油作
給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約108分，常設代替交 業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約96分，常設代替交流電源
流電源設備への給油作業は，許容時間16時間のところ訓練実績等では約
設備への燃料給油作業は，許容時間540分のところ訓練実績等では約135分
262分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認し であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。
た。

48/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』

10-1

表3（4/4）10-2

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】④（操作手順の見
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操直し）
作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏⑤
まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場)の行う現場系統構成は，操作対象が30弁程度であり，操作場所は原子炉建 の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場所は原子炉建
屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁
添2.4.1.2- あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに5時間 あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕を
10の操作時間を想定している。よって，操作開始時間に与える影響はない。
含めて5時間の操作時間を想定している。
●訓練実績等
訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。また，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約9時間で代替原子炉補機冷却系が運転開始可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

●訓練実績等
訓練実績等より，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約7時間で代替原子炉補機冷 ④（訓練実績の反却系が運転開始可能であることを確認した。また，運転員(現場)の行う現場
映）
系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。
⑤
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

49/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.1.3 7日間における水源の対応について(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正

No.

章番号

1

添付資料
2.4.1.32

添付資料
2.4.1.3

ページ番号
添2.4.1.3-1

添2.4.1.3-1

変更後事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ移送する③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

事象発生12時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ移送する。

②(送水ラインの変更)③（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）50/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.1.4 7日間における燃料の対応について(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失 7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））
した場合））

1

添付資料
2.4.1.4

添2.4.1.4-1②(免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映)②(送水ラインの変更)②(第二GTGの位置づけ変更に伴う反映)②（常設代替交
流動力電源設備の負荷修正）③(燃費試験結果の反映)④(燃費修正)⑤

51/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.1.5 常設代替交流電源設備の負荷(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した
場合)）
<6号炉>

1

添付資料
2.4.1.5②（GTG運用見直しに伴う反映）常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した②（非常用ガス処
場合))
理系の位置づけ変更に伴う反映）<6号及び7号炉>

添2.4.1.5-1

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した
場合)）
<7号炉>

2

添付資料
2.4.1.5

添2.4.1.5-1②（GTG運用見直しに伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

52/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.2.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/3）添2.4.2.2-3 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』

表2（1/3）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『原子炉水位』④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）
添2.4.2.2-3 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。

●項 目：初期条件『最大線出力密度』
表2（1/3）添2.4.2.2-3 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『格納容器温度』

4●項 目：初期条件『原子炉熱出力』

変更理由●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3

3

変更前

●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実
測値）
測値）

2-1

2-2

③評価進捗による変更・修正

表2（2/3）添2.4.2.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃（実測値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）⑤●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃（実測値）④（最確条件の
見直し）
⑤

53/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

表2（2/3）添2.4.2.2-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃（実測値）●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』6

表3（2/3）

表3（2/3）

変更前

変更理由●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃（実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』②（送水ラインの●訓練実施等●訓練実績等変更）
復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替④（操作手順の用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実施する。
添2.4.2.2-7 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のと見直し）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 ころ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポンプに ④（訓練実績の反映）
能なことを確認した。
よる防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要⑤時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））』

7③評価進捗による変更・修正●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台）への給油を期待している。
ポンプ（6号及び7号炉：各3台）への燃料給油を期待している。
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプへの燃料給油
添2.4.2.2-7 油準備（現場移動開始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所要時 準備（現場移動開始からタンクローリーへの補給完了まで）は，所要時間90間140分のところ訓練実績等では約98分で実施可能なことを確認した。
分のところ訓練実績等では約82分で実施可能なことを確認した。
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練練実績等では約98分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能で 実績等では約96分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能でああることを確認した。
ることを確認した。

②（送水ラインの変更）④（操作手順の見直し）④（訓練実績の
反映）
⑤

54/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』 ●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』

8-1

表3（3/3）8-2

添2.4.2.2-8●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】
制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについ 制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについて，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁 て，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁の操作に10分の操作時間と8弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格 の操作に10分の操作時間と7弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想 納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の格納容 定しており，時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の格納容 ④（操作手順の器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動 器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動見直し）操作として移動時間を含めて90分の操作時間を想定しており，時間余裕を確 操作として移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力逃 保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移 がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保し 動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，十分な時間余裕を確保している。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はなし。
ている。よって，操作所要時間が操作開始時間に与える影響はなし。

●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッ 現場モックアップ等による実績では，中央制御室における格納容器ベント準チによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベント操作は操作スイッ 備操作は操作スイッチによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転員（現場）の伸縮継手 ント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，移動時間含め約31分 員（現場）の伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，の操作時間で完了する見込みを得た。また，格納容器圧力逃がし装置のフィ 移動時間含め約30分の操作時間で完了する見込みを得た。また，格納容器 ④（訓練実績の
ルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時間を 圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様
反映）考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得た。ま の弁の手動操作時間を考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了⑤
た，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応 する見込みを得た。また，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合するが，移動時間を含め約12分で操作を実施できた。
は現場操作にて対応するが，移動時間を含め約7分で操作を実施できた。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

55/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.2.3 7日間における水源の対応について(崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.4.2.3

添2.4.2.3-1

2

添付資料
2.4.2.3

添2.4.2.3-1

変更後
事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ移送する。

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

事象発生12時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽 ②（送水ラインのへ移送する。
変更）③（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）56/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.4.2.4 7日間における燃料の対応について(崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が 7日間における燃料の対応について(崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合))故障した場合))1

添付資料
2.4.2.4

添2.4.2.4-1②（送水ラインの変更）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②(第二ＧＴＧの位置づけ変更に伴う反映)③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

57/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.1 評価対象の炉心を平衡炉心のサイクル末期とすることの妥当性【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.5.1

添2.5.1-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 1 ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移（事象発生から400秒
後まで）

図1 ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移（事象発生から250秒
後まで）

58/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.2 自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

1

添付資料
2.5.2

本操作の判断の余裕として設計されている時間が30秒であること等を考慮
添2.5.2-1 し，③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

本操作の判断の余裕として与えられている30秒であること等を考慮し，
⑤

59/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.4 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(原子炉停止機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/4）●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）

2-1

2-2

2-3

添2.5.4-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』

表2（1/4）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，が，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば， ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，事④（最確条件の事象発生約300秒後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるの 象発生約300秒後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるのに見直し）
添2.5.4-4に対してゆらぎによる水位低下量は約-30mmであり非常に小さい。したがっ 対してゆらぎによる水位低下量は約-10mmであり非常に小さい。したがって，⑤て，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さ 事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
い。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，が，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば， ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，事④（最確条件の事象発生約300秒後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるの 象発生約300秒後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約-4mであるのに見直し）に対してゆらぎによる水位低下量は約-30mmであり非常に小さい。したがっ 対してゆらぎによる水位低下量は約-10mmであり非常に小さい。したがって，⑤て，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響 事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は
は小さい。
小さい。

60/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（本文との記載の整合）（記載なし）⑤（本文との記載の整合）（記載なし）⑤（本文との記載の整合）（記載なし）⑤（本文との記載の整合）●項 目：初期条件『主蒸気流量』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
7,640t/h

3-1＜最確条件＞
約7,620t/h～約7,710t/h （実測値）
3-2

表2（1/4）●条件設定の考え方
添2.5.4-4 定格主蒸気流量として設定●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，主蒸気は主蒸気隔離弁により早期に遮断されるため事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

3-3●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，主蒸気は主蒸気隔離弁により早期に遮断されるため事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

3-4●項 目：初期条件『最大線出力密度』
4

表2（1/4）添2.5.4-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『復水貯蔵槽水温』

5

表2（2/4）添2.5.4-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）⑤●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の
見直し）
⑤

61/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（本文との記載の整合）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条件を追記）●項 目：機器条件『原子炉スクラム信号』

6

表2（3/4）●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
添2.5.4-6
主蒸気隔離弁閉＜最確条件＞
主蒸気隔離弁閉●項 目：機器条件『電動駆動給水ポンプ』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプがトリップした後，電動駆動給水ポンプが自動起動するものとする。主復水器の水位低下
により電動駆動給水ポンプがトリップ

7-1＜最確条件＞
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプがトリップした後，電動駆動給水ポンプが自動起動するものとする。復水器ホットウェルの水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップ
表2（4/4）
7-2

7-3

7-4

添2.5.4-7●条件設定の考え方
電動駆動給水ポンプの設計値として設定●運転員等操作時間に与える影響
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響
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。

62/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.5 リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.5.5

それに伴う原子炉水位の低下（レベル2）による再循環ポンプ6台のトリップに それに伴う原子炉水位の低下（レベル2）による原子炉冷却材再循環ポンプ6より，原子炉の出力が抑制されることで， 燃料被覆管温度は大幅に低下す 台のトリップにより，原子炉の出力が抑制され，燃料被覆管表面が冠水する
添2.5.5-1,2 る。
ことで，事象発生から約230秒後に燃料被覆管温度は大幅に低下する。

⑤

2

添付資料
2.5.5

燃料被覆管の酸化量において1%以下であり，リウェットを考慮しないことで燃 燃料被覆管の酸化量において約0.4%であり，リウェットを考慮しないことで燃料被覆管の最高温度が約90℃，燃料被覆管の酸化量が約2%増加したことに 料被覆管の最高温度が約90℃，燃料被覆管の酸化量が約1.9%増加したこと
添2.5.5-2 比べるとその変化幅は小さく，に比べるとその変化幅は小さく，⑤

表1 リウェット考慮の有無による評価項目への影響

3

添付資料
2.5.5

添2.5.5-3

変更前

変更理由

表1 リウェット考慮の有無による評価項目への影響

⑤

63/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

4

添付資料
2.5.5

添2.5.5-4

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（燃料被覆管温度が最高を示
すノードであることの明記）

図1 燃料被覆管温度の推移（リウェット考慮せず，初期炉心流量90%）

図1 燃料被覆管温度の推移（リウェット考慮せず，初期炉心流量90%）

64/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.5.5

添2.5.5-4

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（燃料被覆管温度が最高を示
すノードであることの明記）

図2 燃料被覆管温度の推移（リウェット考慮せず，初期炉心流量100%）

図2 燃料被覆管温度の推移（リウェット考慮せず，初期炉心流量100%）65/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.6 初期炉心流量の相違による評価結果への影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.5.6

添2.5.6-4

変更後

添付資料
2.5.6

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から400秒後まで）

2③評価進捗による変更・修正

図1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から250秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.6-4

図2 炉心流量の推移（事象発生から400秒後まで）

図2 炉心流量の推移（事象発生から250秒後まで）

66/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
2.5.6

添2.5.6-5

変更後

添付資料
2.5.6

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から400秒後まで）

4③評価進捗による変更・修正

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から250秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.6-5

図 4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から400秒後まで）

図4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から250秒後まで）

67/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.5.6

添2.5.6-6

変更後

添付資料
2.5.6

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から400秒後まで）

6

変更前③評価進捗による変更・修正

図5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から250秒後まで）⑤

添2.5.6-6

図6 燃料被覆管温度※の推移（15ノード，事象発生から400秒後まで）

図6 燃料被覆管温度の推移（事象発生から400秒後まで）

68/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

7

添付資料
2.5.6

添2.5.6-7

変更後

添付資料
2.5.6

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 7 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から40分後まで）

8③評価進捗による変更・修正

図7 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.6-7

図 8 炉心流量の推移（事象発生から40分後まで）

図8 炉心流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

69/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

9

添付資料
2.5.6

添2.5.6-8

変更後

添付資料
2.5.6

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図9 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から40分後まで）

10③評価進捗による変更・修正

図9 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.6-8

図 10 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から40分後まで）

図10 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

70/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

11

添付資料
2.5.6

添2.5.6-9

変更後

添付資料
2.5.6

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 11 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から40分後まで）

12③評価進捗による変更・修正

図11 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.6-9

図 12 サプレッション・チェンバ・プール水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から40分後まで）

図12 サプレッション・チェンバ・プール水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から2500秒後まで）

71/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.7 原子炉注水に使用する水源とその水温の影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.5.7

添2.5.7-4

変更後

添付資料
2.5.7

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から40分後まで）

2③評価進捗による変更・修正

図1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.7-4

図 2 炉心流量の推移（事象発生から40分後まで）

図2 炉心流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

72/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
2.5.7

添2.5.7-5

変更後

添付資料
2.5.7

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から40分後まで）

4③評価進捗による変更・修正

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.7-5

図 4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から40分後まで）

図4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

73/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.5.7

添2.5.7-6

変更後

添付資料
2.5.7

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から40分後まで）

6③評価進捗による変更・修正

図5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.7-6

図 6 サプレッション・チェンバ・プールの水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から40分後まで）

図6 サプレッション・チェンバ・プールの水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から2500秒後まで）

74/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.8 高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源の水温の影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
2.5.8

添2.5.8-4

変更後

添付資料
2.5.8

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から40分後まで）

2③評価進捗による変更・修正

図1 中性子束, 平均表面熱流束の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.8-4

図 2 炉心流量の推移（事象発生から40分後まで）

図2 炉心流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

75/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
2.5.8

添2.5.8-5

変更後

添付資料
2.5.8

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から40分後まで）

4③評価進捗による変更・修正

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.8-5

図 4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から40分後まで）

図4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

76/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.5.8

添2.5.8-6

変更後

添付資料
2.5.8

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から40分後まで）

6③評価進捗による変更・修正

図5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.8-6

図 6 サプレッション・チェンバ・プールの水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から40分後まで）

図6 サプレッション・チェンバ・プールの水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から2500秒後まで）

77/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.9 外部電源の有無による評価結果への影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
2.5.9

これにより，ベースケースに比べて出力上昇が抑えられることから，事象初 これにより，ベースケースに比べて出力上昇が抑えられることから，事象初期の出力上昇による燃料被覆管温度の上昇は，ベースケースの事象発生初 期の出力上昇による燃料被覆管温度の上昇は，ベースケースの一次ピーク
添2.5.9-1 期の一時的な最高値（約730℃）以下に抑えられる。
（約770℃）以下に抑えられる。

2

添付資料
2.5.9

変更理由
③(PCTノード位
置適正化)⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-3

図1 中性子束の推移（事象発生から400秒後まで）

図1 中性子束の推移（事象発生から250秒後まで）

78/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
2.5.9

添2.5.9-3

変更後

添付資料
2.5.9

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図2 炉心流量の推移（事象発生から400秒後まで）

4③評価進捗による変更・修正

図2 炉心流量の推移（事象発生から250秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-4

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から400秒後まで）

図3 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から250秒後まで）

79/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

5

添付資料
2.5.9

添2.5.9-4

変更後

添付資料
2.5.9

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 4 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から400秒後まで）

6③評価進捗による変更・修正

図4 逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から250秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-5

図 5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（事象発生から400秒後まで）

図5 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の流量の推移（事象発生から250秒後まで）

80/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

7

添付資料
2.5.9

添2.5.9-5

変更後

添付資料
2.5.9

変更前

変更理由

⑤

図6 燃料被覆管温度※の推移（15ノード，事象発生から400秒後まで）

8③評価進捗による変更・修正

図6 燃料被覆管温度※の推移（事象発生から400秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-6

図 7 中性子束束の推移（事象発生から40分後まで）

図7 中性子束の推移（事象発生から2500秒後まで）

81/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

9

添付資料
2.5.9

添2.5.9-6

変更後

添付資料
2.5.9

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 8 炉心流量の推移（事象発生から40分後まで）

10③評価進捗による変更・修正

図8 炉心流量の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-7

図9 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から40分後まで）

図9 原子炉蒸気流量, 給水流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

82/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

11

添付資料
2.5.9

添2.5.9-7

変更後

添付資料
2.5.9

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 10 逃がし安全弁, 原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から40分後まで）

12③評価進捗による変更・修正

図10 逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系, 高圧炉心注水系の流量の推移（事象発生から2500秒後まで）⑤（グラフ表示幅の統一）

添2.5.9-8

図 11 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の流量の推移（事象発生から40分後まで）

図11 原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の流量の推移（事象発生から2500秒後まで）

83/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

13

添付資料
2.5.9

添2.5.9-8

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤（グラフ表示幅の統一）

図 12 サプレッション・チェンバ・プール水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から40分後まで）

図12 サプレッション・チェンバ・プール水温, 格納容器圧力の推移（事象発生から2500秒後まで）

84/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.5.10 SLC起動を手動起動としていることについての整理【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

1

添付資料
2.5.10

訓練においても事象発生から約3分での操作実施を確認していることから，
添2.5.10-1 運転員の操作についても大きな遅れを伴うものではない。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

訓練においても事象発生から約1～2分での操作実施を確認していることから，運転員の操作についても大きな遅れを伴うものでは無い。

④（訓練実績の反映）

85/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.6.1 中小破断LOCAの事象想定について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
2.6.1

なお，SAFERと比較し輻射による詳細な影響が考慮され燃料被覆管温度が なお，輻射による詳細な影響が考慮され燃料被覆管温度が詳細に評価され詳細に評価されるCHASTE評価によれば，多少大きめの破断面積（5.6cm2ま るCHASTE評価によれば，多少大きめの破断面積（5.6cm2まで）では，燃料
添2.6.1-2 で）では，燃料被覆管破裂を回避することは可能であり，被覆管破裂を回避することは可能であり，

変更理由⑤(記載の拡充)

86/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.6.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(LOCA時注水機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/3）2-1

2-2

表2（1/3）添2.6.3-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下（実績値）

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下（実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）
添2.6.3-4 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3●項 目：初期条件『最大線出力密度』
3③評価進捗による変更・修正

表2（1/3）添2.6.3-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）

⑤

87/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『格納容器温度』

4

表2（2/3）添2.6.3-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

表2（2/3）添2.6.3-5 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』6

表3（2/3）

表3（2/3）

変更前

変更理由●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』●訓練実施等●訓練実績等②（送水ラインの復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替
変更）
用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実施する。
④（操作手順の添2.6.3-8 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のと見直し）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 ころ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポンプに ④（訓練実績の能なことを確認した。
よる防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要反映）
時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図して⑤いる作業が実施可能なことを確認した。
●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））』

7③評価進捗による変更・修正●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ）』●訓練実施等●訓練実施等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水 ②（送水ラインの（6号及び7号炉：各4台）への給油を期待している。
ポンプ（6号及び7号炉：各3台）への燃料給油を期待している。
変更）
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプは，所要時間90 ④（操作手順の
添2.6.3-8 油準備（現場移動開始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所要時 分のところ訓練実績等では約82分で実施可能なことを確認した。
見直し）
間140分のところ訓練実績等では約98分で実施可能なことを確認した。
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔④（訓練実績のまた，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 （許容時間）以内で実施することとしている。
反映）時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練⑤
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 実績等では約96分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であ練実績等では約98分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能で ることを確認した。
あることを確認した。

88/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』 ●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】
制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについ 制御電源が使用可能な状況における炉心損傷前の格納容器ベントについて，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁 て，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッチによる1弁の操作に10分の操作時間と8弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格 の操作に10分の操作時間と7弁の開閉状態確認を含めて60分を想定し，格納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想 納容器ベント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を想④（操作手順の定しており，十分な時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の 定しており，十分な時間余裕を確保している。現場における運転員（現場）の見直し）
格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁 格納容器ベント準備操作は伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁⑤の手動操作として移動時間を含めて90分の操作時間を想定しており，時間 の手動操作として移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器 余裕を確保している。緊急時対策要員の格納容器ベント準備操作（格納容器
圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操 圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備）は，現場での手動弁4個の操作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保し 作に移動時間を含めて60分の操作時間を想定しており，時間余裕を確保している。よって，操作所要時間が操作時間に与える影響はなし。
ている。よって，操作所要時間が操作時間に与える影響はなし。

8-1

表3（3/3）8-2

添2.6.3-9●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッ 現場モックアップ等による実績では，中央制御室における格納容器ベント準チによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベント操作は操作スイッ 備操作は操作スイッチによる1弁の操作に約9分の操作時間を，格納容器ベチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転員（現場）の伸縮継手 ント操作は操作スイッチによる1弁の操作に約1分の操作時間を要した。運転を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，移動時間含め約31分 員（現場）の伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手動操作は，の操作時間で完了する見込みを得た。また，格納容器圧力逃がし装置のフィ 移動時間含め約30分の操作時間で完了する見込みを得た。また，格納容器④（訓練実績のルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時間を 圧力逃がし装置のフィルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様
反映）考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得た。ま の弁の手動操作時間を考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了⑤
た，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応 する見込みを得た。また，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合するが，移動時間を含め約12分で操作を実施できた。
は現場操作にて対応するが，移動時間を含め約7分で操作を実施できた。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

89/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.6.5 7日間における水源の対応について(LOCA時注水機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における水源の対応について（LOCA時注水機能喪失）

1

添付資料
2.6.5

添2.6.5-1

2

添付資料
2.6.5

事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて
添2.6.5-1 130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ給水する。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における水源の対応について（LOCA時注水機能喪失）③（水源評価における単位換算時の水源の条件変
更）防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ給水する。

②（送水ラインの
変更）

90/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料2.6.6 7日間における燃料の対応について(LOCA時注水機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について(LOCA時注水機能喪失)

1

添付資料
2.6.6

添2.6.6-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(LOCA時注水機能喪失)②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

91/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.7.1 インターフェイスシステムLOCA発生時の破断面積及び現場環境等について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
2.7.1

2

添付資料
2.7.1

3

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

ここで（α）は管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみな ここで（α）は管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみなすことができ，配管長（L）を実機の高圧炉心注水系の注水配管の配管長※2 すことができ，配管長（L）を実機の残留熱除去系（低圧注水モード）の注水配を元に保守的に100m※3とし，水の音速（α）を1,500m/s※4とすると，管路内 管の配管長※2を元に保守的に100m※3とし，水の音速（α）を1,500m/s※4を圧力波が往復する時間（μ）は約0.14秒となる。即ち，弁開放時間（T）を高 とすると，管路内を圧力波が往復する時間（μ）は約0.14秒となる。即ち，弁
添2.7.1-2 圧炉心注水系の電動仕切弁の約6秒とすると水撃作用による大きな圧力変 開放時間（T）を残留熱除去系（低圧注水モード）の電動仕切弁の約6秒とす化は生じることはなく，低圧設計部分の機器に原子炉圧力を大きく上回る荷 ると水撃作用による大きな圧力変化は生じることはなく，低圧設計部分の機重がかかることはないこととなる。
器に原子炉圧力を大きく上回る荷重がかかることはないこととなる。

変更理由⑤（誤記修正）※1： t=PD0/(2Sη+0.8P)
添2.7.1-7 ※2：管の最小厚さ（ts）が管の計算上必要な厚さ（t）以上であること※1：管の最小厚さ（ts）が管の計算上必要な厚さ（t）以上であること※2： t=PD0/(2Sη+0.8P)

⑤

添付資料
2.7.1

※1：t=t1+(((P-P1)(t2-t1))/(P2-P1))
添2.7.1-8 ※2：弁箱，弁ふたの最小厚さ（ts）が計算上必要な厚さ（t）以上であること※1：必要最小厚さ（ts）が最小厚さ（t）以上であること※2：t=t1+(((P-P1)(t2-t1))/(P2-P1))

⑤

4

添付資料
2.7.1

破断面積10cm2のインターフェイスシステムLOCAに伴う原子炉建屋内への原子炉内及び復水貯蔵槽からの漏えい量は，原子炉圧力容器及び復水貯蔵槽からの流出量を考慮しても最大で約200m3/h であり，高圧炉心注入ポ
ンプ吸込弁または復水貯蔵槽側吸込弁の閉止や原子炉水位を漏えい配管
添2.7.1-11 の高さ付近で維持することでさらに漏えい量を少なくすることができる。
破断した系統の区分と他区分の非常用炉心冷却系が機能喪失に至る約1,800m3（浸水高さ約2.5m）に到達するには9時間以上の十分な時間余裕がある。

破断面積10cm2のインターフェイスシステムLOCAに伴う原子炉建屋内への原子炉内及び復水貯蔵槽からの漏えい量は，原子炉圧力容器及び復水貯蔵槽からの流出量を考慮しても最大で約200m3/h であり，高圧炉心注入ポ
ンプ吸込弁または復水貯蔵槽側吸込弁の閉止や原子炉水位を漏えい配管の高さ付近で維持することでさらに漏えい量を少なくすることができる。
破断した系統の区分と他区分の非常用炉心冷却系が機能喪失に至る約2,000m3（浸水高さ約3m）に到達するには10時間以上の十分な時間余裕が
ある。

5

添付資料
2.7.1

添2.7.1-22

6

添付資料
2.7.1

※1：t=PD0/(2Sη+0.8P)
添2.7.1-30 ※2：管の最小厚さ（ts）が管の計算上必要な厚さ（t）以上であること※1：管の最小厚さ（ts）が管の計算上必要な厚さ（t）以上であること※2：t=PD0/(2Sη+0.8P)

⑤

7

添付資料
2.7.1

※2：t=t1+(((P-P1)(t2-t1))/(P2-P1))
添2.7.1-32 ※3：弁箱，弁ふたの最小厚さ（ts）が計算上必要な厚さ（t）以上であること※2：必要最小厚さ（ts）が最小厚さ（t）以上であること※3：t=t1+(((P-P1)(t2-t1))/(P2-P1))

⑤

添付資料
2.7.1

※2：弁箱，弁ふたの最小厚さ（ts）が計算上必要な厚さ（t）以上であること

8

添2.7.1-33※2：必要最小厚さ（ts）が最小厚さ（t）以上であること※3：t=t1+(((P-P1)(t2-t1))/(P2-P1))※4：t=Pd/(2S-1.2P)を適用⑤

また，事象発生3時間後に原子炉区域・タービン区域換気空調系を復旧し使 また，事象発生3時間後に原子炉建屋の常用換気空調系を復旧し使用開始
用開始を想定した場合，原子炉建屋の温度は約32℃まで低下することから， を想定した場合，原子炉建屋の温度は約33℃まで低下することから，③（内部溢水評
価の最新結果を反映）⑤（記載の適正化，温度の詳細な解析値を記載92/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.7.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(インターフェイスシステムLOCA)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/2）2-1

2-2

表2（1/2）添2.7.3-2 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）
添2.7.3-2 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
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。
い。

2-3●項 目：初期条件『最大線出力密度』
3③評価進捗による変更・修正

表2（1/2）添2.7.3-2 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42kW/m以下 （実績値）●項 目：初期条件『最大線出力密度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約42.0kW/m以下 （実績値）

⑤

93/95

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『外部水源の温度』

4

表2（1/2）添2.7.3-2 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：操作条件『高圧炉心注水系の破断箇所隔離操作』

5

表3③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤●項 目：操作条件『高圧炉心注水系の破断箇所隔離操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因
【移動】
【移動】
添2.7.3-4 運転員（現場）は中央制御室から操作現場である原子炉建屋１階までのアク 運転員（現場）は中央制御室から操作現場である原子炉建屋１階までのアクセスルートは通常20分程度で移動可能であるが，それに時間余裕を加えて セスルートは通常7分程度で移動可能であるが，それに余裕時間を加えて操操作所要時間を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影 作所要時間を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影響
響はない。
はない。

④（訓練実績の
反映）
⑤

94/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料2.7.4 7日間における燃料の対応について(インターフェイスシステムLOCA)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について(インターフェイスシステムLOCA)

1

添付資料
2.7.4

添2.7.4-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(インターフェイスシステムLOCA)②（第二ＧＴＧの位置づけ変更に伴う反映）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）④（燃費修正）⑤

95/95

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.4 原子炉格納容器内に存在する亜鉛及びアルミニウムの反応により発生する水素ガスの影響について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.1.2.42

添付資料
3.1.2.4

3

添付資料
3.1.2.4

ページ番号

変更後

添付資料
3.1.2.4

変更理由

2.1 亜鉛の反応による水素ガスの発生について
2.1 亜鉛の反応による水素の発生について
原子炉格納容器内のグレーチングの亜鉛めっきの反応により，水素ガスが 原子炉格納容器内のグレーチングの亜鉛めっきの反応により，水素が発生発生する可能性がある。前述のよう素の環境への放出低減のための水酸化 する可能性がある。保守的にグレーチングの亜鉛めっきが全て反応すること⑤(記載の拡充，
添3.1.2.4-1 ナトリウム注入によりサプレッション・プールのpHは約12.7程度となると考えら を想定して，水素発生総量を概略評価した。
予測PH値を記載)れるが，金属腐食反応はpH依存性があることから，保守的にグレーチングの亜鉛めっきが全て反応することを想定して，水素ガス発生総量を概略評価した。
2.2 アルミニウムの反応による水素ガスの発生について
2.2 アルミニウムの反応による水素の発生について
原子炉格納容器内の主なアルミニウムの使用箇所は，保温材の外装材や 原子炉格納容器内の主なアルミニウムの使用箇所は，保温材の外装材やドライウェルクーラー（DWC）のアルミフィンである。前述のよう素の環境への DWCのアルミフィンである。保守的にアルミニウムの全量が全て反応すること⑤(記載の拡充，
添3.1.2.4-2 放出低減のための水酸化ナトリウム注入によりサプレッション・プールのpH を想定して，水素発生総量を概略評価した。
予測PH値を記載)
は約12.7程度となると考えられるが，金属腐食反応はpH依存性があることから，保守的にアルミニウムの全量が全て反応することを想定して，水素ガス
発生総量を概略評価した。
格納容器気相部のモル分率から考えると，格納容器ベント実施時（0.31MPa） 格納容器気相部のモル分率から考えると，格納容器ベント実施時（0.31MPa）には，窒素ガス 約0.02MPa，蒸気 約0.29MPaを示す。亜鉛の反応により生じ には，窒素 約0.024MPa，蒸気 約0.285MPaを示す。亜鉛の反応により生じる
る水素ガス約77kg及びアルミニウムの発生により発生する水素ガス約162kg 水素77kg及びアルミニウムの発生により発生する水素162kgの合計239kgをの合計約239kgを考慮した場合は，窒素ガス 約0.02MPa，蒸気 約0.28MPa， 考慮した場合は，窒素 約0.023MPa，蒸気 約0.277MPa，水素 約0.010MPaと ③（有効桁数の添3.1.2.4-3 水素ガス 約0.01MPaとなる。これより，全交流動力電源喪失シナリオにおい なる。これより，全交流動力電源喪失シナリオにおいて，格納容器圧力は窒見直し）⑤て，格納容器圧力は窒素ガス及び原子炉内で崩壊熱により発生し原子炉格 素及び原子炉内で崩壊熱により発生し原子炉格納容器内に流入する蒸気の納容器内に流入する蒸気の影響が大きいと考えられ，亜鉛及びアルミニウ 影響が大きいと考えられ，亜鉛及びアルミニウムの反応で発生する水素はほムの反応で発生する水素ガスはほぼ影響を及ぼさない。
ぼ影響を及ぼさない。
表1：格納容器気相部のモル分率

4

変更前③評価進捗による変更・修正

添3.1.2.4-3

表1：格納容器気相部のモル分率③（有効桁数の
見直し）
⑤

1/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.5 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

添付資料
3.1.2.5

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

格納容器破損防止対策の有効性評価では，通常運転時に用いている原子 原子炉建屋内の換気空調系によって原子炉建屋を負圧にする場合，原子炉
炉区域・タービン区域換気空調系が全交流動力電源喪失により停止し，交流 建屋内の放射性物質は換気空調系を経由して大気中に放出されるが，原子電源が回復した後に非常用ガス処理系が起動する状況を想定している。ここ 炉建屋から大気中への漏えいを能動的に防止することができる。一方，原子 ②（非常用ガス処
添3.1.2.5- で，原子炉区域・タービン区域換気空調系の停止から非常用ガス処理系が 炉建屋内の換気空調系を停止する場合は，原子炉建屋からの漏えいを能動 理系の位置づけ
5-1
起動するまでの時間遅れを考慮し，非常用ガス処理系によって原子炉建屋 的に防止する効果は無くなるが，換気空調系を経由した放出が無くなる。本 変更に伴う変更）の設計負圧が達成されるまで事象発生から40分かかると想定している。
格納容器破損モードの重大事故等対策の有効性評価では後者，すなわち，⑤
原子炉建屋の換気空調系を停止する状況を想定している。

添付資料
3.1.2.5

本評価では，上述の状況に係わらず，非常用ガス処理系が起動し，原子炉 以下では，上述の状況に係わらず，保守的に原子炉建屋から大気中への放②（非常用ガス処
建屋の設計負圧が達成されるまでの間，原子炉格納容器から原子炉建屋に 射性物質の漏えいを仮定した場合の放出量を示す。
添3.1.2.5理系の位置づけ漏えいした放射性物質は，保守的に全量原子炉建屋から大気中へ漏えいす
5-1
変更に伴う変更）
ることを想定した場合の放出量を示す。
⑤

添付資料
3.1.2.5(2) 原子炉格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で原子炉格納容器内 (2) 格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で格納容器圧力に応じて漏え
圧力に応じて漏えい率が変化するものとし，開口面積は以下のとおり設定す い率が変化するものとし，開口面積は以下のように設定する。なお，エアロゾ
る。（添付資料3.1.2.6参照）
ル粒子は格納容器外に放出される前に貫通部内で大部分が捕集されること
・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当
が実験的に確認されていることから，本評価に当たっては，格納容器の漏え ③（PCV貫通部の添3.1.2.5- ・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
い孔におけるエアロゾルの捕集の効果（DF450）を考慮した。
DFの見直し）5-1
なお，エアロゾル粒子は原子炉格納容器外に放出される前に貫通部内で捕・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当⑤
集されることが実験的に確認されていることから原子炉格納容器の漏えい孔 ・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
におけるエアロゾルの捕集の効果に期待できるが，本評価では保守的に考慮しないこととする。

4

添付資料
3.1.2.5(3) 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについては，非常用ガ (3) 原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保守的に見積もるた
ス処理系により負圧が達成される事象発生40分後までは原子炉建屋内の放 め，原子炉建屋の換気空調系停止時の原子炉建屋から大気中への漏えい
添3.1.2.5- 射性物質の保持機能に期待しないこととし（換気率無限），非常用ガス処理 率を10%/日（一定）とした。（詳細は「3.補足事項」参照）
1,2
系により設計負圧を達成した後は設計換気率0.5回/日相当を考慮する。

5

添付資料
3.1.2.5(4) 非常用ガス処理系はフィルタを通して原子炉区域内の空気を外気に放出
添3.1.2.5-2 するためフィルタの放射性物質の除去性能に期待できるが，本評価では保守的に期待しないこととする（DF=1）。

-②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う変更）③（R/B換気率の見直し）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う変更）

2/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

章番号

添付資料
3.1.2.5

ページ番号

変更後

原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137の評価結果を表１に示す。
原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137は7日間で約15TBqであり，基準の100TBqを下回っている。
なお，事象発生７日間以降の影響を確認するため，事象発生30日間，100日
添3.1.2.5-2 間における環境へのCs-137の放出量を確認している。
事象発生後30日間及び100日間での放出量においても100TBqを下回る。

表１ 原子炉建屋から大気中への放射性物質(Cs-137)の漏えい量7

添付資料
3.1.2.5

添3.1.2.5-2

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

原子炉建屋から大気中への放射性物質（Cs-137）の漏えい量は約0.016TBq③（PCV貫通部の（7日間）となる。
格納容器が健全であるため，格納容器から原子炉建屋への漏えい量は制限 DFの見直し及びされ，更に原子炉建屋から大気中への漏えいにおいても一定の漏えい率に R/B換気率の見直しに伴う評価の制限されるため，放射性物質の漏えい量は抑制される。
この評価結果は「3.1.3代替循環冷却系を使用しない場合」に示すドライウェ 見直し，30日間，100日間の評価
ルのラインを経由した場合の放出量約2.0TBq（7日間）に比べて十分に小さの追加）い。
③（PCV貫通部のDFの見直し及びR/B換気率の見直しに伴う評価の見直し，30日間，100日間の評価
の追加）

3/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.6 原子炉格納容器漏えい率の設定について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

-

⑤（記載の拡充，格納容器漏えい率の設定に関する添付資料を追加）原子炉格納容器漏えい率の設定について
1

添付資料 添3.1.2.63.1.2.6
1,2③評価進捗による変更・修正

4/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損(代替循環冷却系を使用する場合)))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（本文及び解析
コード資料と記載
を統一）

1-2●運転員等操作時間に与える影響
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，リロケーションを起点に操作開始する運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

（記載なし）⑤（本文及び解析
コード資料と記載
を統一）

1-3●評価項目となるパラメータに与える影響
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，
炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により炉心溶融時間に与える影響は小さいことを確認しており，事象進展はほぼ変わらないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

（記載なし）⑤（本文及び解析
コード資料と記載を統一）●分 類：原子炉格納容器（炉心損傷後）●重要現象：リロケーション，構造材との熱伝達●解析モデル：溶融炉心の挙動モデル（リロケーション）
1-1

表1（2/2）2

表2（1/3）添3.1.2.7-2

添3.1.2.7-3●不確かさ
・TMI事故解析における炉心領域での溶融進展状態について，TMI事故分析
結果と一致することを確認した。
・リロケーションの進展が早まることを想定し，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により影響を確認した。
・TQUV，大破断LOCAシーケンスともに，炉心溶融時刻，原子炉圧力容器破損時刻への影響が小さいことを確認した。

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）④（最確条件の
見直し）
⑤

5/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3-1

3-2

表2（1/3）5

変更前●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，大④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 破断LOCA発生後の原子炉水位の低下量は約20分で通常運転水位約－4m
見直し）
添3.1.2.7-3 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 であるのに対してゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さ⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は い。従って，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
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。
響は小さい。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，大 ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 破断LOCA発生後の原子炉水位の低下量は約20分で通常運転水位約－4m 見直し）
持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 であるのに対してゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さ⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は い。従って，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与小さいことから，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 。

3-3

4

変更後

③評価進捗による変更・修正

表2（2/3）

表2（2/3）添3.1.2.7-4

添3.1.2.7-4●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の
見直し）
⑤

6/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

章番号

表2（2/3）

ページ番号

添3.1.2.7-4

変更後

変更前

●項 目：初期条件『燃料の容量』●項目：初期条件『燃料の容量』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,140kL●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,240kL＜最確条件＞
2,140kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）＜最確条件＞
2,240kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）●項 目：事故条件『起因事象』●運転員等操作時間に与える影響
Excessive LOCAを考慮した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料3.1.2.8）

7-1

表2（3/3）7-2

添3.1.2.7-5③評価進捗による変更・修正●評価項目となるパラメータに与える影響
Excessive LOCAを考慮した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，原子炉格納容器へ放出されるエネルギ
は大破断LOCAの場合と同程度であり，原子炉格納容器圧力は0.62MPa[gage]を下回っていることから，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3.1.2.8）

変更理由②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）⑤（記載なし）③（起因事象の不確かさの影響
評価としてExcessive LOCAを考慮した感度解析の追加実施）（記載なし）③（起因事象の不確かさの影響
評価としてExcessive LOCAを考慮した感度解析の追加実施）

7/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水 ●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水』系（常設）による原子炉注水』

8-1●操作の不確かさ要因【移動】
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室から操作現場である原子炉建屋地下1階及びコントロール建屋地下1階まで
それぞれ5分間程度で移動可能であるため，移動が操作開始時間に与える影響はない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作について
は中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【移動】②（常設代替交
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室 流電源設備の遠から操作現場である原子炉建屋地下1階まで通常5分間程度で移動可能で 隔起動化）
あるが，移動時間としては余裕を含めて10分間を想定している。常設代替交 ④（操作手順の流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)は，屋外に移動するが，移動 見直し）
時間としては徒歩の所要時間に余裕を加味し10分間を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影響はない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作については中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はなし。

8-2【操作所要時間】
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員，常設代替交流電源設
備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)，非常用高圧母線の受電
添3.1.2.7-6 操作を行う運転員(現場)の操作内容及び操作所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間は最長で50分間となる。

【操作所要時間】②（常設代替交
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)，常設代替交流電 流電源設備の遠源設備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)の操作内容及び操作 隔起動化）
所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間 ④（操作手順のは最長で50分間となる。
見直し）

8-3

表3（1/5）［起動操作等を行う運転員：操作所要時間；合計15分間］
・中央制御室における常設代替交流電源設備の起動前準備及び起動操作の所要時間に10分間を想定
・常設代替交流電源設備側の遮断器操作の所要時間に5分間を想定［起動操作等を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計40分間］
要時間に10分間を想定
動準備の所要時間に10分間を想定
源設備側の遮断器操作の所要時間に20分間を想定

8-4［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計15分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は15分間を想定［受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］
離し操作を行う。操作対象が20個程度であり，1個あたりの操作時間に移動
時間含めて2分間程度を想定し，操作の所要時間は40分間を想定
後の非常用交流高圧電源母線の受電操作の所要時間に10分間を想定②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の
見直し）
⑤

8/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員（中央制御室）：操作所要時
間；合計15分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に15分間を想定

8-5③評価進捗による変更・修正

変更前［運転員（中央制御室）：操作所要時間；合計35分間］
離し及び操作スイッチの引き保持等の所要時間に20分間を想定
び低圧代替注水系（常設）の注水準備操作の所要時間に15分間を想定

8-6

8-7

表3（1/5）［非常用高圧母線D系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計5分間］
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入
添3.1.2.7-6 後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に5分間を想定［非常用高圧母線C系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計25分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は25分間を想定

変更理由②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の
見直し）
⑤

9/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

8-8

［非常用高圧母線C系の受電準備を行う運転員（中央制御室）：操作所要時
間；合計10分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に10分間を想定

8-9［非常用高圧母線C系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計5分間］
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に5分間を想定
表3（1/5）8-10③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤

添3.1.2.7-6●訓練実績等●訓練実績等
常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による 常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員 常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，約50分で常設代替交流 による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，想定と同じ約70分で常電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
低圧代替注水系（常設）の操作は，訓練実績等より，復水移送ポンプを起動 常設代替交流電源設備からの受電操作と本操作を並行して実施することでし，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水のための系統構成を約2分で操作 事象発生後70分に原子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。
可能である見込みを得た。非常用高圧母線D系の電源回復後に実施することで事象発生後約45分に原子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。

②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（訓練実績の反映）④（操作手順の
見直し）
⑤

10/79

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No.

9

章番号

表3（3/5）

ページ番号

変更後

変更前

●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』

表3（3/5）

変更理由②（送水ラインの●訓練実績等●訓練実績等
復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替 変更）
用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実 ④（操作手順の添3.1.2.7-8 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 施する。淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想 見直し）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 定のところ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポ ④（訓練実績の能なことを確認した。
ンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注 反映）
水準備は，所要時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり， ⑤
想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。
●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）

10③評価進捗による変更・修正●項目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源車，可搬型大容量送水ポンプ及び常設代替交流電源設備）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号 ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各3台），代替原子炉補機冷却系用の電源車
炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1（6号及び7号炉：各2台）及び可搬型大容量送水ポンプ（6号及び7号炉：各1台），及び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉：各1台）への給油を期待し 台），及び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉で1台）への燃料給油を期ている。
待している。
②（送水ラインの各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 変更）
車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油準備（現場移動開始か 車及び可搬型大容量送水ポンプへの燃料給油準備（現場移動開始からタン ④（操作手順の添3.1.2.7-8 らタンクローリー（4kL,16kL）への補給完了まで）は，所要時間140分のところ クローリー（4kL,16kL）への補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練実 見直し）
訓練実績等では約98分，常設代替交流電源設備への給油準備は，所要時 績等では約82分，常設代替交流電源設備への燃料給油準備は，所要時間 ④（訓練実績の
間120分のところ訓練実績等では約111分で実施可能なことを確認した。
120分のところ訓練実績等では約95分で実施可能なことを確認した。
反映）
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔⑤
時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間180分のと練実績等では約98分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への ころ訓練実績等では約96分，電源車及び可搬型大容量送水ポンプへの燃料
給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約108分，常設代替交 給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約96分，常設代替交
流電源設備への給油作業は，許容時間16時間のところ訓練実績等では約 流電源設備への燃料給油作業は，許容時間540分のところ訓練実績等では262分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認 約135分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確
した。
認した。

11/79

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No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』

11-1

表3（4/5）11-2③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 ④（操作手順のまえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) 見直し）の行う現場系統構成は，操作対象が10弁程度であり，操作場所は原子炉建 の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場所は原子炉建 ⑤屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁
添3.1.2.7-9 あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕を あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕を含めて5時間の操作時間を想定している。よって，操作開始時間に与える影 含めて5時間の操作時間を想定している。
響はない。
●訓点実績等●訓練実績等
訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約2時 訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。
間で実施可能であることを確認した。
また，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続，及び電源車の また，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続，及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約9時間で代替原子炉補機冷却系が ケーブル接続等を含め，想定より早い約7時間で代替原子炉補機冷却系が運転開始可能であることを確認した。
運転開始可能であることを確認した。

④（訓練実績の反映）

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No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『代替循環冷却系による格納容器除熱操作』

12③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『代替循環冷却系による格納容器除熱操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】中央制御室における操作は，事前準備としての系統構成操作，代替循環冷 中央制御室における操作は，事前準備としての系統構成操作，代替循環冷却系運転開始直前操作（代替循環冷却系運転準備操作の系統構成のうち， 却系運転開始直前操作（代替循環冷却系運転準備操作の系統構成のうち，事象発生22時間後以降の復水移送ポンプの全停に係る操作）及び代替循環 事象発生22時間後以降の復水移送ポンプの全停に係る操作）及び代替循環
冷却系運転開始操作の3操作がある。事前準備としての系統構成操作は事 冷却系運転開始操作の3操作がある。事前準備としての系統構成操作は事象発生22時間後迄にあらかじめ行うもので操作時間に余裕を確保している。 象発生22時間後迄に予め行うもので操作時間に余裕を確保している。代替
代替循環冷却系運転開始直前操作は，復水移送ポンプ2台の停止操作に約 循環冷却系運転開始直前操作は，復水移送ポンプ2台の停止操作に約2分2分を想定しており，電動弁7弁の操作に約7分を想定し，30分間の操作時間 を想定しており，電動弁7弁の操作に約7分を想定し，30分間の操作時間にに余裕を確保している。運転開始操作は1弁の操作に約1分を想定し，復水 余裕を確保している。
移送ポンプの起動後速やかに2弁による原子炉への注水操作及び格納容器 運転開始操作は復水移送ポンプ1台起動と同時に1弁による原子炉への注
スプレイ操作を約4分と想定しており，5分間の操作時間を確保している。
水操作を約1分と想定し，2台目の起動と同時に1弁による格納容器スプレイ④（操作手順の運転員(現場)による現場操作は，事前準備としての系統構成操作と代替循 操作を約1分と操作しており，5分間の操作時間に余裕を確保している。
表3（5/5） 添3.1.2.7-10 環冷却系運転開始直前操作の2操作がある。事前準備としての系統構成（操 運転員(現場)による現場操作は，事前準備としての系統構成操作と代替循 見直し）
作対象弁数は約10弁を想定）に必要な所要時間を約2時間と想定しており， 環冷却系運転開始直前操作の2操作がある。事前準備としての系統構成（操 ⑤
20時間後までの時間余裕を確保している。また，事象発生20時間後以降の2 作対象弁数は約10弁を想定に必要な所要時間を約2時間と想定しており，20時間に行う現場の系統構成は，復水貯蔵槽出口弁2弁の閉操作に約30分， 時間後までの時間余裕を確保している。また，事象発生20時間後以降の2時
復水移送ポンプ最小流量バイパス弁3弁閉操作に約3分を想定しており，事 間に行う現場の系統構成は，復水貯蔵槽出口弁2弁の閉操作に約30分，復象発生22時間後まで移動時間，時間余裕を含め操作時間を確保している。 水移送ポンプ最小流量バイパス弁3弁閉操作に約3分を想定しており，事象
代替循環冷却系運転開始直前操作は復水貯蔵槽出口弁1弁の閉操作に約 発生22時間後まで移動時間，余裕時間を含め操作時間を確保している。代
15分，退避時間に約10分を想定しておりこれに時間余裕を含め30分間の操 替循環冷却系運転開始直前操作は復水貯蔵槽出口弁1弁の閉操作に約15
作時間を確保している。
分，退避時間に約10分を想定しておりこれに余裕時間を含め30分間の操作
また，代替循環冷却系運転開始直前操作にて復水移送ポンプを停止してい 時間を確保している。
る30分間に緊急時対策要員により可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて また，代替循環冷却系運転開始直前操作にて復水移送ポンプを停止してい原子炉への注水を行う。復水移送ポンプ停止前にホース敷設等の準備をし る30分間に緊急時対策要員により可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いてておき，復水移送ポンプ停止の約20分前から系統構成を行い，その後約20 原子炉への注水を行う。復水移送ポンプ停止前にホース敷設等の準備をし分間の注水を行う。
ておき，復水移送ポンプ停止後に約10分で系統構成を行い，その後約20分
間の注水を行う。

13/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.8 大破断LOCAを上回る規模のLOCAに対する格納容器破損防止対策の有効性について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

ページ番号

変更後

添付資料
3.1.2.8

大破断LOCAを上回る規模のLOCAに対する格納容器破損防止対策の
添3.1.2.8-1 有効性について～6③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（ＰＷＲと比較
により、Excessive
LOCA解析を追加）

14/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.9 7日間における水源の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用する場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

ページ番号

変更後

添付資料
3.1.2.9③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて
添3.1.2.9-1 130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ給水する。

③評価進捗による変更・修正

変更前③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ給水する。

変更理由②（送水ラインの
変更）

2

添付資料
3.1.2.9

また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約2,900m3必要 また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約2,830m3必要③（水源評価におとなる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約5,800m3必要とされる。
となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約5,660m3必要とされる。
ける単位換算時
添3.1.2.9-1の水温の条件変更）3

添付資料
3.1.2.9

添3.1.2.9-1③（水源評価における単位換算時の水温の条件変
更）7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）：代替循環冷却系を使用する場合）

7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）：代替循環冷却系を使用する場合）

15/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.10 7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用する場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納 7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用する場合)
容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用する場合)

1

添付資料
3.1.2.10

添3.1.2.101②（免振重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）③（燃料試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

16/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.2.11 常設代替交流電源設備の負荷(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用する場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
3.1.2.11

添3.1.2.111

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

③（常設代替交
流電源設備の負荷修正）

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用する場合）

2

添付資料
3.1.2.11③（常設代替交
流電源設備の負荷修正）

添3.1.2.112

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用する場合）

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用する場合）

17/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.1 炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

ページ番号

添付資料
3.1.3.1

有効性評価のうち，シビアアクシデント総合解析コードMAAP を用いた解析に 有効性評価のMAAP解析においては，炉心損傷の解析上の判定基準を，有おいては，炉心損傷の開始を，1,000K（約727℃）に到達した時点としており， 効性評価の評価項目（「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格添3.1.3.1-7 有効性評価の評価項目（「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び 納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」を踏まえた要件）の格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」を踏まえた要件） 1,200℃（1,473K）よりも低い，1,000K（727℃）に設定している。
の1,200℃（約1,473K）よりも低い温度としている。

添付資料
3.1.3.1

この1,000Kは，PHEBUS-FPT0実験で，燃料被覆管温度が約1,000Kに達した この1,000Kは，PHEBUS-FPT0実験で，燃料被覆管温度が約1,000Kに達した
ときに核分裂生成物（FP）の放出開始が観察されたことを踏まえ，被覆管温 ときに核分裂生成物の放出開始が観察されたことを踏まえ設定されたもので ⑤（被覆管温度が1000 Kになっ
度が1,000Kに到達すると，被覆管の破裂によりFPが放出され，物理現象モ あり，MAAP解析上の判定基準である。
添3.1.3.1-7 デルによりFP挙動の計算が開始される温度である。なお，燃料温度上昇にたときのMAAPの内部処理の詳細よるヒートアップ・熱水力モデルの内部処理切替え等の特段の処置は行われの追記）るわけではない。

添付資料
3.1.3.1

変更後添付資料
3.1.3.1

変更前

変更理由⑤（記載の適正化）

一方，実際の運転操作においては，炉心損傷の状況を直接的に監視可能な 一方，実際の運転操作においては，炉心損傷の状況を直接的に監視可能な計装設備は原子炉内に設置されておらず，このため，燃料の損傷により放出 計装設備は原子炉内に設置されておらず，このため，燃料の損傷により放出される希ガス等のガンマ線線量率の上昇を，格納容器内雰囲気放射線レベ される希ガス等のγ線線量率の上昇を，格納容器内雰囲気放射線レベル計⑤（記載の適正によって監視し，運転操作における炉心損傷の判断に用いている。上記よ添3.1.3.1-7 ル計によって監視し，運転操作における炉心損傷の判断に用いている。
化）
よって，解析において炉心損傷の開始を1,000K（約727℃）に到達した時点と り，MAAP解析上の炉心損傷の判定基準である1,000K（727℃）は，その後のしていることは，運転操作の炉心損傷の判断に影響を与えるものではない。 運転操作に影響を与えるものではない。
（補足）炉心損傷の判定時間に係る解析結果について

4③評価進捗による変更・修正

添3.1.3.1-8-⑤（記載の拡充、
炉心損傷の判定
時間に係る補足
資料の追加）

18/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.2 非凝縮性ガスの影響について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.1.3.22

添付資料
3.1.3.2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

図1に示すように，炉心内でデブリの移行が発生し，それが冷却材流路に堆 図1に示すように，炉心内でデブリの移行（リロケーション）が発生し，それが積して流路が減少した場合，MAAP解析では流路減少を起こしたノードの空 冷却材流路に堆積して閉塞を起こした場合，MAAP解析では流路閉塞を起こ
隙率（ポロシティ）が0.1以下になるとそのノードは閉塞したものとみなされ，そ したノードの空隙率（ポロシティ）が0.1以下になるとそのノードは完全に閉塞し ⑤（記載の適正添3.1.3.2-1 れ以降は流体が閉塞部分を通過することができなくなる。一方MELCOR解析 たものとみなされ，それ以降は流体が閉塞部分を通過することができなくな化，流路減少にの場合，流路減少を起こしたノードの空隙率の最小値は0.05に設定されてお る。一方MELCOR解析の場合，流路閉塞を起こしたノードの空隙率の最小値 表現を見直し）
り，閉塞は発生しない。
は0.05に設定されており，完全閉塞は発生しない。
したがって，炉心で発生する非凝縮性ガスはMAAPの方が少なくなる傾向に したがって，流路閉塞した場合，炉心で発生する非凝縮性ガスはMAAPの方
添3.1.3.2-1 ある。このため，上記の条件にて，水素ガス発生量を多めに見積もる感度解 が少なくなる傾向にある。このため，上記の条件にて，水素発生量を多めに析を行うこととする。
見積もる感度解析を行うこととする。

⑤（記載の適正化）

19/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.3 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)時において代替循環冷却系を使用しない場合における格納容器圧力逃がし装置からのCs-137放出量評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.1.3.3

2

添付資料
3.1.3.3

3

添付資料
3.1.3.3

4

添付資料
3.1.3.3

5

添付資料
3.1.3.3

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）時において代 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）時において代添3.1.3.3-1 替循環冷却系を使用しない場合における格納容器圧力逃がし装置からの替循環冷却系を使用しない場合におけるCs-137放出量評価について
Cs-137放出量評価について
DF：格納容器圧力逃がし装置の除染係数 = 1,000
DF：格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置の除染係
数 = 1000
添3.1.3.3-1

添3.1.3.3-2

サプレッション・チェンバのラインを経由し，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の7日間のCs-137の放出量は（1），（5）式より以下のとおりとなる。

サプレッション・チェンバのラインを経由し，格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置を用いた場合のCs-137の放出量は（1），（5）式
より以下のとおりとなる。

変更理由⑤②（代替格納容
器圧力逃がし装置の位置づけ変
更に伴う反映）②（代替格納容
器圧力逃がし装置の位置づけ変
更に伴う反映）同様に，30日間及び100日間のCs-137の放出量は（1），（5）式より以下のと おりとなる。
サプレッション・チェンバのラインを経由し，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合⑤（記載の拡充、
添3.1.3.3-2 Cs-137 の放出量（Bq）= 約4.0×10-3TBq（30日間）
３０日間、１００日
Cs-137 の放出量（Bq）= 約8.5×10-3TBq（100日間）
間の評価を追加）
ドライウェルのラインを経由し，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合
Cs-137 の放出量（Bq）= 約3.1TBq（30日間）
Cs-137 の放出量（Bq）= 約3.2TBq（100日間）
大破断LOCA時における環境中へのセシウムの放出量の評価では，原子炉 図1に，NUREG-1465における放射性物質の原子炉格納容器内への放出
格納容器内へのセシウムの放出割合としてMAAP解析結果を適用している。 割合（BWRプラント，Early In-Vessel）と，大破断LOCA時に非常用炉心冷却原子炉格納容器内への放射性物質の放出割合は米国の代表的なソース系の機能及び全交流動力電源が喪失するシナリオのMAAP解析における放タームであるNUREG-1465※1においても整理されており，NUREG-1465で整 射性物質の原子炉格納容器内への放出割合を示す。図1から分かるとおり，
理された値を使用することでも環境中へのセシウムの放出量を評価すること よう素及びセシウムの原子炉格納容器内への放出割合については，MAAPができると考えられる。
解析の方がNUREG-1465より大きくなっている。希ガスについては，MAAP解 ⑤（MAAP評価結
以下では，原子炉格納容器内へのセシウムの放出割合についてMAAP解析 析では全量が原子炉格納容器内に放出されてはいないが，これは損傷炉心 果とNUREG-1465
添3.1.3.3-4 結果とNUREG-1465を比較し，MAAP解析結果の適用性を検討した。
の終状態においても，炉心内に健全な状態の燃料が一部残されるためであ の比較についてる（添付資料3.1.2.2）。
の記載の拡充）
MAAP解析においては，放射性物質が原子炉格納容器内に放出された後，原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，希ガスを除き，格納容器ス
プレイやサプレッション・チェンバ・プールでのスクラビング等により除去される。このため，格納容器ベント実施後，事象発生後7日間で原子炉格納容器
外に放出されるよう素及びセシウムの放出割合は，10-6オーダーとなる。

20/79

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No.

6

章番号

添付資料
3.1.3.3

ページ番号

変更後

添付資料
3.1.3.3

変更理由※1 NUREG-1465では，NUREG-1150（米国の代表プラントのPRA）で検討 なお，中・低揮発性の核種グループについては，TMI事故や福島第一原子力
された全ての事故シーケンスについてレビューを行い，更にいくつからのシー 発電所事故での観測事実をふまえ，格納容器ベント実施後に格納容器外にケンスに対するソースタームコードパッケージ（STCP）やMELCORコードによ 放出される割合について，MAAP解析の結果から得られたセシウムの原子炉る追加解析が行われて，ソースタームが検討されている（表1参照）。検討さ 格納容器外への放出割合及びNUREG-1465における原子炉格納容器内へれた事故シーケンスは，本評価で対象としている「大破断LOCA＋ECCS注水 の放出割合の比（例 セシウム：0.25に対しランタノイド：0.0002）を利用して放 ⑤（MAAP評価結機能喪失＋全交流動力電源喪失」シナリオと同様，炉心が溶融し原子炉圧 出割合を評価し，中央制御室の居住性評価や現場の作業環境評価に用い 果とNUREG-1465
添3.1.3.3-4
力容器が低圧で破損する事故シーケンスである。
ている。
の比較について
また，NUREG-1465では，当該文書中に示された原子炉格納容器への放出の記載の拡充）
割合は，保守的に選ばれた損傷燃料からの放射性物質の初期放出を除いて，低圧での炉心溶融事故に関する保守的又は限界的な値を意図している
ものではなく，代表的又は典型的な値を意図しているものとしている。
表1 NUREG-1465で検討された事故シーケンス（BWR）

7

変更前③評価進捗による変更・修正

添3.1.3.3-4-⑤（MAAP評価結果とNUREG-1465の比較についての記載の拡充）

21/79

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由(1)NUREG-1465との比較
放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合について，NUREG-1465に示された値（BWRプラント，Gap ReleaseとEarly In-Vesselの和）と，「大破断LOCA＋ECCS注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」シナリオのMAAP解析
結果※2を図1に示す。
※2 放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合は，代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合と格納容器ベントを実施する場合とでほとん
ど同じMAAP解析結果となる。図1では，代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合のMAAP解析結果を代表として示した。

8

添付資料
3.1.3.3

添3.1.3.3-59

添付資料
3.1.3.3

添3.1.3.3-5⑤（MAAP評価結果とNUREG-1465の比較についての記載の拡充）

図1より，セシウム及びよう素の原子炉格納容器内への放出割合について
は，MAAP解析とNUREG-1465ともに数割程度となっており，MAAP解析結果の方が大きくなっている。また，希ガスについては両者に差はあまりなく，
NUREG-1465では全量，MAAP解析結果においてもほぼ全量となっている。
仮にセシウムの原子炉格納容器内への放出割合としてNUREG-1465の値を参照した場合，セシウムの放出量として代表的又は典型的な値が評価されると考えられるが，本評価では，評価対象とする事故シナリオ「大破断LOCA＋ECCS注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」シナリオのMAAP解析結果が得られており，また，その値がNUREG-1465と比べて大きいことから，
MAAP解析結果を参照することは適切であると考えられる。

⑤（Ｃｓ放出割合の計算誤りに伴う，グラフの修正）

図1 原子炉格納容器内への放出割合の比較（MAAP解析結果は
代替循環冷却系を用いて事象収束に成功する場合のものを参照）

図1 原子炉格納容器内への放出割合の比較

22/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.4 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

4

5

章番号

ページ番号

添付資料
3.1.3.4

格納容器破損防止対策の有効性評価では，通常運転時に用いている原子 原子炉建屋内の換気空調系によって原子炉建屋を負圧にする場合，原子炉
炉区域・タービン区域換気空調系が全交流動力電源喪失により停止し，交流 建屋内の放射性物質は換気空調系を経由して大気中に放出されるが，原子電源が回復した後に非常用ガス処理系が起動する状況を想定している。ここ 炉建屋から大気中への漏えいを能動的に防止することができる。一方，原子 ②（非常用ガス処
添3.1.3.4-1 で，原子炉区域・タービン区域換気空調系の停止から非常用ガス処理系が 炉建屋内の換気空調系を停止する場合は，原子炉建屋からの漏えいを能動 理系の位置づけ
起動するまでの時間遅れを考慮し，非常用ガス処理系によって原子炉建屋 的に防止する効果は無くなるが，換気空調系を経由した放出が無くなる。本 変更に伴う反映）の設計負圧が達成されるまで事象発生から40分かかると想定している。
格納容器破損モードの重大事故等対策の有効性評価では後者，すなわち，
原子炉建屋の換気空調系を停止する状況を想定している。

添付資料
3.1.3.4

添付資料
3.1.3.4

添付資料
3.1.3.4

添付資料
3.1.3.4

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

これらのことから，原子炉格納容器の健全性が維持されており，原子炉区
これらのことから，原子炉格納容器の健全性が維持されており，原子炉建屋
域・タービン区域換気空調系が停止している場合は，原子炉格納容器から原 の換気空調系が停止している場合は，原子炉格納容器から原子炉建屋内に
子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また， 漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，原子炉建屋内
添3.1.3.4-1 原子炉建屋内で除去されるため，大気中へはほとんど放出されないものと考 で除去されるため，大気中へは殆ど放出されないものと考えられる。
えられる。

変更理由

⑤

本評価では，上述の状況に係わらず，非常用ガス処理系が起動し，原子炉 以下では，上述の状況に係わらず，保守的に原子炉建屋から大気中への放 ②（非常用ガス処
建屋の設計負圧が達成されるまでの間，原子炉格納容器から原子炉建屋に 射性物質の漏えいを仮定した場合の放出量を示す。
理系の位置づけ添3.1.3.4-1 漏えいした放射性物質は保守的に全量原子炉建屋から大気中へ漏えいする変更に伴う反映）ことを想定した場合の放出量を示す。
⑤(2) 原子炉格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で原子炉格納容器内 (2) 格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で格納容器圧力に応じて漏え
圧力に応じて漏えい率が変化するものとし，開口面積は以下のとおり設定す い率が変化するものとし，開口面積は以下のように設定する。なお，エアロゾ
る。（添付資料3.1.2.6参照）
ル粒子は格納容器外に放出される前に貫通部内で大部分が捕集されること
・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当
が実験的に確認されていることから，本評価に当たっては，格納容器の漏え③（PCV貫通部の・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
い孔におけるエアロゾルの捕集の効果（DF450）を考慮した。
添3.1.3.4-1
DFの見直し）なお，エアロゾル粒子は原子炉格納容器外に放出される前に貫通部内で捕・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当⑤
集されることが実験的に確認されていることから，原子炉格納容器の漏えい
・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
孔におけるエアロゾルの捕集の効果に期待できるが，本評価では保守的に考慮しないこととする。
(3) 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについては，非常用ガ (3) 原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保守的に見積もるた
ス処理系により負圧が達成される事象発生40分後までは原子炉建屋内の放 め，原子炉建屋の換気空調系停止時の原子炉建屋から大気中への漏えい
射性物質の保持機能に期待しないこととし（換気率無限），非常用ガス処理 率を10%/日（一定）とした。（詳細は「3.補足事項」参照）
添3.1.3.4系により設計負圧を達成した後は設計換気率0.5回/日相当を考慮する。
1,2②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）③（R/B換気率の
見直し）
⑤

23/79

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No.

章番号

ページ番号

6

添付資料
3.1.3.4(4) 非常用ガス処理系はフィルタを通して原子炉区域内の空気を外気に放出 するためフィルタの放射性物質の除去性能に期待できるが，本評価では保添3.1.3.4-2 守的に期待しないこととする（DF=1）。

7

添付資料
3.1.3.4

変更後

添付資料
3.1.3.4

変更理由②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137の評価結果を表１に示す。
原子炉建屋から大気中への放射性物質（Cs-137）の漏えい量は約0.017TBq
原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137は7日間で約14TBqであり，格 （7日間）となる。
納容器圧力逃がし装置によって大気中へ放出されるCs-137の7日間の最大 格納容器が健全であるため，格納容器から原子炉建屋への漏えい量は制限 ③（PCV貫通部の約2TBq（ドライウェルのライン経由）とあわせても約16TBqと基準の100TBqを され，更に原子炉建屋から大気中への漏えいにおいても一定の漏えい率に DFの見直し及びR/B換気率の見下回っている。
制限されるため，放射性物質の漏えい量は抑制される。
添3.1.3.4-2 なお，事象発生７日間以降の影響を確認するため，事象発生後30日間，100 この評価結果は「3.1.3代替循環冷却系を使用しない場合」に示すドライウェ 直しに伴う評価の日間における大気へのCs-137の放出量を確認している。原子炉建屋から大 ルのラインを経由した場合の放出量約2.0TBq（7日間）に比べて十分に小さ 見直し，30日間，100日間の評価
気中へのCs-137の漏えい量に格納容器圧力逃がし装置（ドライウェルのライ い。
の追加）ン経由）から大気中へ放出するCs-137の放出量を加えた場合でも，約18TBq（30日間）及び約18TBq（100日間）であり，放出量も100TBqを下回る。
表１ 原子炉建屋から大気中への放射性物質(Cs-137)の漏えい量

8

変更前③評価進捗による変更・修正

添3.1.3.4-2-③（PCV貫通部のDFの見直し及びR/B換気率の見直しに伴う評価の見直し，30日間，100日間の評価
の追加）

24/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.6 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損(代替循環冷却系を使用しない場合)))【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2（1/3）

ページ番号

添3.1.3.6-3

2-1

2-2

表2（1/3）総点検前●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，大④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 破断LOCA発生後の原子炉水位の低下量は約20分で通常運転水位約－4m
見直し）
添3.1.3.6-3 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 であるのに対してゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さ⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は い。従って，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
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。
響は小さい。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，大 ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 破断LOCA発生後の原子炉水位の低下量は約20分で通常運転水位約－4m 見直し）
持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 であるのに対してゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さ⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は い。従って，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与小さいことから，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 。

2-3

3

総点検後

③評価進捗による変更・修正

表2（2/3）添3.1.3.6-4●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）④（最確条件の
見直し）
⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後
●項 目：初期条件『外部水源の温度』

4

表2（2/3）添3.1.3.6-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：初期条件『燃料の容量』

5

表2（2/3）●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
約2,140kL
添3.1.3.6-4＜最確条件＞
2,140kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）③評価進捗による変更・修正

総点検前●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）

6-1

表2（3/3）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜解析条件＞
約2,240kL＜最確条件＞
2,240kL以上（軽油タンク容量+ガスタービン発電機用燃料タンク容量）

6-2●項 目：機器条件『格納容器圧力逃がし装置』
7

表2（3/3）添3.1.3.6-5②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）⑤（記載なし）③（起因事象の不確かさの影響
評価としてExcessive LOCAを考慮した感度解析の追加実施）（記載なし）③（起因事象の不確かさの影響
評価としてExcessive LOCAを考慮した感度解析の追加実施）

添3.1.3.6-5●評価項目となるパラメータに与える影響
Excessive LOCAを考慮した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，原子炉格納容器へ放出されるエネルギ
は大破断LOCAの場合と同程度であり，原子炉格納容器圧力は0.62MPa[gage]を下回っていることから，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3.1.2.8）④（最確条件の見直し）⑤●項目：初期条件『燃料の容量』●項 目：事故条件『起因事象』●運転員等操作時間に与える影響
Excessive LOCA を考慮した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料3.1.2.8）

変更理由●項 目：機器条件『格納容器圧力逃がし装置及び及び代替格納容器圧力逃がし装置』②（代替格納容
器圧力逃がし装置の位置づけ変
更に伴う反映）26/79

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No.

章番号

ページ番号

総点検後

③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水 ●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水』系（常設）による原子炉注水』

8-1●操作の不確かさ要因【移動】
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室から操作現場である原子炉建屋地下1階及びコントロール建屋地下1階まで
それぞれ5分間程度で移動可能であるため，移動が操作開始時間に与える影響はない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作について
は中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【移動】②（常設代替交
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室 流電源設備の遠から操作現場である原子炉建屋地下1階まで通常5分間程度で移動可能で 隔起動化）
あるが，移動時間としては余裕を含めて10分間を想定している。常設代替交 ④（操作手順の流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)は，屋外に移動するが，移動 見直し）
時間としては徒歩の所要時間に余裕を加味し10分間を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影響はない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作については中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はなし。

8-2【操作所要時間】
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員，常設代替交流電源設
備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)，非常用高圧母線の受電操作を行う運転員(現場)の操作内容及び操作所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間は最長で50分間となる。

【操作所要時間】②（常設代替交
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)，常設代替交流電 流電源設備の遠源設備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)の操作内容及び操作 隔起動化）
所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間 ④（操作手順のは最長で50分間となる。
見直し）

表3（1/4）8-3

添3.1.3.6-6 ［起動操作等を行う運転員：操作所要時間；合計15分間］
・中央制御室における常設代替交流電源設備の起動前準備及び起動操作の所要時間に10分間を想定
・常設代替交流電源設備側の遮断器操作の所要時間に5分間を想定［起動操作等を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計40分間］
要時間に10分間を想定
動準備の所要時間に10分間を想定
源設備側の遮断器操作の所要時間に20分間を想定

8-4［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計15分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は15分間を想定［受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］
離し操作を行う。操作対象が20個程度であり，1個あたりの操作時間に移動
時間含めて2分間程度を想定し，操作の所要時間は40分間を想定
後の非常用交流高圧電源母線の受電操作の所要時間に10分間を想定

8-5［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員（中央制御室）：操作所要時
間；合計15分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に15分間を想定［運転員（中央制御室）：操作所要時間；合計35分間］
離し及び操作スイッチの引き保持等の所要時間に20分間を想定
び低圧代替注水系（常設）の注水準備操作の所要時間に15分間を想定②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の
見直し）
⑤

27/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後

8-6

［非常用高圧母線D系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計5分間］
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に5分間を想定

8-7［非常用高圧母線C系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計25分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は25分間を想定

8-8［非常用高圧母線C系の受電準備を行う運転員（中央制御室）：操作所要時
間；合計10分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に10分間を想定
表3（1/4）8-9

8-10

添3.1.3.6-6［非常用高圧母線C系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計5分間］
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に5分間を想定③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤（記載なし）②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤●訓練実績等●訓練実績等
常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による 常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員 常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，約50分で常設代替交流 による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，想定と同じ約70分で常電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
低圧代替注水系（常設）の操作は訓練実績等より，復水移送ポンプを起動 低圧代替注水系（常設）の操作は中央制御室における操作のため，シミュ
し，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水のための系統構成を約2分で操作 レータにて訓練実績を取得。訓練では，復水移送ポンプを起動し，低圧代替可能である見込みを得た。
注水系（常設）の原子炉注水のための系統構成を約2分で実施。
非常用高圧母線D系の電源回復後に実施することで事象発生後約45分に原 常設代替交流電源設備からの受電操作と本操作を並行して実施することで子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。
事象発生後70分に原子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。

④（訓練実施の反映）④（操作手順の
見直し）
⑤

28/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

9

章番号

表3（3/4）

ページ番号

総点検後

総点検前

●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』③評価進捗による変更・修正

変更理由●訓練実績等●訓練実績等②（送水ラインの復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替 変更）
用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実 ④（訓練実績の
添3.1.3.6-8 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 施する。淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想反映）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 定のところ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポ ⑤
能なことを確認した。
ンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注
水準備は，所要時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。
●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級）及び ●項目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級）及び常常設代替交流電源設備）
設代替交流電源設備）』

10

表3（3/4）●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台）及び常設代替交流電源設備（6号及び7号炉：各1台） ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各3台）及び常設代替交流電源設備（6号及への給油を期待している。
び7号炉で1台）への燃料給油を期待している。
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃 ②（送水ラインの油準備（現場移動開始からタンクローリー（4kL,16kL）への補給完了まで）は， 料給油準備（現場移動開始からタンクローリー（4kL,16kL）への補給完了ま 変更）
所要時間140分のところ訓練実績等では約98分，常設代替交流電源設備へ で）は，所要時間90分のところ訓練実績等では約82分，常設代替交流電源 ④（訓練実績の
添3.1.3.6-8の給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績等では約111分で実施可能 設備への燃料給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績等では約95分 反映）
なことを確認した。
で実施可能なことを確認した。
⑤
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間180分のと練実績等では約98分，常設代替交流電源設備への給油作業は，許容時間 ころ訓練実績等では約96分，常設代替交流電源設備への燃料給油作業は，16時間のところ訓練実績等では約262分であり，許容時間内で意図している 許容時間540分のところ訓練実績等では約135分であり，許容時間内で意図作業が実施可能であることを確認した。
している作業が実施可能であることを確認した。

29/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後
●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作』●解析条件（操作条件)の不確かさ＜解析上の操作開始時間＞
格納容器圧力0.62MPa[gage]到達前※1

11-1

表3（4/4）
11-2

11-3

総点検前

③評価進捗による変更・修正

変更理由●項 目：操作条件『格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃が②（代替格納容
し装置による格納容器除熱操作』
器圧力逃がし装置の位置づけ変●解析条件（操作条件)の不確かさ更に伴う反映）＜解析上の操作開始時間＞④（ベント判断の格納容器圧力0.62MPa[gage]到達前明確化）●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，中央制御室における格納容器ベント準備操作は操作スイッ 現場モックアップ等による実績では，格納容器ベント準備操作の原子炉格納チによる1弁の操作に約9分の操作時間を要した。運転員（現場）の伸縮継手 容器二次隔離弁の伸縮継手による開操作に，状況確認及び移動時間を含を用いた原子炉格納容器二次隔離弁の手動操作は移動時間を含め約12分 め約10分の操作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力逃がし装置のの操作時間で完了する見込みを得た。格納容器圧力逃がし装置のフィルタ フィルタ装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時④（訓練実績の添3.1.3.6-9
装置水位調整準備は，設備設置中のため，同様の弁の手動操作時間を考 間を考慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得反映）
慮して，移動時間を含めて60分の操作時間で完了する見込みを得た。また， た。また，格納容器ベント操作は，伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔⑤
格納容器ベント操作は，伸縮継手を用いた原子炉格納容器一次隔離弁の手 離弁の手動操作であり移動時間含め約30分の操作時間で完了する見込み
動操作であり移動時間含め約30分の操作時間で完了する見込みを得た。
を得た。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
※1 外部水源によりサプレッション・チェンバ・プール水位が上昇する事象の場合は，「真空破壊弁高さ」到達により格納容器ベント実施を判断するが，その時間は事象発生の約32時間後である。解析で想定している時間よりも「約6時間」早まるが，サプレッション・チェンバ・プール水位の傾向は監視可能であり，準備操作の開始時間に影響を与えるものではない。

（記載なし）④（ベント判断の
明確化）

30/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.7 注水操作が遅れる場合の影響について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.1.3.7

ページ番号

変更後

原子炉水位低下により炉心は露出し，事象発生約0.3時間後に燃料被覆管
添3.1.3.7-1 の最高温度は1,000K（約727℃）に到達し，炉心損傷が開始する。

③評価進捗による変更・修正

変更前
原子炉水位低下により炉心は露出し，事象発生約0.3時間後に燃料被覆管の最高温度は1,000K（727℃）に到達し，炉心損傷が開始する。

変更理由⑤（記載の適正化）

31/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.8 7日間における水源の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用しない場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.1.3.82

添付資料
3.1.3.83

添付資料
3.1.3.84

添付資料
3.1.3.8

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて
添3.1.3.8-1 130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ給水する。

事象発生12時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台を用いて130m3/hで復水貯蔵槽へ給水する。

②（送水ラインの変更）

また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約7,400m3必要となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約14,800m3必要とされ
添3.1.3.8-1 る。

また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約7,300m3必要となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約14,600m3必要とされる。

③（水源評価における単位換算時の水温の条件の変更）

添3.1.3.8-1

7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用しない場合）
各号炉の復水貯蔵槽に約1,700m3及び淡水貯水池に約18,000m3の水を保添3.1.3.8-1 有することから，③（水源評価における単位換算時の水温の条件の変更）

7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用しない場合）
各号炉の復水貯蔵槽に1,700m3及び淡水貯水池に約18,000m3の水を保有することから，⑤

32/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.9 7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用しない場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納 7日間における燃料の対応について(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用しない場合)
容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用しない場合)

1

添付資料
3.1.3.9

添3.1.3.9-1②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う変更）②(送水ラインの変更)②(第二GTGの位置づけ変更に伴う反映)③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

33/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.1.3.10 常設代替交流電源設備の負荷(雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)：代替循環冷却系を使用しない場合)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用しない場合）

1

添付資料
3.1.3.10

添3.1.3.101

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用しない場合）③（常設代替交
流電源設備の負荷修正）

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損） ：代替循環冷却系を使用しない場合）

2

添付資料
3.1.3.10

添3.1.3.102③（常設代替交
流電源設備の負
荷修正）

34/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.2.1 高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
3.2.1

添3.2.1-2

2

添付資料
3.2.1

添3.2.1-3

3

添付資料 添3.2.1別添1- 補助作動装置の電磁弁及びピストンのシール部の温度は160℃を下回った。 補助作動装置の電磁弁及びピストンのシール部の温度は160℃を大幅に下回った。
3.2.1 別添1
1

SRV本体の抵抗力に対する温度上昇の影響は表3のとおり，いずれも温度上 SRV本体の抵抗力に対する温度上昇の影響は表3のとおり，いずれも温度上
昇によって強制開の妨げとなることはない。
昇によって抵抗力が低下するよう設計上配慮されており，温度上昇が強制開の妨げとなることはない。
表3 SRV本体の抵抗力に対する温度上昇の影響
表3 SRV本体の抵抗力に対する温度上昇の影響

変更理由
⑤

⑤

⑤

35/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.2.2 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.2.2

2

添付資料
3.2.2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

原子炉建屋内の換気空調系によって原子炉建屋を負圧にする場合，原子炉
建屋内の放射性物質は換気空調系を経由して大気中に放出されるが，原子炉建屋から大気中への漏えいを能動的に防止することができる。一方，原子②（非常用ガス処
炉建屋内の換気空調系を停止する場合は，原子炉建屋からの漏えいを能動
理系の位置づけ的に防止する効果は無くなるが，換気空調系を経由した放出が無くなる。本
変更に伴う反映）
格納容器破損モードの重大事故等対策の有効性評価では後者，すなわち，
原子炉建屋の換気空調系を停止する状況を想定している。

添3.2.2-1-

添3.2.2-1

本格納容器破損防止対策の有効性評価では，非常用ディーゼル発電機からの電源供給により非常用ガス処理系が起動し，事象発生から原子炉建屋の設計負圧が維持されていることを想定している。

本格納容器破損モードの重大事故等対策の有効性評価では原子炉格納容 本格納容器破損モードの重大事故等対策の有効性評価では原子炉格納容器の閉じ込め機能は健全であると評価していることから，原子炉格納容器か 器は健全であると評価していることから，原子炉格納容器から漏えいした水
ら多量の水蒸気が原子炉建屋に漏えいすることは無く，漏えいした水蒸気は 蒸気は原子炉建屋内で凝縮され原子炉建屋空間部が加圧されることはない
原子炉建屋内で凝縮されることから，原子炉建屋空間部が加圧されることは と考えられる。
ないと考えられる。

⑤

以下では，上述の状況に係わらず，保守的に原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを仮定した場合の放出量を示す。

⑤

3

添付資料
3.2.2

添3.2.2-1

4

添付資料
3.2.2

添3.2.2-1--②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）(2) 原子炉格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で原子炉格納容器内 (2) 格納容器からの漏えい量は，MAAP解析上で格納容器圧力に応じて漏え
圧力に応じて漏えい率が変化するものとし，開口面積は以下のように設定す い率が変化するものとし，開口面積は以下のように設定する。なお，エアロゾ
る。（添付資料3.1.2.6参照）
ル粒子は格納容器外に放出される前に貫通部内で大部分が捕集されること
・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当
が実験的に確認されていることから，本評価に当たっては，格納容器の漏え
・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
い孔におけるエアロゾルの捕集の効果（DF450）を考慮した。
なお，エアロゾル粒子は格納容器外に放出される前に貫通部内で捕集され ・1Pd以下 ：0.9Pdで0.4%/日 相当
ることが実験的に確認されていることから格納容器の漏えい孔におけるエア ・1～2Pd ：2.0Pdで1.3%/日 相当
ロゾルの捕集の効果に期待できるが，本評価では保守的に考慮しないこととする。

③（PCV貫通部
DFの見直し）⑤(3) 原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保守的に見積もるた
め，原子炉建屋の換気空調系停止時の原子炉建屋から大気中への漏えい
率を10%/日（一定）とした。(詳細は「３.補足事項」参照)③（R/B換気率の
見直し）
⑤

-

③（R/B換気率の
見直し）
⑤

5

添付資料
3.2.2

添3.2.2-1

6

添付資料
3.2.2

添3.2.2-1

-

7

添付資料
3.2.2

添3.2.2-1(3) 非常用ガス処理系による原子炉建屋の設計負圧が維持されていることを想定し，本評価では設計換気率0.5回/日相当を考慮する。

36/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

8

添付資料
3.2.2

9

添付資料
3.2.2

③評価進捗による変更・修正

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

添3.2.2-1(4) 非常用ガス処理系はフィルタを通して原子炉区域内の空気を外気に放出するためフィルタの放射性物質の除去性能に期待できるが，本評価では保守的に期待しないこととする（DF=1）。

-②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

添3.2.2-1

2. 評価結果
原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137の評価結果を表１に示す。
原子炉建屋から大気中へ漏えいするCs-137は7日間で約2.5TBqであり，基準の100TBqを下回っている。
なお，事象発生７日間以降の影響を確認するため，事象発生30日間，100日間における環境へのCs-137の放出量を確認している。
事象発生後30日間及び100日間での放出量においても100TBqを下回る。

2,評価結果
原子炉建屋から大気中への放射性物質(Cs-137)の漏えい量は2.7×103TBq（7日間） （暫定値）となる。
格納容器が健全であるため，格納容器から原子炉建屋への漏えい量は制限 ②（非常用ガス処
され，更に原子炉建屋から大気中への漏えいにおいても一定の漏えい率に 理系の位置づけ制限されるため，放射性物質の漏えい量は抑制される。
変更に伴う反映）
この評価結果は「3.1.3代替循環冷却系を使用しない場合」に示すドライウェ
ルのラインを経由した場合の放出量2.0TBq（7日間）に比べて十分に小さい。

表１ 原子炉建屋から大気中への放射性物質(Cs-137)の漏えい量
10

添付資料
3.2.2

11

添付資料
3.2.2

添3.2.2-2-

３． 補足事項
添3.2.2-2-②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）②（非常用ガス処
理系の位置づけ変更に伴う反映）

37/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.2.4 解析コード及び解析条件の不確かさの影響について(高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後
●項 目：初期条件『原子炉熱出力』1

表2（1/2）2-1

2-2

表2（1/2）添3.2.4-3 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し
添3.2.4-3 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事 見直し）⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影響は 象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク ④（最確条件の
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し 見直し）
持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事 ⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に影響は小さい 象進展に影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
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。

2-3●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』

3

表2（1/2）添3.2.4-3 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』

4

表2（2/2）添3.2.4-4 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の
見直し）
⑤

38/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

章番号

表3（1/4）

ページ番号

総点検後

総点検前

●項 目：操作条件『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』●項 目：操作条件『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』●操作の不確かさ要因【移動】
中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
添3.2.4-5 ルートは，コントロール建屋のみであり，通常8分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【移動】
中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
ルートは，コントロール建屋のみであり，通常5分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響はなし。

●項 目：操作条件『溶融炉心落下後の格納容器下部への注水操作（崩壊熱相当量の注水）』●項 目：操作条件『溶融炉心落下後の格納容器下部への注水操作（崩壊熱相当量の注水）』

変更理由④（訓練実績の反映）④（コリウムシー
ルドのSA設備化●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響に伴う事前水張り
原子炉圧力容器破損までに事象発生から約7.0時間の時間余裕があり，ま 原子炉圧力容器破損までに事象発生から約7.0時間の時間余裕があり，ま の水がすべて蒸た，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 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 発するまでの時
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。 炉心落下前に張られた水が蒸発するまでには約0.6時間の時間余裕がある。 間の再評価）

6-1

表3（2/4）6-2

添3.2.4-6 ●操作時間余裕●評価項目となるパラメータに与える影響
原子炉圧力容器破損するまでの時間は事象発生から約7.0時間あり，また， 原子炉圧力容器破損するまでの時間は事象発生から約7.0時間あり，また， ④（コリウムシー
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 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 ルドのSA設備化に伴う事前水張り
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 落下前に張られた水が蒸発するまでには約0.6時間の時間余裕がある。
の水がすべて蒸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。
発するまでの時間の再評価）⑤●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』

7③評価進捗による変更・修正

表3（3/4）●項 目：操作条件『復水貯蔵槽への補給』●訓練実績等●訓練実績等②（送水ラインの復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 復水貯蔵槽への補給は，淡水貯水池から防火水槽への補給と可搬型代替 変更）
用いて実施する。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，淡水貯水池から 注水ポンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給を並行して実 ④（操作手順の
添3.2.4-7 復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注水準備は，所要時間360分想定の 施する。淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想 見直し）
ところ，訓練実績等により約345分であり，想定で意図している作業が実施可 定のところ，訓練実績等により約70分で実施可能なこと，可搬型代替注水ポ ④（訓練実績の能なことを確認した。
ンプ（A-2級）による防火水槽から復水貯蔵槽への補給のホース敷設等の注 反映）
水準備は，所要時間180分想定のところ，訓練実績等により約135分であり， ⑤
想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

39/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

8

章番号

表3（3/4）

ページ番号

総点検後

総点検前

●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電
源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）』●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電
源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）』

表3（3/4）

変更理由●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水（6号及び7号炉：各4台），代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号 ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各3台），代替原子炉補機冷却系用の電源車
炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1台） （6号及び7号炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7 ②（送水ラインのへの燃料給油を期待している。
号炉：各1台）への燃料給油を期待している。
変更）
各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 各機器への給油準備作業について，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源 ④（操作手順の
添3.2.4-7 車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への燃料給油準備（現場移動開 車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への燃料給油準備（現場移動開 見直し）
始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓 始からタンクローリ（4kL）への補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練 ④（訓練実績の練実績等では約98分で実施可能なことを確認した。
実績等では約82分で実施可能なことを確認した。
反映）
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔
また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間180分のと 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への燃料給油作業は，許容時間180分のところ訓練実績等では約98分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット ころ訓練実績等では約96分，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への燃料給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約108分 用）への燃料給油作業は，許容時間120分のところ訓練実績等では約96分でであり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。 あり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。
●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』

9③評価進捗による変更・修正●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさの要因●操作の不確かさの要因【操作所要時間】【作業所要時間】
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 運転員(現場)の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場 ④（操作手順の
添3.2.4-7 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 所は原子炉建屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建 見直し）
まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) 屋となるが，1弁あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定してお ⑤の行う現場系統構成は，操作対象が10弁程度であり，操作場所は原子炉建 り，これに余裕を含めて5時間の操作時間を想定している。また，緊急時対策
屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操作に移動時あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに5時間 間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏まえると，よの操作時間を想定している。
り早期に準備操作が完了する見込みである。

40/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後
●項 目：操作条件『代替循環冷却系による格納容器除熱操作』

10

表3（4/4）③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

●項 目：操作条件『代替循環冷却系による格納容器除熱操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【作業所要時間】中央制御室における操作は，事前準備としての系統構成操作，代替循環冷 中央制御室における操作は，事前準備としての系統構成操作，代替循環冷却系運転開始直前操作（代替循環冷却系運転準備操作の系統構成のうち， 却系運転開始直前操作（代替循環冷却系運転準備操作の系統構成のうち，事象発生20時間後以降の復水移送ポンプの全停に係る操作）及び代替循環 事象発生20時間後以降の復水移送ポンプの全停に係る操作）及び代替循環
冷却系運転開始操作の3操作がある。事前準備としての系統構成操作は事 冷却系運転開始操作の3操作がある。事前準備としての系統構成操作は事 ④（操作手順の
添3.2.4-8 象発生20時間後迄にあらかじめ行うもので操作時間に余裕を確保している。 象発生20時間後迄に予め行うもので操作時間に余裕を確保している。代替 見直し）
代替循環冷却系運転開始直前操作は，復水移送ポンプ2台の停止操作に約 循環冷却系運転開始直前操作は，復水移送ポンプ2台の停止操作に約2分 ⑤2分を想定しており，電動弁7弁の操作に約7分を想定し，30分間の操作時間 を想定しており，電動弁7弁の操作に約7分を想定し，30分間の操作時間にに余裕を確保している。運転開始操作は1弁の操作に約1分を想定し，復水 余裕を確保している。運転開始操作は復水移送ポンプ1台起動と同時に1弁移送ポンプの起動後速やかに2弁による格納容器下部への注水操作及び格 による格納容器下部への注水操作を約1分と想定し，2台目の起動と同時に1納容器スプレイ操作を約4分と想定しており，5分間の操作時間を確保してい 弁による格納容器スプレイ操作を約1分と操作しており，5分間の操作時間にる。
余裕を確保している。

41/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.2.5 7日間における水源の対応について(高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
3.2.5

添3.2.5-1

2

添付資料
3.2.5

添3.2.5-1

3

添付資料
3.2.5

添3.2.5-1

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台を用いて130m3/hで淡水貯水池の水を復水貯蔵槽へ給水する。

③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
事象発生12時間後から淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
②（送水ラインの防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台を用いて130m3/hで復変更）
水貯蔵槽へ給水する。
また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約2,700m3必 また，7日間の対応を考慮すると，6号及び7号炉のそれぞれで約2,600m3必③（水源評価にお要となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約5,400m3必要とされる。 要となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，約5,200m3必要とされる。
ける単位換算時の水温の条件変更）③（水源評価における単位換算時の水温の条件変更）42/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.2.6 7日間における燃料の対応について(高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

添付資料
3.2.6

ページ番号

添3.2.6-1③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

7日間における燃料の対応について(高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱)

7日間における燃料の対応について(高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直
接加熱)

変更理由

②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）③（燃費試験結果の反映）③（燃費修正）④（非常用ディー
ゼル発電機の燃
費修正）
⑤

43/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.3.1 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用に関する知見の整理【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
3.3.1

また，FCIのうち，溶融炉心が水中に落下した際に溶融炉心の周囲に形成さ また，FCIのうち衝撃波を伴うものを「水蒸気爆発」と呼び，冷却材への伝熱れる蒸気膜が，何らかの外乱によって崩壊した際に瞬時の圧力伝播を生じ， による水蒸気発生に伴う圧力変化を「圧力スパイク」と呼ぶ。
添3.3.1-1 大きなエネルギを発生させる事象を「水蒸気爆発」と呼び，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
圧力の上昇を「圧力スパイク」と呼ぶ。

2

添付資料
3.3.1

添3.3.1-1

3

添付資料
3.3.1

変更後

③評価進捗による変更・修正

2. 水蒸気爆発が発生する可能性について

変更前

2. これまでの代表的なFCIの実験

変更理由⑤(水蒸気爆発及び圧力スパイクについての記載を充実)⑤

これまでの代表的なFCIの実験から得られた知見については，付録３「重大 これまでの代表的なFCIの実験から得られた知見については，審査資料「重事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」第5 大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」
部MAAPの添付2「溶融炉心と冷却材の相互作用について」に示した。これま 第5部MAAPの添付2「溶融炉心と冷却材の相互作用について」に示した。こでのUO2を用いた実験では，KROTOS実験及びTROI実験の一部の実験ケー れまでの知見から，UO2を用いた実験では，外部トリガを与えた一部の場合
スにおいて，水蒸気爆発の発生が報告されている。
及びUO2の融点を大きく上回る過熱度を溶融物に与えた場合を除き，水蒸気
このうち，KROTOS実験は，溶融炉心が水中に落下している時に容器の底か 爆発の発生は確認されていない。
ら圧縮ガスを供給し，膜沸騰を強制的に不安定化させて（外部トリガを与えて）いるため，実機で起こるとは考えられない条件で実験した結果であるが，機械的エネルギへの変換効率は最大でも0.05%程度であり大規模な水蒸気爆発に至っていない。また，外部トリガを与えた場合でも水蒸気爆発に至らなかったケースが複数確認されている。
TROI実験については，No.10，12，13及び14実験において，外部トリガがない
条件で水蒸気爆発が観測されている。しかしながら，TROI実験で用いた溶融物の過熱度が実機条件の過熱度（300K程度）に比べてかなり高いことが水⑤(水蒸気爆発に
蒸気爆発の発生に至った理由と考えられ，実機条件に近い溶融物温度では関する知見につ添3.3.1-2 水蒸気爆発の発生可能性は小さいと考えられる。また，自発的に水蒸気爆
いて，実験ごとに発が発生したとされるNo.13のエネルギ変換効率は0.4%であり，KROTOS実
結果を記載し，記験の例よりは大きくなるが，1%を下回る小さいものである。なお，溶融物の温載を充実。)
度を含め，実機を模擬した溶融物を用いた実験の中で水蒸気爆発が観測された例は，いずれも外部トリガがある条件で実施されたものである。
上述のとおり，溶融物の温度を含め，実機を模擬した溶融物を用いたFCI実験において水蒸気爆発が発生したケースでは，水蒸気爆発のトリガを発生させるための装置を用いている。水蒸気爆発のトリガは粗混合粒子の周囲に形成される蒸気膜の崩壊に起因すると考えられており，上述の実験で用いられたトリガ装置は蒸気膜を不安定化させる効果があると考えられるが，一方，実機条件ではこのようなトリガ装置で発生させているような圧力外乱となる要因は考えられない。
以上のことから，実機において大規模な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，原子炉格納容器健全性に与える影響はないと考え
る。

44/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.3.2 水蒸気爆発の発生を仮定した場合の原子炉格納容器の健全性への影響評価【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

水蒸気爆発現象は，粗混合，トリガリング，拡大伝播といった段階的な過程 溶融炉心が原子炉圧力容器の破損口から落下した際に水蒸気爆発が発生によって説明するモデルが提唱されており，これらを全て満たさなければ大 する可能性は，これまでの知見からも極めて低いと考えられる。しかしなが規模な水蒸気爆発は発生しないと考えられている。
ら，水蒸気爆発が発生した場合についても考慮し，原子炉格納容器の健全
溶融炉心が原子炉圧力容器の破損口から落下した際に水蒸気爆発が発生 性に対する影響を確認しておくことは，原子炉格納容器下部への水張り等のする可能性は，これまでの知見からも極めて低いと考えられるが，水蒸気爆 格納容器破損防止対策の適切性を確認する上でも有益な参考情報になると ⑤(水蒸気爆発に
添3.3.2-1 発が発生した場合についても考慮し，原子炉格納容器の健全性に対する影 考える。このため，ここでは溶融炉心落下時の水蒸気爆発の発生を仮定し， 関する記載を充響を確認しておくことは，原子炉格納容器下部への水張り等の格納容器破 水蒸気爆発が生じた際の原子炉格納容器の健全性を評価した。
実化)
損防止対策の適切性を確認する上でも有益な参考情報になると考える。このため，ここでは溶融炉心落下時の水蒸気爆発の発生を仮定し，水蒸気爆発が生じた際の原子炉格納容器の健全性を評価した。

1

添付資料
3.3.2

2

添付資料
3.3.2

添3.3.2-1

3

添付資料
3.3.2

MAAPによる解析の結果から溶融炉心は原子炉圧力容器底部の中央から落 溶融炉心は原子炉圧力容器底部の中央から落下する※ものとし，溶融炉心下するものとし，溶融炉心が原子炉圧力容器の破損口から落下する際にが原子炉圧力容器の破損口から落下する際には，溶融炉心・コンクリート相
添3.3.2-1 は，溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和策として，原子炉格納容器下部 互作用の緩和策として，原子炉格納容器下部に水位2mの水張りが実施されに水位2mの水張りが実施されているものとした。
ているものとした。

デブリ物性値が実機条件に近いと考えられるライブラリを用いた。

水蒸気爆発時の発生エネルギーを最も大きく評価するライブラリを用いた。

また，参考として，内側鋼板の周方向及び軸方向応力の推移を図4に示す。
外側鋼板の周方向及び軸方向応力の推移を図5に示す。
4

添付資料
3.3.2

添3.3.2-2

5

添付資料
3.3.2

以上の結果から，水蒸気爆発の発生を想定した場合であっても，原子炉圧 以上の結果から，水蒸気爆発の発生を想定した場合であっても，原子炉格
添3.3.2-2 力容器の支持機能は維持され格納容器の健全性に支障がないことから，原 納容器バウンダリの機能を維持できることを確認した。
子炉格納容器バウンダリの機能を維持できることを確認した。

-⑤(参照元を再確認し，記載を適正化。)⑤⑤（先行プラントの審査を踏まえ，
ペデスタルの周方向及び軸方向
応力を追加）⑤

45/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

章番号

添付資料
3.3.2

ページ番号

変更後

添3.3.2-4③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

⑤（先行プラントの審査を踏まえ，
ペデスタルの周方向及び軸方向
応力を追加）-⑤（先行プラントの審査を踏まえ，
ペデスタルの周方向及び軸方向
応力を追加）

図4 内側鋼板の周方向及び軸方向応力の推移※1

7

添付資料
3.3.2

添3.3.2-4

図5 外側鋼板の周方向及び軸方向応力の推移※1

46/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.3.3 原子炉格納容器下部への水張り実施の適切性【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.3.3

2

添付資料
3.3.3

3

添付資料
3.3.3

添3.3.3-2

添付資料
3.3.3

落下した溶融炉心は格納容器下部床上を拡がると考えられるが，これまでの 落下した溶融炉心は格納容器下部床上を広がると考えられるが，これまでの実験データを元にした解析[19]によると，有効性評価で想定している制御棒 実験データを元にした解析[19]によると，初期水張りがある場合，溶融炉心駆動機構ハウジングの逸出を想定すると，ABWR（ペデスタル半径約5.3m）で の広がり距離は落下量等にもよるが5m程度となるという結果が得られてい添3.3.3-3 床上に水がある場合でも，床全面に溶融物が拡がることが示されていること る。6号及び7号炉の格納容器下部の半径は約5.3mであることから，水張りしから，溶融炉心の拡がり面積を格納容器下部床全面とした。
ている場合でもほぼ床全面に広がる可能性が高いと考え，溶融炉心の広がり面積を格納容器下部床全面（約88m2）とした。

添付資料
3.3.3

以上の結果を考慮し，手順上，初期水張りの水位は2mとしている。コリウム 以上の結果を考慮し，初期水張りの水位は2mとしている。有効性評価ではシールドの設置により格納容器下部の面積が小さくなっていること及び有効 溶融炉心が全量落下するものとして評価しているものの，落下割合には不確性評価では，溶融炉心が全量落下するものとして評価していることにより上 かさがあることや溶融炉心落下後には崩壊熱相当の注水を実施する手順と ⑤（コリウムシー
ルドの位置づけ添3.3.3-3 記の評価結果より厳しくなる可能性があるものの，落下割合には不確かさが していること及び実機スケールではクラストへの水の浸入に期待できるという変更に伴う記載あることや溶融炉心落下後には崩壊熱相当の注水を実施する手順としてい 知見を踏まえると，現状の初期水張りの水位の設定は妥当と考える。
の充実）ること及び実機スケールではクラストへの水の浸入に期待できるという知見を踏まえ，初期水張りの水位を2mとしている。

添付資料
3.3.3

また，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉について，「3.5 溶融炉心・コンク また，柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉について，MCCIに対して保守的リート相互作用」に示すとおり，コリウムシールド設置後の格納容器下部の面 な評価条件を設定した上で，初期水張りの有効性を感度解析によって確認し ⑤（コリウムシー
積がより小さくなる6号炉の設計をもとにした格納容器下部の床面積におい ている。
ルドの位置づけ添3.3.3-3 てMCCIによる侵食量の評価を行っている。また，MCCIに対して保守的な評変更に伴う記載
価条件を設定した上で，初期水張りの有効性を感度解析によって確認してい
の適正化）
る。

4

5

6

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

圧力スパイクは，水深が深い場合，顕熱によるエネルギの吸収量が多くな
圧力スパイクは，初期水張りの水位が高い場合，水の顕熱による熱の吸収 ⑤(圧力スパイク
り，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，水蒸気発生量が低下するこ が増加することで圧力スパイクのピークが小さくなる効果と，溶融炉心の粗混 に対する水深の添3.3.3-1 とで，ピークが低くなる可能性がある一方，溶融炉心の粗混合量が多くなり， 合量が増加することで水への伝熱量が増加し，圧力スパイクのピークが高く影響に関する記
細粒化した粒子から水への伝熱量が多くなることで，ピークが高くなる可能性 なる効果が考えられる。
載を充実。)もある。
MCCIによる格納容器への影響の観点では高い方が良い。
FCIの圧力スパイク及びMCCIによる格納容器への影響の観点では高い方が ⑤(圧力スパイク良い。
に対する水深の添3.3.3-2
影響に関する記載を見直し。)
なお，本評価はコリウムシールド設置前の格納容器下部床面積（約88m2）に基づき評価を行っている。

-⑤（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う記載
の適正化）

⑤

47/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

7

添付資料
3.3.3

8

添付資料
3.3.3

9

添付資料
3.3.3

ページ番号

変更後

11

変更前

変更理由

MCCIによる侵食量は数cm（床面約9cm，壁面約8cm）であり，初期水張りが MCCIによる浸食量は数cm（床面5cm，壁面2cm）であり，初期水張りが遅れ ③（コリウムシー
遅れた場合を想定し，初期水張りの水位を1mとした場合であってもMCCIによ た場合を想定し，初期水張りの水位を1mとした場合であってもMCCIによる浸 ルドの位置づけ
添3.3.3-3 る侵食量は数cm（床面約12cm，壁面約11cm）に留まることを確認しているこ 食量は数cm（床面7cm，壁面4cm）に留まることを確認していることから，変更に伴う解析とから，の見直し）
また，初期水張りの水位が上昇すると，水面から原子炉圧力容器の底部ま また，初期水張りの水位が上昇すると，水面とRPV底部の距離が短くなる。こでの距離が短くなる。格納容器下部ドライウェルで水蒸気爆発が発生した場 のことにより，水蒸気爆発に伴う瞬間的な水面の上昇が生じた際に，水面が ⑤(水面上昇の評
合には，発生した水蒸気によって水塊がピストン状に押し上げられ，水塊が RPV底部に到達することによって，RPV底部に圧力波が伝搬し，RPVの支持 価についての解
添3.3.3-5 原子炉圧力容器の底部に衝突する可能性が考えられるが，水面と原子炉圧 構造に影響を及ぼすことが懸念される。
析コードJASMINE
力容器の底部の距離が短くなることにより，衝突の可能性が高くなることがの記載との整合)懸念される。
水塊による水位上昇は，主にペデスタルの径，Dと初期水位，H0のアスペクト しかしながら，溶融炉心の落下による水位上昇分は約0.5mであること，及比（H0/D）によって整理できる。[20] 初期水張り水位2mの場合，アスペクト び，JASMINE解析によると水蒸気爆発による発生運動エネルギーがピーク
比が約0.19となることから，水塊の上昇を含む最大水位は約2mとなる。まになる0.1秒以内での平均ボイド率は20%程度（初期水張り水位2mの条件でた，初期水張り水位7mの場合，アスペクト比が約0.66となることから，水塊の の評価結果より）であることを考慮すると，初期水張り水位2mの場合，水位上昇を含む最大水位は約11.2mとなる。水位7mの場合，水塊は格納容器下 は約3m（溶融炉心の堆積による水位上昇分の0.5mと初期水張り水位2mの ③(水面上昇の評
部ドライウェル床面から約11.2mまで上昇する可能性があるが，この高さは格 20%分である0.4mの水位上昇を想定）までの上昇と想定される。溶融炉心の 価方法を，解析
添3.3.3-5 納容器下部ドライウェル床面から原子炉圧力容器の底部までの高さである 落下による水位上昇分及び平均ボイド率について同様と考えると，初期水張 コードJASMINEに
約11.5mよりも低いことから，水塊が原子炉圧力容器の底部に衝突すること り水位7mの場合，水位は約9m（溶融炉心の堆積による水位上昇分の0.5mと 示した評価方法に見直し。)
はなく，水塊による衝撃により，原子炉格納容器の支持機能の健全性に与え 初期水張り水位7mの20%分である1.4mの水位上昇を想定）までの上昇と想る影響はない。
定される。水位の上昇が9m程度であれば，格納容器下部ドライウェル床面
からRPV底部までの高さ約10.6mに対して余裕があることから，RPV底部に直接的に液相中の圧力波が伝播することは無いと考える。
原子炉格納容器下部の空間部での格納容器圧力を評価した。

10③評価進捗による変更・修正

原子炉格納容器下部の空間部での格納容器圧力及びボイド率変化を評価した。

⑤(水面上昇についての評価方法の見直しを受けた記載の適正化)

添付資料
3.3.3

添3.3.3-5

添付資料
3.3.3

仮に0.30MPa程度の圧力波が原子炉圧力容器上部の壁面に到達しても，原 仮に0.30MPa程度の圧力波が原子炉圧力容器上部の壁面に到達しても，原子炉格納容器の限界圧力（0.62MPa[gage]）未満であることから，原子炉格納 子炉格納容器の限界圧力（0.62MPa[gage]）未満であることから，原子炉格納 ⑤(水面上昇につ容器が破損に至ることは無い。また，ボイド率からは水蒸気爆発に伴う水位 いての評価方法
添3.3.3-5 容器が破損に至ることはない。
の変化は1m未満であることが確認できることから，水面の上昇による原子炉 の見直しを受けた
記載の適正化)
圧力容器への影響は無いものと考えられる。

48/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

12

添付資料
3.3.3

格納容器圧力の評価結果を図9に示す。原子炉圧力容器が破損して，溶融 RPVが破損して，溶融炉心が格納容器下部ドライウェルの水中に落下する際 ③（コリウムシー
炉心が格納容器下部ドライウェルの水中に落下する際に圧力スパイクが生 に圧力スパイクが生じているが，圧力スパイクのピーク圧力は約0.30MPaでルドの位置づけ添3.3.3-6 じているが，圧力スパイクのピーク圧力は約0.26MPaであり，水位2mの場合 あり，水位2mの場合の約0.47MPaよりも低くなっている。
変更に伴う解析の約0.51MPaよりも低くなっている。
の見直し）

13

添付資料
3.3.3

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正[20] 稲坂 他「軽水炉のシビアアクシデント時における気泡急成長による水撃力の研究」，海上技術安全研究報告書 第4巻 第3号，p.323-343, 2004.
添3.3.3-8-

変更理由⑤(水面上昇についての評価方法の見直しを受けた参考文献の追加)

49/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

章番号

添付資料
3.3.3

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

(a) 初期水張り水位2 mの場合（溶融炉心の崩壊熱：事象発生から6時間後，上面熱流束：800kW/m2相当（圧力依存無し））(a) 初期水張り水位2 mの場合（溶融炉心の崩壊熱：事象発生から6時間後，上面熱流束：800kW/m2相当（圧力依存無し））(b) 初期水張り水位1 mの場合（溶融炉心の崩壊熱：事象発生から6時間後，上面熱流束：800kW/m2相当（圧力依存なし））
図4 格納容器下部壁面及び床面の侵食量の推移(b) 初期水張り水位1 mの場合（溶融炉心の崩壊熱：事象発生から6時間後，上面熱流束：800kW/m2相当（圧力依存なし））
図4 格納容器下部壁面及び床面の侵食量の推移

添3.3.3-10

変更理由③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析
の見直し）

50/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

15

添付資料
3.3.3

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤(水面上昇についての評価方法の見直しを受けた記載の適正化)

添3.3.3-12

図8 水蒸気爆発が発生した際の格納容器圧力

図8 原子炉格納容器下部の空間部の格納容器圧力及びボイド率の変化（初期水張り水位2m）

16

添付資料
3.3.3

③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

添3.3.3-13

図9 格納容器圧力の推移（初期水張り水位7m）
図9 格納容器圧力の推移（初期水張り水位7m）

51/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.3.4 解析コード及び解析条件の不確かさの影響について(原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表2（1/3）

2-1

2-2

2-3

表2（1/3）

ページ番号

添3.3.4-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し ④（最確条件の見直し）
添3.3.4-2 持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク④（最確条件の子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
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。

52/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『格納容器圧力』

3-1

表2（2/3）3-2

4-1

表2（2/3）4-2

表2（2/3）

変更理由●項 目：初期条件『格納容器圧力』●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響③（圧力容器破最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， 損までの格納容
ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発 ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発器圧力上昇率の生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.50MPaであ 生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.47MPaであ見直し）るのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した るのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した⑤
がって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与え がって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は
添3.3.4-3 る影響は小さい。
小さい。
●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.50MPaであるのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， ③（圧力容器破
ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発損までの格納容生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.47MPaであ 器圧力上昇率のるのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した見直し）
がって，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える⑤
影響は小さい。

●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃（実測値）④（最確条件の見直し）⑤●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
添3.3.4-3 最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， ③（圧力容器破損までの格納容
ゆらぎによる格納容器温度の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発 ゆらぎによる格納容器温度の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発生から圧力容器破損までの温度上昇率は約7時間で約89℃であるのに対し 生から圧力容器破損までの温度上昇率は約7時間で約50℃であるのに対し 器温度上昇率の見直し）て，ゆらぎによる温度上昇量は約5℃であり非常に小さい。したがって，事象 て，ゆらぎによる温度上昇量は約3℃であり非常に小さい。したがって，事象④（最確条件の進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響 進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
見直し）
は小さい。
い。
⑤
●項 目：初期条件『外部水源の温度』

5

変更前③評価進捗による変更・修正

添3.3.4-3 ●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件及び事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の
見直し）
⑤

53/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）●項 目：機器条件『代替格納容器スプレイ冷却系（常設）』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜解析条件＞
原子炉圧力容器破損前：70m3/hにて原子炉格納容器へスプレイ

6-1＜最確条件＞
原子炉圧力容器破損前：70m3/h以上で原子炉格納容器へスプレイ●条件設定の考え方
格納容器温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮して設定
6-2
表2（3/3）添3.3.4-4

6-3●運転員等操作時間に与える影響
スプレイ流量は運転員による調整が行われ，その増減により圧力及び温度上昇の抑制効果に影響を受けるが，操作手順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。

6-4●評価項目となるパラメータに与える影響
スプレイ流量は運転員による調整が行われ，その増減により圧力及び温度上昇の抑制効果に影響を受けるものの，格納容器内に蓄積される崩壊熱量に変わりはないため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

54/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する運
転員等操作に関する機器条件を追記）●項 目：機器条件『格納容器下部注水系（常設）』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ＜解析条件＞
事前水張り時：90m3/hで注水

7-1＜最確条件＞
事前水張り時：90m3/hで注水●条件設定の考え方
原子炉圧力容器破損の事前の検知から破損までの時間余裕に基づき水位
2m到達まで水張り可能な流量として設定

7-2
表2（3/3）添3.3.4-4●運転員等操作時間に与える影響
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。

7-3●評価項目となるパラメータに与える影響
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。
7-4

8

表3

●項 目：操作条件『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』●項 目：操作条件『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』●操作の不確かさ要因【移動】
添3.3.4-5 中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
ルートは，コントロール建屋のみであり，通常8分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【移動】
中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
ルートは，コントロール建屋のみであり，通常5分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響はなし。

④（訓練実績の反映）

55/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料3.3.5 エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

変更後

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

添付資料
3.3.5

「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについ 「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて 第5部MAAP 添付2 溶融炉心と冷却材の相互作用について」では，BWR， て 第5部MAAP 添付2 溶融炉心と冷却材の相互作用について」では，
添3.3.5-1 MARK-I改良型格納容器について，デブリ粒子径を変化させた場合の圧力ス MARK-I型格納容器について，デブリ粒子径を変化させた場合の圧力スパイ
パイクに対する感度を評価しているが，クに対する感度を評価しているが，
表2 解析結果のまとめ

2

添付資料
3.3.5

3

添付資料
3.3.5

変更前

変更理由

⑤

表2 解析結果のまとめ

添3.3.5-2③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

添3.3.5-3③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

図1 格納容器圧力の時間的変化（ベースケース）

図1 格納容器圧力の時間的変化（ベースケース）

56/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

4

添付資料
3.3.5

ページ番号

変更後

5

変更前

変更理由

③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

添3.3.5-3

図2 格納容器圧力の時間的変化（感度解析ケース（最小値））

添付資料
3.3.5

③評価進捗による変更・修正

図2 格納容器圧力の時間的変化（感度解析ケース（最小値））③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

添3.3.5-3

図3 格納容器圧力の時間的変化（感度解析ケース（最大値））

図3 格納容器圧力の時間的変化（感度解析ケース（最大値））

57/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料3.3.6 プラント損傷状態をLOCAとした場合の圧力スパイクへの影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

変更後

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

1

添付資料
3.3.6

事象発生から約6.4時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの事象発生から約6.4時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクのピーク値は約0.44MPa[gage]であり，圧力スパイクのピーク値はベースケース ピーク値は約0.49MPa[gage]となったが，圧力スパイクの最大値はベース
添3.3.6-1 の結果と同程度であり，格納容器限界圧力の0.62MPa[gage]を下回るため， ケースの結果と同程度であり，格納容器限界圧力の0.62MPa[gage]を下回るため，③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析
の見直し）

2

添付資料
3.3.6

添3.3.6-2③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

図1 格納容器圧力の推移

変更前

変更理由

図1 格納容器圧力の推移

58/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

3

添付資料
3.3.6

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由③（コリウムシー
ルドの位置づけ変更に伴う解析の見直し）

添3.3.6-2

図2 格納容器気相部温度の推移

図2 格納容器気相部温度の推移

59/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.4.1 G値を設計基準事故ベースとした場合の評価結果への影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

添付資料
3.4.1.2

添付資料
3.4.1.3

添付資料
3.4.1.4

ページ番号

添3.4.1-1

添3.4.1-2

添3.4.1-2

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由，水素濃度及び酸素濃度がともに可燃限界を上回る場合には，格納容器圧 格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）又は代
力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント） （以下「格納容器 替格納容器圧力逃がし装置(以下「格納容器圧力逃がし装置等」という。)に ②(代替格納容器
圧力逃がし装置等」という。）によって原子炉格納容器内の気体を環境中に よって原子炉格納容器内の気体を環境中に排出し，原子炉格納容器内の水 圧力逃がし装置
排出し，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を低減する。
素濃度及び酸素濃度を低減する。
の位置づけ変更に伴う反映)
ドライ条件では放射線分解に伴って発生する水素ガス及び酸素ガスの体積 ドライ条件では放射線分解に伴って発生する水素及び酸素の体積割合が高③（ドライ条件と割合が高くなり，酸素濃度が5vol%を超える結果となっているものであり，実際 くなり，酸素濃度が5vol%を超える結果となっているものであり，実際の状況下
ならないことを確の状況下で水素燃焼が発生することはない(5. に確認結果を示す。) 。
で水素燃焼が発生することは無い。
認するため感度解析を追加実施）⑤※「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」では，事象発生から約38時間 ※「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」では，事象発生から約38時間
後のベントを想定し，サプレッション・チェンバのベントラインを経由した場合 後のベントを想定し，サプレッション・チェンバのベントラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置による大気中へのCs-137の7日間(事象発生か の格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置による大気ら168時間後まで)の総放出量を1.4×10-3 TBqと評価している。ここで仮に格 中へのCs-137の7日間(事象発生から168時間後まで)の総放出量を1.4×10納容器圧力逃がし装置を使用しないものとし，その除染係数1,000を見込まな 3 TBqと評価している。ここで仮に格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容
い場合，Cs-137の7日間(事象発生から168時間後まで)の総放出量は1.4
器圧力逃がし装置を使用しないものとし，その除染係数1000を見込まない場 ②(代替格納容器
TBqとなる。本評価で仮定した格納容器内の気体を排出する時間は事象発 合，Cs-137の7日間(事象発生から168時間後まで)の総放出量は1.4 TBqとな 圧力逃がし装置
生から約51時間後であり，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」におい る。本評価で仮定した格納容器内の気体を排出する時間は事象発生から約 の位置づけ変更て想定したベントの時間である約38時間後よりも遅く，時間経過に伴いCs- 51時間後であり，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」において想定しに伴う反映)
137の格納容器内壁面等への沈着やサプレッション・チェンバ・プール水への たベントの時間である約38時間後よりも遅く，時間経過に伴いCs-137の格納取り込みが進むことから，本評価におけるCs-137の7日間(事象発生から168 容器内壁面等への沈着やサプレッション・チェンバ・プール水への取り込みが時間後まで)の総放出量は1.4 TBqよりも小さな値となる。
進むことから，本評価におけるCs-137の7日間(事象発生から168時間後まで)の総放出量は1.4 TBqよりも小さな値となる。

60/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

4

添付資料
3.4.1.55

添付資料
3.4.1.6

ページ番号

変更後

添3.4.1-3

5. ドライ条件とならないことの確認
原子炉格納容器内がドライ条件とならないことを確認するため，水蒸気の凝縮が過剰に進む場合として，上記の評価結果において格納容器圧力が最も低下する事象発生から7日後(168時間後)において，残留熱除去系による格納容器スプレイ(流量954m3/h)をドライウェルに連続で実施した場合を評価
し，格納容器内の気相濃度の推移を確認した。図7から図10に示すとおり，格
納容器スプレイによる水蒸気の凝縮を考慮しても，格納容器スプレイ開始後
約4時間(原子炉格納容器内が負圧となる時間)までは，格納容器内の水素ガス及び酸素ガスが可燃限界に至ることはない。なお，ベント弁を開放している状況下で格納容器スプレイを実施する手順とはしておらず，格納容器スプ
レイにインターロックによる自動起動はないことから誤動作の恐れはない。運転員の誤操作によって格納容器スプレイを連続で実施しても，格納容器内が負圧に至るまでは格納容器スプレイ開始から約4時間の時間余裕がある。また，格納容器スプレイの停止操作は中央制御室での簡易な操作であることから，約4時間の時間余裕の間での運転員による格納容器スプレイの停止に期待できると考えられる。このため，現実として格納容器内が負圧になることはなく，従って原子炉格納容器内がドライ条件になることはない。

添3.4.1-8③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（ドライ条件とならないことを確認するため感度解析を追加実施）-③（ドライ条件とならないことを確認するため感度解析を追加実施）

図7 格納容器圧力の推移(事象発生から168時間後に残留熱除去系によるドライウェルスプレイ(954m3/h)を連続で実施)

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

6

添付資料
3.4.1.6

ページ番号

変更後

添3.4.1-8③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（ドライ条件とならないことを確認するため感度解析を追加実施）-③（ドライ条件とならないことを確認するため感度解析を追加実施）

図8 格納容器気相部温度の推移(事象発生から168時間後に残留熱除去系によるドライウェルスプレイ(954m3/h)を連続で実施)

7

添付資料
3.4.1.6

添3.4.1-9

図9 ドライウェルの気相濃度の推移(ウェット条件)(事象発生から168時間後に残留熱除去系によるドライウェルスプレイ(954m3/h)を連続で実施)

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

8

添付資料
3.4.1.6

ページ番号

変更後

添3.4.1-9③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（ドライ条件とならないことを確認するため感度解析を追加実施）

図10 サプレッション・チェンバの気相濃度の推移(ウェット条件)(事象発生から168時間後に残留熱除去系によるドライウェルスプレイ(954m3/h)を連続で実施)

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まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.4.2 水の放射線分解の評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
3.4.2

ページ番号
添3.4.2-11

変更後
図8 溶存酸素濃度と吸収線量の関係(pHを変化させた場合)
初期水素濃度：水-ジルコニウム反応割合0%
初期酸素濃度：0.5vol%(気相中)③評価進捗による変更・修正

変更前
図8 溶存酸素濃度と吸収線量の関係(pHを変化させた場合)
初期水素濃度：水-ジルコニウム反応割合0.67%
初期酸素濃度：3.3vol%(気相中)

変更理由⑤(元文献を再確認し，記載を見直
し。)

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まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.4.3 安定状態について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
3.4.3

添3.4.3-1

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

酸素濃度は事象発生から約14日後 にサプレッション・チェンバにおいて可燃 酸素濃度は事象発生から約15日後にサプレッション・チェンバにおいて可燃限界に到達する。
限界に到達する。

変更理由⑤(元データを再確認し，記載を見
直し。)

65/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.4.4 解析コード及び解析条件の不確かさの影響について（水素燃焼）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表1

ページ番号

添3.4.4-1

変更後

変更前●項 目：初期条件『酸素濃度』●項 目：初期条件『初期酸素濃度』●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約3vol%以下●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
約1vol%以下～約2vol%以下③評価進捗による変更・修正

変更理由④（最確条件の
見直し）

66/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.4.5 原子炉注水開始時間の評価結果への影響【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

添付資料
3.4.5

添付資料
3.4.5

ページ番号

変更後

添3.4.5-1

添3.4.5-3③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(2) 感度解析2（注水開始時刻が遅れる場合）
・原子炉圧力容器への注水開始時刻をベースケースから20分遅延することとし,事象発生から90分後とした。20分は，原子炉圧力容器への注水が遅れたとしても，溶融炉心が炉心プレナム下部に移行しない時間であることを確認し，設定した値である。

-③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）

表1 原子炉圧力容器への注水開始時刻の変更に伴う評価項目への影響

表1 原子炉圧力容器への注水開始時刻の変更に伴う評価項目への影響③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

3

章番号

添付資料
3.4.5

ページ番号

変更後

添3.4.5-6③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）-③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）

図5 格納容器圧力の推移（感度解析2）

4

添付資料
3.4.5

添3.4.5-6

図6 格納容器気相部温度の推移 （感度解析2）

68/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

章番号

添付資料
3.4.5

ページ番号

変更後

添3.4.5-7③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

-

③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）-③（注水開始時
間が格納容器の気相濃度に与える影響確認のため，注水開始時
間を遅らせた感度解析を追加実施）

図7 ドライウェルの気相濃度の推移(ウェット条件)（感度解析2）

6

添付資料
3.4.5

添3.4.5-7

図8 サプレッション・チェンバの気相度の推移(ウェット条件)（感度解析2）

69/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.5.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響について(溶融炉心・コンクリート相互作用)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後

総点検前

③評価進捗による変更・修正

変更理由●分 類：原子炉圧力容器（逃がし安全弁含む）

1-1

1-2

表1（2/3）添3.5.2-2

1-32

表2（1/3）添3.5.2-4（削 除）⑤（本評価事故
シーケンスでは●重要現象：ECCS注水（給水系・代替注水設備含む）
ECCS注水の機能喪失を前提とし●解析モデル：安全系モデル（非常用炉心冷却系），『安全系モデル（代替注 た評価を実施して水設備）いることから，当該項目に関する●不確かさ
不確かさの記載
入力値に含まれる
を削除）

（削 除）

●運転員等操作時間に与える影響⑤（本評価事故
実機注水設備能力に対して，解析コードでは注入流量を少なめに与えるたシーケンスでは
め，実際には解析より多く注水されることから原子炉水位の回復は早くなる
ECCS注水の機可能性があるが，本事象では原子炉への注水に期待しないことから，運転員
能喪失を前提とし
等操作時間に与える影響はない。
た評価を実施していることから，当該項目に関する
不確かさの記載
を削除）

（削 除）

●評価項目となるパラメータに与える影響⑤（本評価事故
注水特性は，それぞれの系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量のシーケンスでは
関係を入力する。実機設備に対して注入流量を少なめに与えるため，有効性
ECCS注水の機評価解析では燃料被覆管温度を高めに評価するが，本事象では原子炉へ能喪失を前提としの注水に期待しないことから，解析コードの不確かさが評価項目となるパラた評価を実施してメータに与える影響はない。
いることから，当該項目に関する
不確かさの記載を削除）●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●項 目：初期条件『原子炉熱出力』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,925MWt以下 （実績値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
3,924MWt以下 （実績値）④（最確条件の
見直し）
⑤

70/79

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No.

章番号

3-1

3-2

表2（1/3）

ページ番号

総点検後

総点検前

●項 目：初期条件『原子炉水位』●項 目：初期条件『原子炉水位』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+116cm～約+119cm）（実測値）●解析条件（初期条件，事故条件)の不確かさ＜最確条件＞
通常運転水位（セパレータスカート下端から約+118cm～約+120cm）（実測値）

変更理由④（最確条件の見直し）⑤●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し ④（最確条件の見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事
添3.5.2-4⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，原 ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，スク
子炉スクラム10分後までの崩壊熱による原子炉水位の低下量は，高圧が維 ラム10分後の原子炉水位の低下量は通常運転水位約－4mであるのに対し ④（最確条件の見直し）持された状態でも通常運転水位約-4mであるのに対してゆらぎによる水位低 てゆらぎによる水位低下量は約－10mmであり非常に小さい。したがって，事⑤
下量は約-30mmであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は 象進展に影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
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 。

3-3●項 目：初期条件『格納容器圧力』

4-1

表2（2/3）4-2③評価進捗による変更・修正●項 目：初期条件『格納容器圧力』●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響③（圧力容器破最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， 損までの格納容
ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発 ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発器圧力上昇率の生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.50MPaであ 生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約470kPaである
見直し）るのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した のに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した⑤
がって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与え がって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
添3.5.2-5 る影響は小さい。
●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約0.50MPaであるのに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， ③（圧力容器破
ゆらぎによる格納容器圧力の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発損までの格納容生から圧力容器破損までの圧力上昇率（平均）は約7時間で約470kPaである 器圧力上昇率ののに対して，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。した見直し）
がって，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える⑤
影響は小さい。

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No.

章番号

ページ番号

5-1

表2（2/3）5-2

6

表2（2/3）

総点検後

総点検前

●項 目：初期条件『格納容器温度』●項 目：初期条件『格納容器温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約43℃～約62℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約60℃ （実測値）③評価進捗による変更・修正

変更理由④（最確条件の見直し）⑤●評価項目となるパラメータに与える影響
添3.5.2-5 ●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが， 最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが， ③（圧力容器破
ゆらぎによる格納容器温度の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発 ゆらぎによる格納容器温度の上昇に与える影響は小さい。例えば，事象発損までの格納容生から圧力容器破損までの温度上昇率は約7時間で約89℃であるのに対し 生から圧力容器破損までの圧力上昇量は約7時間で約50kPaであるのに対し 器温度上昇率のて，ゆらぎによる温度上昇量は約5℃であり非常に小さい。したがって，事象 て，ゆらぎによる圧力上昇量は約2kPaであり非常に小さい。したがって，事象見直し）進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響 進展に影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
⑤
は小さい。

添3.5.2-5●項 目：初期条件『外部水源の温度』●項 目：初期条件『外部水源の温度』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約35℃～約50℃ （実測値）●解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさ＜最確条件＞
約30℃～約50℃ （実測値）④（最確条件の
見直し）
⑤

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No.

章番号

ページ番号

総点検後

③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更及び堆積物についての考え方の見直しを反映した追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更及び堆積物についての考え方の見直しを反映した追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更及び堆積物についての考え方の見直しを反映した追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更及び堆積物についての考え方の見直しを反映した追記）③（コリウムシー
ルド及びポロシ
ティの影響を考慮した感度解析の追加実施）●項 目：初期条件『原子炉圧力容器下部の構造物の扱い』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わない

7-1＜最確条件＞
部分的な溶融が生じ，格納容器下部に落下する可能性がある●条件設定の考え方
発熱密度を下げないように保守的に設定
7-2

表2（2/3）7-37-4●運転員等操作時間に与える影響
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
添3.5.2-5 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。

●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，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。
溶融物のコリウムシールド内側への流入を考慮し，ドライウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシ
ティを保守的に設定した感度解析を実施した。その結果，ドライウェルサンプ
のコンクリート侵食量は，床面で約9cm，壁面で約9cmに抑えられることから，
原子炉圧力容器の支持機能及び原子炉格納容器バウンダリ機能を維持できることを確認した。
（添付3.5.3参照）

73/79

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No.

章番号

ページ番号

総点検後

③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更に伴う追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更に伴う追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更に伴う追記）（記載なし）②（コリウムシー
ルドの位置付け変更に伴う追記）●項 目：初期条件『格納容器下部床面積』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
6号炉の格納容器下部床面積を設定

8-1＜最確条件＞
各号炉の設計に応じた設定●条件設定の考え方
コリウムシールドで囲まれる部分が広く，溶融炉心の拡がり面積が狭いこと
により，コンクリート侵食量の観点で厳しくなる号炉を設定

8-2
表2（3/3）8-3

8-4

添3.1.3-6,5●運転員等操作時間に与える影響
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件とした場合は，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。

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No.

章番号

ページ番号

総点検後

③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条件を追記）●項 目：機器条件『代替格納容器スプレイ冷却系（常設）』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
原子炉圧力容器破損前：70m3/hにて原子炉格納容器へスプレイ

9-1＜最確条件＞
原子炉圧力容器破損前：70m3/h以上で原子炉格納容器へスプレイ

9-2

9-3

9-4

●条件設定の考え方
格納容器温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮して設定
表2（3/3）添3.5.2-6●運転員等操作時間に与える影響
スプレイ流量は運転員による調整が行われ，その増減により圧力及び温度上昇の抑制効果に影響を受けるが，操作手順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。
●評価項目となるパラメータに与える影響
スプレイ流量は運転員による調整が行われ，その増減により圧力及び温度上昇の抑制効果に影響を受けるものの，格納容器内に蓄積される崩壊熱量に変わりは無いため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

総点検後

③評価進捗による変更・修正

総点検前

変更理由

（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）●条件設定の考え方
添3.5.2-6 原子炉圧力容器破損の事前の検知から破損までの時間余裕に基づき水位
2m到達まで水張り可能な流量として設定（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）

10-3

●運転員等操作時間に与える影響
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。

（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）

10-4

●評価項目となるパラメータに与える影響
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。

（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条
件を追記）（記載なし）⑤（運転員等操作に係る機器条件を追記）●項 目：機器条件『格納容器下部注水系（常設）』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
事前水張り時：90m3/hで注水

10-1＜最確条件＞
事前水張り時：90m3/hで注水

10-2

表2（3/3）●項 目：機器条件『格納容器下部注水系（常設）』●解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
原子炉圧力容器破損以降：崩壊熱相当の注水量にて注水

11-1＜最確条件＞
原子炉圧力容器破損以降：崩壊熱相当の注水量にて注水
11-2

11-3

11-4

表2（3/3）添3.5.2-6●条件設定の考え方
溶融炉心冷却が継続可能な流量として設定●運転員等操作時間に与える影響
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。
●評価項目となるパラメータに与える影響
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。

76/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

12

章番号

表3

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

総点検後

総点検前

●項 目：操作条件『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』●項 目：操作条件『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』●操作の不確かさ要因【移動】
添3.5.2-7 中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
ルートは，コントロール建屋のみであり，通常8分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響はなし。

●操作の不確かさ要因【移動】
中央制御室から操作現場である廃棄物処理建屋地下3階までのアクセス
ルートは，コントロール建屋のみであり，通常5分間程度で移動可能であるが，余裕を含めて10分間の移動時間を想定している。また，アクセスルート
上にアクセスを阻害する設備はなく，よって，操作開始時間に与える影響は
なし。

変更理由

④（訓練実績の反映）

77/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料3.5.3 溶融炉心の崩壊熱及び溶融炉心からプール水への熱流束を保守的に考慮する場合，格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりを抑制した場合及びコリウムシール
ド内側への越流を考慮した場合のコンクリート侵食量及び溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する非凝縮性ガスの影響評価【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

4

章番号

添付資料
3.5.3

添付資料
3.5.3

添付資料
3.5.3

添付資料
3.5.3

ページ番号

添3.5.3-1

総点検後

総点検前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

ベースケースの条件設定に対し，崩壊熱または溶融炉心からプール水への ベースケースの条件設定に対し，プラント損傷状態については，これをLOCA
熱流束についてコンクリート侵食量に対する感度を確認した。崩壊熱につい とする場合，TQUVの場合よりも早く原子炉圧力容器が破損に至ることを確ての感度を確認した理由は，プラント損傷状態をLOCAとする場合，TQUVの 認している。このコンクリート侵食量への影響を確認する観点から，崩壊熱を場合よりも早く原子炉圧力容器が破損に至ることを確認したためである。溶 より保守的に設定し，コンクリート侵食量に対する感度を確認した。上面熱流
融炉心からプール水への熱流束についての感度を確認した理由は，「重大 束については，その値を保守的に設定することで，コンクリート侵食量に対す事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の る感度を確認した。上面熱流束をコンクリート侵食量に対する感度を確認す
添付3「溶融炉心・コンクリート相互作用について」において，解析モデルの不 るパラメータとして選定した理由は，「重大事故等対策の有効性評価に係る ⑤（記載の拡充）
確かさを整理し，感度解析対象として抽出し，その感度を確認したエントレイ シビアアクシデント解析コードについて」の添付3「溶融炉心・コンクリート相互ンメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束（上面熱流束）及び溶融作用について」において解析モデルの不確かさを整理し，感度解析対象としプール－クラスト間の熱伝達係数のうち，溶融炉心からプール水への熱流束 て抽出し，その感度を確認したエントレインメント係数，上面熱流束及び溶融がコンクリート侵食量に対して影響の大きいパラメータであることを確認した プール－クラスト間の熱伝達係数のうち，上面熱流束がコンクリート侵食量にためである。
対して影響の大きいパラメータであることを確認したためである。

添3.5.3-2

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 事故シーケンスを「大破断LOCA+ECCS注水機能喪失」とし，本評価事故シーケースから変更し，事象発生から6時間後の値とした。これは，事故シーケン ケンスの評価条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備によるスを「大破断LOCA+ECCS注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの評 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，事象発生直⑤(記載の適正価条件と同様，電源の有無にかかわらず重大事故等対処設備による原子炉 後から原子炉冷却材が原子炉格納容器内に流出するため，原子炉圧力容化)
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 器破損までの時間が約6.4時間となる。これを踏まえ，起因事象の不確かさをが早く，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 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し，事象的に設定した値である。
発生から6時間後の値とした。

添3.5.3-2

・溶融炉心が中心から外れた位置で円柱を形成した場合を想定し，溶融炉心③（溶融炉心が拡の側面全体がコンクリートの壁で囲まれた体系を設定した。
がらない場合についての感度解
析の評価条件の見直し）

添3.5.3-2－

・評価体系(円柱)の高さは2m(初期水張り高さ)，底面積は約22m2(原子炉格 ・評価体系(円柱)の高さは2m(初期水張り高さ)，底面積は約22m2(原子炉格
納容器下部床面積の約1/4)とし，評価体系(円柱)の上面から水によって除熱 納容器下部床面積の約1/4)し，評価体系(円柱)の上面から水によって除熱さされるものとした。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 れるものとした。ただし，上面からの除熱量は評価体系(円柱)上面の面積に ③（溶融炉心が拡面からの除熱量は円柱上面の面積に側面の面積を加えた値とした。
側面の面積を加えた値とした。これは，溶融炉心が拡がらない場合に仮に溶 がらない場合に・崩壊熱はベースケースにおける溶融炉心落下時刻(事象発生から約7時間 融炉心の一部が壁面に接触しても，側面の大部分は水に接触していると考 ついての感度解析の評価条件の後)の値とし,溶融炉心からプール水への熱流束は,格納容器圧力への依存性 えられるためである。
見直し）を考慮した。
・ベースケースにおける溶融炉心落下時刻の崩壊熱(事象発生から約7時間後)及び格納容器圧力への依存性を考慮した上面熱流束を用いた。

78/79

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

6

7

章番号

添付資料
3.5.3

添付資料
3.5.3

添付資料
3.5.3

ページ番号

総点検後

変更理由

添3.5.3-3

添3.5.3-3(ii)コリウムシールドの高さ以上に堆積し，コリウムシールドの内側に流入する (ii)コリウムシールドの高さ以上に堆積し，コリウムシールドの内側に流入する⑤(サンプ深さがものと見なす溶融炉心の量がサンプの体積以上の場合ものと見なす溶融炉心の量がサンプの体積以上の場合
ポロシティが0.32，0.4及び0.48のケースでは，溶融炉心の流入量がサンプ2 ポロシティが0.4及び0.48のケースでは，溶融炉心の流入量がサンプ2つ分(サ 1.4mであることを考慮し，記載を見つ分(サンプ床面積の小さい7号炉で代表)の容量を上回る。
ンプ床面積の小さい7号炉で代表)の容量を大きく上回る。
直し。)

添3.5.3-4

添付資料
3.5.3

添3.5.3-4

9

添付資料
3.5.3

添3.5.3-5

本感度解析ケースでは，溶融炉心・コンクリート相互作用によって約118kgの 本感度解析ケースでは，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，ベースケースでもジ 可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ベースケースでもジ⑤(元データを再ルコニウム－水反応によって約1400kgの水素ガスが発生することを考慮する ルコニウム－水反応によって約1370kgの水素が発生 することを考慮すると，確認し，記載を見と，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 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直し。)
性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
スの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
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 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 互作用では酸素は発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用による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 可燃性ガス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
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 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 可燃性ガスをベースケースの結果に加える場合，原子炉格納容器内の酸素 ⑤（記載の拡充）の非凝縮性ガスをベースケースの結果に加える場合，原子炉格納容器内の 濃度はベースケース（3.5.2 (3) b 参照）にて示した酸素濃度（ウェット条件で酸素濃度はベースケース（3.5.2 (3) b 参照）にて示した酸素濃度（ウェット条 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 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無い。
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無い。
コンクリート侵食量は床面で約1cmに抑えられることから，原子炉圧力容器の コンクリート侵食量は床面で約1cm，壁面で約1cm に抑えられることから，支持機能を維持できることを確認した。
表2 溶融炉心がサンプに流入する場合の侵食量評価結果

添付資料
3.5.3

総点検前

(i)コリウムシールドの高さ以上に堆積し，コリウムシールドの内側に流入する コリウムシールドの高さ以上に堆積し，コリウムシールドの内側に流入するもものと見なす溶融炉心の量がサンプの体積未満の場合のと見なす溶融炉心の量がサンプの体積未満の場合⑤(サンプ深さがポロシティが0.26のケースでは，コリウムシールドの高さ以上に堆積する溶融 ポロシティが0.26及び0.32のケースでは，コリウムシールドの高さ以上に堆積1.4mであることを
炉心の量がサンプ2つ分の容量(サンプ床面積の小さい7号炉で代表)未満で する溶融炉心の量がサンプ2つ分の容量(サンプ床面積の小さい7号炉で代 考慮し，記載を見あることから，二つのサンプに均一に溶融炉心が流入すると想定し，堆積厚 表)未満であることから，二つのサンプに均一に溶融炉心が流入すると想定直し。)
さを約0.7mとした。
し，堆積厚さをそれぞれ約0.7m，約1.4mとした。

8

10③評価進捗による変更・修正

添3.5.3-8③（評価の見直し）

表2 溶融炉心がサンプに流入する場合の侵食量評価結果⑤(元データを再確認し，記載を見
直し。)

79/79

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.1.1 使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
4.1.1

添4.1.1-2

変更後

添付資料
4.1.1

添付資料
4.1.1

添4.1.1-4

変更理由

図3 6号及び7号炉の使用済燃料プールの構造高さ
表1 使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積③（有効桁数の見直し）⑤

添4.1.1-2

表2 評価に使用する値3

変更前③（有効桁数の見直し）⑤

図3 6号及び7号炉の使用済燃料プールの構造高さ
表1 使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

2③評価進捗による変更・修正○算定に使用する値③（有効桁数の
見直し）
⑤

1/19

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表3 評価結果③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

○算定結果

4

添付資料
4.1.1

添4.1.1-4⑤（単位の見直
し）
⑤

5

添付資料
4.1.1

6号及び7号炉の各号炉ともに事象発生から約1.4日後であり，重大事故等対 6号及び7号炉の各号炉ともに事象発生から約33時間後であり，重大事故等
添4.1.1-4 策として期待する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた燃料プール代替 対策として期待する可搬型代替注水ポンプを用いた燃料プール代替注水系
注水系（可搬型）による注水操作の時間余裕は十分にある。
（可搬型）による注水操作の時間余裕は十分にある。

⑤（単位の見直
し）
⑤

添付資料
4.1.1

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，使用済燃料の崩壊熱により 使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，使用済燃料の崩壊熱により使用済燃料プール水温が上昇し，約1.3日後に沸騰が開始され，その後使用 使用済燃料プール温度が上昇し，約1.3日後に沸騰が開始され，その後使用 ③（評価条件の済燃料プール水位が放射線の遮蔽に必要な通常水位から約2.1m（10mSv/h 済燃料プール水位が放射線の遮蔽に必要な通常水位より2.1m（10mSv/hの 見直しに伴う水位
添4.1.1-5 の場合）下の位置まで低下するまでの時間は，事象発生から約6.0日後とな 場合）下の位置まで低下するまでの時間は，事象発生から約4.6日後となる。
評価の変更）る。このように原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用 このように原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃⑤
済燃料プールに比べてさらに長い時間余裕がある。
料プールに比べてさらに長い時間余裕がある。

6

表4 通常運転中の想定※

7

添付資料
4.1.1

添4.1.1-5

8

添付資料
4.1.1

添4.1.1-6 注2：1,3,5号炉からの崩壊熱は号炉間の燃料輸送を想定した設定とする。

タイトルなし③（評価条件の見直しに伴う水位評価の変更）③（有効桁数の見直し）⑤

注2：崩壊熱は号炉間の燃料輸送を想定した設定とする。

⑤

2/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.1.2 ｢水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率｣の評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

添付資料
4.1.2

添付資料
4.1.2

ページ番号

変更後

変更前

添付資料
4.1.2

変更理由

＜参考＞
＜参考＞
一例としてCo60を線源とした時のガンマ線の実効線量透過率の1/10価層は 一例としてCo60を線源とした時の1/10価層は水であると約70cmであるのに ③（参照資料の水であると約70cmであるのに対して,鉄（密度：7.86kg/cm3）であると約9cmと 対して,鉄（密度：7.87kg/cm3）であると約7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水 統一に伴う評価
添4.1.2-5 なり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
と比べて大きいことが分かる。
の見直し）
参考文献：アイソトープ手帳11版 公益社団法人日本アイソトープ協会⑤
想定事故1,2及び停止中の各有効性評価の必要な遮蔽の目安とする線量率 かつ定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値
は，緊急作業時の被ばく限度（100mSv）及び緊急作業時の被ばく限度を適用 （5.5mSv/h(柏崎刈羽原子力発電所7号炉 平成27年9月 蒸気乾燥器及びする作業区域（15mSvを超えるおそれがある区域）等の条件から余裕のある 気水分離器取り外し作業の例)）を考慮して10mSv/hとした。
値である10mSv/hとした（詳細については「＜補足＞必要な遮蔽の目安とした10mSv/hの設定について」を参照）。
想定事故1,2での必要な遮蔽水位は図4より柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉において約4.9mとなり，開始水位から約2.1mが低下した水位である。
なお，通常時であっても作業によって現場線量率が上昇することが考えられる。原子炉建屋最上階における作業の例として，蒸気乾燥器の取り付け又は取り外し作業では，平成23年10月の柏崎刈羽原子力発電所7号炉の実績
添4.1.2-8で約11mSv/hであった。こちらの実績は設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待しない場合の測定点の値であり, 設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待する場合の測定点の値では約1mSv/hと必要な遮蔽の目安（10mSv/h）以下であった。
前述のように,設置する遮蔽体の遮蔽効果に期待しない場合の測定点での線量率は必要な遮蔽の目安（10mSv/h）を超える場合もあるが，通常作業に対する作業員の放射線影響は，線源との離隔距離を確保する，作業時間を短くする，遮蔽を実施するなど，過度な被ばくをしないように運用面も含んだ対策が可能である（詳細については「＜補足＞必要な遮蔽の目安とした
10mSv/hの設定について」を参照）。
＜補足＞必要な遮蔽の目安とした10mSv/hの設定について

3③評価進捗による変更・修正

添4.1.2-10-④（線量率の実
績値の調査範囲の拡充及びそれに伴う実績値見直し）④（線量率の実
績値の調査範囲の拡充及びそれに伴う実績値見直し）

3/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.1.5 評価条件の不確かさの影響評価について(想定事故1)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『使用済燃料プール保有水量』●評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ＜評価条件＞
約2,093m3

1-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）＜最確条件＞
約2,093m3

1-2

表1（1/3）添4.1.5-1●条件設定の考え方
保有水を厳しく見積もるためにプールゲート閉の状況を想定●運転員等操作時間に与える影響
使用済燃料プール水位及びプールゲートの状態に含まれる。

1-3●評価項目となるパラメータに与える影響
使用済燃料プール水位及びプールゲートの状態に含まれる。

1-4●項 目：初期条件『外部水源の容量』
2

表1（2/3）●運転員等操作時間に与える影響
添4.1.5-2 最確条件とした場合には，評価条件よりも水源容量の余裕は大きくなることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

●項 目：初期条件『外部水源の容量』●運転員等操作時間に与える影響
最確条件とした場合には，評価条件よりも水源容量の余裕は大きくなる。また，事象発生12時間後からの可搬型代替注水ポンプによる補給により防火水槽は枯渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

②（送水ラインの変更）

4/19

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：機器条件『燃料プール代替注水系（可搬型）』3

表1（3/3）●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）
添4.1.5-3 ＜最確条件＞
45m3/h以上※1で注水※1 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量はともに45m3/h以上(4台)である。
●項 目：操作条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料
プールへの注水操作』

4-1

表2（1/2）

4-2③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：機器条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料
プールへの注水流量』●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）＜最確条件＞
45m3/h以上※1※1 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量はともに45m3/h以上(1台)である。

②（送水ラインの変更）⑤●項 目：操作条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料
プールへの注水操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因【操作所要時間】【操作所要時間】②（送水ラインの燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備
変更）
は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，ホース敷設，ポンプ起動及びは，可搬型代替注水ポンプの配置，ホース敷設，ポンプ起動及びホース接続 ④（手順の見直ホース接続口の弁の開操作である。
口の弁の開操作である。
し）移動時間を含め，これら準備操作に360分間を想定している。評価上の操作 移動時間を含め，これら準備操作に80分間を想定している。評価上の操作⑤
開始時間を12時間後と設定しているが，他の操作はないため，冷却機能喪 開始時間を12時間後と設定しているが，他の操作はないため，冷却機能喪添4.1.5-4
失による異常を認知した時点で準備が可能である。なお，その場合は実際の 失による異常を認知した時点で準備が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
●訓練実績等●訓練実績等
訓練実績等より，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備への注水準備は，想定より早い約345分であることを確認した。想定で意図し は，所要時間80分想定のところ，訓練実績等により約75分であり，想定で意ている作業が実施可能なことを確認した。
図している作業が実施可能なことを確認した。

②（送水ラインの変更）④（訓練実績の
反映）
⑤

5/19

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『防火水槽への補給』●評価条件（最確条件）の不確かさ＜評価上の操作開始時間＞
事象発生から12時間後＜評価設定の考え方＞
防火水槽への補給は，評価条件ではないが，評価で想定している操作の成立や継続に必要な作業。
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水開始時
間を踏まえ設定。

②（送水ラインの変更）

5-1（記載なし）

5-2（記載なし）●操作の不確かさ要因
防火水槽への補給までの時間は，事象発生から約12時間あり十分な時間余 ②（送水ラインの
変更）
裕がある。

5-3

（記載なし）●運転員等操作時間に与える影響－②（送水ラインの変更）

5-4（記載なし）●評価項目となるパラメータに与える影響－②（送水ラインの変更）

5-5（記載なし）●操作時間余裕－②（送水ラインの変更）（記載なし）●訓練実績等
淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のところ，訓練実績等により約70分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

②（送水ラインの変更）

表2（2/2）

5-6

添4.1.5-5●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ（A-2級））』

6

表2（2/2）●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型代替注水ポンプ）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各4台）へ 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水 ②（送水ラインの変更）の給油を期待している。各機器への給油準備作業について，可搬型代替注 ポンプ（6号及び7号炉：各3台）への燃料給油を期待している。各機器への給水ポンプ（A-2級）への給油準備（現場移動開始からタンクローリー（4kL）へ 油準備作業について，可搬型代替注水ポンプへの燃料給油準備（現場移動 ④（手順の見直添4.1.5-5 の補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓練実績等では約98分で実施 開始からタンクローリーへの補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練し）可能なことを確認した。また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇 実績等では約82分で実施可能なことを確認した。また，各機器への燃料給油 ④（訓練実績の反映）
しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注水 作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施するこ⑤ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓練実績等では約 ととしている。可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分
98分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認し のところ訓練実績等では約96分であり，許容時間内で意図している作業が実た。
施可能であることを確認した。

6/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.1.6 7日間における水源の対応について(想定事故1)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
4.1.6

2

3

添付資料
4.1.6

添付資料
4.1.6

ページ番号

添4.1.6-1

添4.1.6-1

変更後（記載なし）（記載なし）○水源評価結果
事象発生12時間後から使用済燃料プール水位が通常水位に回復する約
15.7時間後までは45m3/hで注水を行い，その後崩壊熱相当の流量
添4.1.6-1 （19m3/h）で注水を実施するため，7日間では合計約3,100m3の水量が必要となり，十分に水量を確保しているため対応可能である。
（45m3/h×（15.7h-12.0h）+19m3/h×（168h-15.7h）≒3,100m3）

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由②淡水貯水池から防火水槽への移送
事象発生12時間後から，淡水貯水池から防火水槽へつながる配管の弁を操 ②（注水ラインの作することで必要な水量を防火水槽へと補給する。
変更）
○時間評価
淡水貯水池から防火水槽への移送流量は，防火水槽を水源とする可搬型代
替注水ポンプによる注水流量を上回る流量で移送出来るため，注水継続に ②（送水ラインの変更）
必要な防火水槽の水を維持できる。
○水源評価結果
事象発生12時間後から使用済燃料プール水位が通常水位に回復する15.3
時間後までは45m3/hで注水を行い，その後崩壊熱相当の流量（19m3/h）で ③（申請解析に合わせて顕熱を考注水を実施するため，7日間では合計約3,100m3の水量が必要となり，十分
慮しない評価にに水量を確保しているため対応可能である。
見直し）（約45m3/h×（15.3h-12.0h）+19m3/h×（168h-15.3h）≒3,100m3）

7/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.1.7 7日間における燃料の対応について(想定事故1)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について（想定事故1）

1

添付資料
4.1.7

添4.1.7-1

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

7日間における燃料の対応について（想定事故1）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）③（燃料試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

8/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.2.1 使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

添付資料
4.2.1

添付資料
4.2.1

ページ番号

変更後

図1に示すように2個の逆止弁の異物噛み混みによる固着と配管の貫通ク
ラックによる損傷を想定すると表1の条件より使用済燃料プールの保有水の漏えいの流出流量は 約68m3/hとなる。
なお，想定する異物として燃料プール冷却浄化系のろ過脱塩器の出口スト
レーナのエレメント24×110メッシュ（通過粒子径約25 μm）より十分大きな添4.2.1-1
粒子径2.5mmを想定し，それが最も大きな開口面積となる噛み混みを想定した。また，水位の低下に伴い水頭圧が低下し流出流量が小さくなることが考えられるが，漏えいが継続している間は損傷直後の流出流量が一定のまま続くことを想定した。

添付資料
4.2.1

変更前
図1に示すように逆止弁の異物噛み混みによる固着と配管の貫通クラックによる破断損傷を想定すると表1の条件より漏えい速度の流出流量は 約
68m3/hとなる。
なお，想定する異物として燃料プール冷却浄化系のろ過脱塩器の出口スト
レーナのエレメント24×110メッシュ（通過粒子径約0.15mm）より十分大きな粒
子径2.5mmを想定し，それが最も大きな開口面積となる噛み混みを想定した。また，水位の低下に伴い水頭圧が低下し，流出流量漏えい量が小さくなることが考えられるが，破断漏えいが継続している間は損傷直後の一定の流出流量を損傷直後の漏えいの流出流量速度が継続する想定とした。

変更理由⑤（誤記訂正）使用済燃料プール水位が通常水位から放射線の遮蔽が維持される最低水 使用済燃料プール水位が通常水位から放射線の遮蔽が維持される最低水
位（通常水位から約2.1m下）まで低下する時間は， 6号及び7号炉で事象発 位（通常水位約-2.1m）まで低下する時間は，事象発生から6号炉では約23時③（有効桁数の生から約23時間であり，重大事故等対策として期待している可搬型代替注水 間，7号炉では約24時間後であり，重大事故等対策として期待している可搬
添4.2.1-1 ポンプ（A-2級）を用いた燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料 型代替注水ポンプを用いた燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃見直し）⑤
プールへの注水操作の時間余裕は十分ある（評価結果は表2の通り）。
料プールへの注水操作の時間余裕は十分ある。（評価結果は表2の通り）
表2 崩壊熱除去機能喪失及びサイフォン現象発生時の評価結果

3③評価進捗による変更・修正

添4.2.1-2

表2 崩壊熱除去機能喪失及びサイフォン現象発生時の漏えい量等評価結果③（有効桁数の
見直し）
⑤

9/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.2.3 6号及び7号炉 使用済燃料プールサイフォンブレーカについて【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

配管頂部に空気が溜まり両側の配管内の水に力が伝わらなくなりサイフォン 配管頂部に空気が溜まり両側の配管内の水に力が伝わらなくなりサイフォン現象を止めることができる。（図３参照）
現象が破れる。（図３参照）
サイフォンブレーク孔の寸法を保守的に最大ブレーク孔径20mmφ，サイフォンブレーク孔の寸法を保守的に13mmφ，添4.2.3-2

1

添付資料
4.2.3

2

添付資料
4.2.3

ディフューザ配管は，設計・建設規格，JSME S NC1-2005におけるクラス３配 ディフューザ配管は，設計・建設規格，JSME S NC1-2012におけるクラス３配管に該当する。クラス３配管への穴補強の不要条件はPPD-3422より，「(１) 管に該当する。クラス３配管への穴補強の適用の条件はPPD-3422より，
添4.2.3-5
平板以外の管に設ける穴であって，穴の径が61mm以下で，「(１)平板以外の管に設ける穴であって，穴の径が64mm以下で，

3

添付資料
4.2.3

スキマサージタンクには，約30mm×100mmの異物混入防止ストレーナが設 スキマサージタンクには，20mm×100mmの異物混入防止ストレーナが設置
置されており，使用済燃料プール水面に浮かぶ塵等の比較的大きな異物を されており，使用済燃料プール水面に浮かぶ塵等の比較的大きな不純物を
添4.2.3-5
除去することが可能である。
除去することが可能である。

4

添付資料
4.2.3

ろ過脱塩器は，カチオン樹脂とアニオン樹脂及びイオン交換樹脂により使用済燃料プールの保有水を浄化する設備である。
このろ過脱塩器のエレメントは約25μm程度であり，サイフォンブレーク孔の添4.2.3-5 寸法15mmφを閉塞させるような異物の除去が可能である。

ろ過脱塩器は，カチオン樹脂とアニオン樹脂及びイオン交換樹脂により燃料
プール水を浄化する設備である。
このろ過脱塩器の出口側には樹脂の流出を防止するために出口ストレーナが設置されている。出口ストレーナのエレメントは24×110メッシュ（通過粒子
径約150μm程度）であり，サイフォンブレーク孔の寸法15mmφを閉塞させる
ような不純物の除去が可能である。

変更理由③（評価の見直し）⑤（記載の適正化）⑤⑤⑤（誤記訂正）10/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.2.5 評価条件の不確かさの影響評価について(想定事故2)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）●項 目：初期条件『使用済燃料プール保有水量』●評価条件（初期，事故及機器条件）の不確かさ＜評価条件＞
約2,093m3

1-1＜最確条件＞
約2,093m3

1-2

表1（1/4）添4.2.5-1●条件設定の考え方
保有水を厳しく見積もるためにプールゲート閉の状況を想定●運転員等操作時間に与える影響
使用済燃料プール水位及びプールゲートの状態の不確かさに含まれる。

1-3●評価項目となるパラメータに与える影響
使用済燃料プール水位及びプールゲートの状態の不確かさに含まれる。

1-4●項 目：初期条件『外部水源の容量』
2

表1（2/4）●運転員等操作時間に与える影響
添4.2.5-2 最確条件とした場合には，評価条件よりも水源容量の余裕が大きくなることから，運転員等操作時間与える影響はない。

●項 目：初期条件『外部水源の容量』●運転員等操作時間に与える影響②（送水ラインの最確条件とした場合には，評価条件よりも水源容量の余裕が大きくなる。ま変更）た，事象発生12時間後からの淡水貯水池から防火水槽への補給により防火水槽は枯渇しないことから，運転員等操作時間与える影響はない。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）●項 目：事故条件『サイフォン現象による漏えい量（逆流防止用の逆止弁の状態）』●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）＜評価条件＞
約70m3/h（損傷を想定した箇所までの逆止弁の微開固着）

3-1＜最確条件＞
約70m3/h（事故ごとに変化）●条件設定の考え方想定される異物の弁への噛み込みにより逆止弁が固着し，その機能が十分に働かない状態を想定
なお，サイフォン現象による漏えいを停止させる配管の孔（サイフォンブレー
ク孔）によるサイフォンブレークには期待しない。

3-2

表1（3/4）3-3

3-4●運転員等操作時間に与える影響
添4.2.5-3 弁の開口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プールの保有水の漏えい量が多くなり，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短くなるが，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作は漏えい量に応じた対応をとるもの
ではなく，注水操作は水位低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失
又は注水機能喪失の確認を,漏えい箇所の隔離操作は水位低下に伴う異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
●評価項目となるパラメータに与える影響
弁の開口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プールの保有水の漏えい量が多くなり，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短くなる。配管の全周破断及び逆止弁の全開固着が発生して漏えいが継続した場合，使用済燃料プールの水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの時間は約2時間の時間余裕となり，漏えい箇所の隔離までの150分より短くなる。ただし，サイフォンブレーク孔による漏えい停止を考慮した場合は事象進
展に影響はなく，漏えい量が少なくな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4.2.2）

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由●項 目：事故条件『逆流防止用の逆止弁の状態』

4-1（記載なし）●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）＜評価条件＞
損傷を想定した箇所までの逆止弁の微開固着＜最確条件＞
事故毎に変化4-2（記載なし）

表1（3/4）4-3

4-4

添4.2.5-3（記載なし）（記載なし）⑤（「サイフォン現象による漏えい量」の条件に統合）●評価設定の考え方
逆止弁の全開固着が起こりづらいと考え，ごみの噛み混みによる微開固着 ⑤（「サイフォン現象による漏えいを想定。
量」の条件に統（添付資料4.2.2）
合）●運転員等操作時間に与える影響
弁の開口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プール水の漏えい
量が多くなり，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短く ⑤（「サイフォン現なるが，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水 象による漏えい量」の条件に統操作及び漏えい箇所の隔離操作は，漏えい量に応じた対応をとるものでは合）なく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。
●評価項目パラメータに与える影響
弁の開口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プール水の漏えい
量が多くなり，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短くなる。配管の全周破断及び逆止弁の全開固着が発生して漏えいが継続した ⑤（「サイフォン現場合，使用済燃料プールの水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの時間
象による漏えいは約2時間の時間余裕となり，漏えい箇所の隔離までの150分より短くなる。 量」の条件に統
ただし，サイフォンブレーク孔による漏えい停止を考慮した場合は事象進展
合）に影響はなく，漏えい量が少なくな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。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：事故条件『サイフォン現象の継続防止用のサイフォンブレーク孔の ●項 目：事故条件『サイフォン現象の継続防止用のサイフォンブレーク孔の
考慮』
考慮』

5

6

7

表1（3/4）

表1（4/4）

表2（1/3）●運転員等操作時間に与える影響●運転員等操作時間に与える影響
サイフォンブレーク孔を考慮した場合は使用済燃料プールの保有水の漏え サイフォンブレーク孔を考慮した場合は使用済燃料プール水の漏えい箇所
添4.2.5-3 い箇所の隔離操作の完了より前に漏えいが停止する。ただし，燃料プール代 隔離操作が不要となる。ただし，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用
替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作は漏えいの停止 済燃料プールへの注水操作は漏えいの停止時間等に応じた対応をとるもの
時間等に応じた対応をとるものではなく，注水操作は水位低下に伴う異常の ではなく，使用済燃料プールの水位低下による異常の認知を起点とするもの
認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を,漏えい箇所の であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
隔離操作は水位低下に伴う異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

添4.2.5-4●項 目：機器条件『燃料プール代替注水系（可搬型）』●項 目：事故条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による燃料プールへの注水流量』●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）＜最確条件＞
45m3/h以上※１で注水※1燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量はともに45m3/h以上(4台)である。

●評価条件（初期，事故及び機器条件の不確かさ）＜最確条件＞
45m3/h以上※１※1燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量はともに45m3/h以上(1台)である。

●項 目：操作条件『漏えい箇所の隔離操作』●項 目：操作条件『漏えい箇所の隔離操作』⑤②（送水ラインの変更）⑤③（期待する水位●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因計を変更したこと【認知】【認知】による水位低警
33
添4.2.5-5 想定している約70m /hの漏えい量であれば，事象発生から約50分後に「燃 想定している約70m /hの漏えい量であれば，事象発生から約5分後に「燃料報設定値の変更
料プール水位低」警報が発生するが，評価上はこの警報確認の開始時間
プール水位低」警報が発生するが，評価上はこの警報確認の開始時間を，の反映）
を，余裕を含めて1時間後と設定している。よって，評価上の警報確認の時間 余裕を含めて1時間後と設定している。よって，評価上の警報確認の時間に⑤に対し，実態の警報確認の時間が早くなる場合が考えられる。
対し，実際の警報確認の時間が早くなる場合が考えられる。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料
プールへの注水操作』

表2（2/3）

8-3

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料
プールへの注水操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因
【認知】
【認知】
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作の 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から12時間後であり，それまでに外部電源喪失等による使 開始は事象発生から12時間後であり，それまでに外部電源喪失等による使用済燃料プールの水位低下による異常を認知し，冷却機能喪失又は注水機 用済燃料プールの水位低下による異常を認知できる時間がある。
能喪失を確認する時間がある。よって，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。

8-1

8-2③評価進捗による変更・修正⑤【操作所要時間】【操作所要時間】
添4.2.5-6 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備 ②（送水ラインのは，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配置，ホース敷設，ポンプ起動及び は，可搬型代替注水ポンプの配置，ホース敷設，ポンプ起動及びホース接続
変更）
ホース接続口の弁の開操作である。移動時間を含め，これら準備操作に360 口の弁の開操作である。移動時間を含め，これら準備操作に80分間を想定④（操作手順の分間を想定している。評価上の操作開始時間を12時間後と設定しているが， している。評価上の操作開始時間を12時間後と設定しているが，他の操作は見直し）
他の操作はないため，使用済燃料プールの水位低下による異常を認知した ないため，使用済燃料プールの水位低下による異常を認知した時点で準備⑤
時点で準備が可能である。なお，その場合は実態の操作開始時間は早くな が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時間は早くなる場合が考る場合が考えられる。
えられる。
●訓練実績等
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備は，想定より早い約345分であることを確認した。想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

●訓練実績等
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備
は，所要時間80分想定のところ，訓練実績等により約75分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

②（送水ラインの変更）④（訓練実績の
反映）
⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『防火水槽への補給』

9-1（記載なし）

9-2（記載なし）
表2（3/3）添4.2.5-7●評価条件（最確条件）の不確かさ＜評価上の操作開始時間＞
事象発生から12時間後＜評価設定の考え方＞
防火水槽への補給は，評価条件ではないが，評価で想定している操作の成立や継続に必要な作業。燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水開始時間を踏まえ設定。

●操作の不確かさ要因
防火水槽への補給までの時間は，事象発生から約12時間あり十分な時間余 ②（送水ラインの
変更）
裕がある。

9-3

（記載なし）●運転員等操作時間に与える影響－

9-4（記載なし）●評価項目となるパラメータに与える影響－

9-5（記載なし）●操作時間余裕－

9-6（記載なし）②（送水ラインの変更）●訓練実績等
淡水貯水池から防火水槽への補給の系統構成は，所要時間90分想定のところ，訓練実績等により約70分であり，想定で意図している作業が実施可能なことを確認した。

②（送水ラインの変更）②（送水ラインの変更）②（送水ラインの変更）②（送水ラインの
変更）

16/19

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型注水ポンプ（A-2級)）』10

表2（3/3）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『各機器への給油（可搬型注水ポンプ）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉：各4台）へ 有効性評価では，防火水槽から復水貯蔵槽への補給用の可搬型代替注水 ②（送水ラインのの給油を期待している。各機器への給油準備作業について，可搬型代替注 ポンプ（6号及び7号炉：各3台）への燃料給油を期待している。各機器への給変更）
水ポンプ（A-2級）への給油準備（現場移動開始からタンクローリー（4kL）へ 油準備作業について，可搬型代替注水ポンプへの燃料給油準備（現場移動 ④（操作手順の添4.2.5-7 の補給完了まで）は，所要時間140分のところ訓練実績等では約98分で実施 開始からタンクローリーへの補給完了まで）は，所要時間90分のところ訓練見直し）
可能なことを確認した。また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇 実績等では約82分で実施可能なことを確認した。また，各機器への燃料給油 ④（訓練実績のしない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注水 作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施するこ反映）
ポンプ（A-2級）への給油作業は，許容時間180分のところ訓練実績等では約 ととしている。可搬型代替注水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間180分⑤
98分であり，許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認し のところ訓練実績等では約96分であり，許容時間内で意図している作業が実た。
施可能であることを確認した。

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まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.2.6 7日間における水源の対応について(想定事故2)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

添付資料
4.2.6

添付資料
4.2.6

添付資料
4.2.6

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

○水使用パターン○水使用パターン①可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による使用済燃料プールへの注水①可搬型代替注水ポンプによる使用済燃料プールへの注水
事象発生12時間後から最大流量45m3/hで注水する。
事象発生12時間後から最大流量45m3/hで注水する。
使用済燃料プール水位が通常水位に回復した後，水位を維持出来るよう使用済燃料プール水位が通常水位に回復した後，水位を維持出来るよう②（送水ラインの崩壊熱相当の流量（約19m3/h）で注水を実施する。
崩壊熱相当の流量（最大19m3/h）で注水を実施する。
添4.2.6-1
変更）②淡水貯水池から防火水槽への移送
事象発生12時間後から，淡水貯水池から防火水槽へつながる配管の弁を操作することで必要な水量を防火水槽へと補給する。

添4.2.6-1（記載なし）○水源評価結果
事象発生12時間後から使用済燃料プール水位が通常水位に回復する
23.2時間後までは45m3/hで注水を行い，その後崩壊熱相当の流量
添4.2.6-1 （19m3/h）で注水を実施するため，7日間では合計約3,300m3の水量が必要となり，十分に水量を確保しているため対応可能である。
（45m3/h×（23.2h-12h）+19m3/h×（168h-23.2h）≒3,300m3）○時間評価
淡水貯水池から防火水槽への移送流量は，防火水槽を水源とする可搬型代替注水ポンプによる注水流量を上回る流量で移送出来るため，注水継続に必要な防火水槽の水を維持できる。
○水源評価結果
事象発生12時間後から使用済燃料プール水位が通常水位に回復する
22.3時間後までは45m3/hで注水を行い，その後崩壊熱相当の流量（19m3/h）で注水を実施するため，7日間では合計約3,300m3の水量が必要となり，十分に水量を確保しているため対応可能である。
（約45m3/h×（22.3h-12h）+19m3/h×（168h-22.3h）≒3,300m3）②（送水ラインの変更）③（申請解析に合わせて顕熱を考慮しない評価に変更したことによる水位回復時間
の見直し）

18/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料4.2.7 7日間における燃料の対応(想定事故2）【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応（想定事故2）

1

添付資料
4.2.7

添4.2.7-1

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

7日間における燃料の対応（想定事故2）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（送水ラインの変更）②（第二ＧＴＧの位置づけ変更に伴う反映）③（燃費試験結果の反映）④（燃費修正）⑤

19/19

まとめ資料変更箇所リスト
資料名：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.1 運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における有効燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算方法について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における有効 運転停止中の崩壊熱除去機能喪失および全交流動力電源喪失における燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位到達までの時間余 基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算方法について
添5.1.1-1
裕と必要な注水量の計算方法について

2

添付資料
5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失により，有効 運転停止中の崩壊熱除去機能喪失および全交流動力電源喪失により，基準
添5.1.1-1 燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位到達までの時間余 水位到達までの時間余裕と必要な注水量について，
裕と必要な注水量について，

3

添付資料
5.1.1

(1) 100℃に至るまでの時間(1) 100℃に至るまでの時間
100℃に至るまでの時間は，運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時，全交流 100℃に至るまでの時間は次の式で求める
添5.1.1-1
動力電源喪失時ともに約1時間である。計算は次の式で行った。
(2) 有効燃料棒頂部または放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るま (2)有効燃料棒頂部または放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るま
での時間
での時間
有効燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るまでの 崩壊熱（蒸発）によって基準水位に至るまでの時間は次の式で求める
添5.1.1-1 時間は，運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時，全交流動力電源喪失時で，それぞれ約5時間と約3時間である。計算は次の式で行った。

変更理由
⑤

⑤

⑤（記載の拡充）③（放射線の遮蔽が維持される
目安の水位到達までの時間を追記）⑤（記載の拡充）

4

添付資料
5.1.1

5

添付資料
5.1.1

6

添付資料
5.1.1

t2 ：100℃到達から有効燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の t2 ：100℃到達から基準水位に至るまでの時間[h]添5.1.1-2 水位に至るまでの時間[h]③（評価条件記
載の拡充）

7

添付資料
5.1.1

Vu ：保有水の体積[m3]Vu ：保有水の体積[m3]（有効燃料棒頂部までの保有水の体積）＝ 1 8（有効燃料棒頂部までの保有水の体積 ）＝ 158 保有水の体積）＝
添5.1.1-2 （放射線の遮蔽が維持される目安の水位③（評価条件記
載の拡充）

8

添付資料
5.1.1

t ：有効燃料棒頂部又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位
添5.1.1-2 に至るまでの時間[h]（放射線の遮蔽が維持される目安の水位までの保有水の体積）＝ 約8

t ：基準水位に至るまでの時間[h]VuVu：基準水位までの保有水の体積[m3]＝ 158 158
：基準水位までの保有水の体積[m388

また，注水前の蒸発量は，運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時，全交流動
力電源喪失時ともに37[m3/h]である。計算は次の式で行った。
添5.1.1-2 （注水前の蒸発量） = ( Q × 3600 ) ／( hs － h100 ) ／ ρ100
ρ100 ：100℃の水密度[kg/m3] ＝ 958（記載なし）③（評価条件記
載の拡充）③（注水前の蒸発量を追記）

1/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

9

章番号

ページ番号

変更後

添付資料
5.1.1

(3) 必要な注水量
崩壊熱によって喪失する原子炉冷却材を補うために必要な注水量は，運転
添5.1.1-2 停止中の崩壊熱除去機能喪失時において約32[m3/h]，全交流動力電源喪失時において約33[m3/h]である。計算は次の式で行った。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(3) 必要な注水量
崩壊熱によって喪失する冷却材を補うために必要な注水量は次の式で求める③（崩壊熱除去
機能喪失時の必
要な注水量を追記）⑤（記載の拡充）

2/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

10

ρf ：注水（飽和水）の密度[kg/m3]（崩壊熱除去機能喪失時）＝ 994（水温35℃）
添5.1.1-2（全交流動力電源喪失時）＝ 988（水温50℃）

ρf ：注水（飽和水）の密度[kg/m3] ＝ 988

添付資料
5.1.1

11

hf ：注水（飽和水）の比エンタルピ[kJ/kg]（崩壊熱除去機能喪失時）＝ 146.64（水温35℃）
添5.1.1-2（全交流動力電源喪失時）＝ 209.34（水温50℃）

hf ：注水（飽和水）の比エンタルピ[kJ/kg] ＝209.34

添付資料
5.1.1

12

添付資料
5.1.1

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由
③（評価条件記載の拡充）③（評価条件記
載の拡充）(4) 注水中の蒸発量(4) 注水中の蒸発量
注水中の蒸発量は，運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時は0[m3/h]，運転 注入された水を100℃に上昇させる熱を崩壊熱から差し引いた熱が蒸発に使 ③（崩壊熱除去
機能喪失及び全
停止中の全交流動力電源喪失時は約22[m3/h]である。注入された水をわれるため，次の式で求める
添5.1.1-3 100℃に上昇させる熱を崩壊熱から差し引いた熱が蒸発に使われることか
交流動力電源喪失時の注水中のら，計算は次の式で行った。
蒸発量を追記）

13

添付資料
5.1.1

F ：注水量[m3/h]
F ：注水量[m3/h] (崩壊熱相当の注水を実施する際はSと等しい値とする)（崩壊熱除去機能喪失時）= 954（残留熱除去系定格流量）
添5.1.1-3 （全交流動力電源喪失時）= 150（低圧代替注水系（常設）設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定）

14

ρf：注水（飽和水）の密度[kg/m3]（崩壊熱除去機能喪失時）＝ 994（水温35℃）
添5.1.1-3 （全交流動力電源喪失時）＝ 988（水温50℃）

ρf：注水（飽和水）の密度[kg/m3] ＝ 988

添付資料
5.1.1

15

hf ：注水（飽和水）の比エンタルピ[kJ/kg]（崩壊熱除去機能喪失時）＝ 146.64（水温35℃）
添5.1.1-3 （全交流動力電源喪失時）＝ 209.34（水温50℃）

hf ：注水（飽和水）の比エンタルピ[kJ/kg] ＝209.34

添付資料
5.1.1

16

添付資料
5.1.1

ρ10=987 kg/m3
添5.1.1-4③（評価条件記載の拡充）③（評価条件記載の拡充）③（評価条件記載の拡充）
ρ10=987.2 kg/m3⑤（記載する有効桁数の整合）

3/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.2 重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件設定【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

添付資料
5.1.2

添付資料
5.1.2

添付資料
5.1.2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

2. 重要事故シーケンスに対する燃料損傷防止対策の選定
2. 重要事故シーケンスに対する燃料損傷防止対策の選定
有効性評価では，設計基準相当の設備の機能喪失を受けて燃料損傷に至 有効性評価では，設計基準相当の設備の機能喪失を受けて燃料損傷に至る重要事故シーケンスに対し，重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防 る重要事故シーケンスに対し，重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防止できることを確認している。この観点では，全ての崩壊熱除去機能及び注 止できることを確認している。この観点では，全ての崩壊熱除去機能及び注
水機能の喪失を受け，重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防止すると 水機能の喪失を受け，重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防止するという評価も考えられるが，この場合，事故シーケンスグループ「全交流動力電 いう評価も考えられるが，この場合，事故シーケンスグループ「全交流動力電
添5.1.2-1 源喪失」で選定される重要事故シーケンスと同じ評価を実施することとなる。 源喪失」で選定される重要事故シーケンスと同じ評価を実施することとなる。
このため，「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスの有効性評価でこのため，「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスの有効性評価では，「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対 は，ガイドの対策例を参照し，待機中の残留熱除去系によって崩壊熱除去機策の有効性評価に関する審査ガイド」の対策例を参照し，待機中の残留熱除 能を確保し，燃料損傷を防止可能であることを確認している。
去系によって崩壊熱除去機能を確保し，燃料損傷を防止可能であることを確認している。
3. プラント状態（POS）の選定
3. プラント状態（POS）の選定
重要事故シーケンスの選定プロセスでは，POSについては選定していないた 重要事故シーケンスの選定プロセスでは，POSについては選定していないため，有効性評価の評価条件を設定する際に決定している。崩壊熱除去機能 め，有効性評価の評価条件を設定する際に決定している。崩壊熱除去機能の喪失事象が発生した場合，代替の崩壊熱除去機能や炉心への注水機能 の喪失事象が発生した場合，代替の崩壊熱除去機能や炉心への注水機能を用いて燃料損傷を防止することとなる。このため，POSを選定する上では を用いて燃料損傷を防止することとなる。このため，POSを選定する上では崩壊熱が高く，原子炉圧力容器内の保有水量が少ないため，事象発生から 崩壊熱が高く，原子炉圧力容器内の保有水量が少ないため，事象発生から
燃料損傷までの時間余裕が厳しいPOSを選定することが適切と考える。停止 燃料損傷までの時間余裕が厳しいPOSを選定することが適切と考える。崩壊
添5.1.2-1 時レベル1PRAにおけるPOSの分類及び定期検査工程を図1に，POSの選定 熱の観点で最も厳しいPOSは「S」であり，次に「A」，その次が「B」という順と方法及び原子炉圧力容器の開閉状態を表1に示す。崩壊熱の観点で最も厳 なる。保有水の観点では原子炉水位が通常運転水位付近の可能性がある
しいPOSは「S 原子炉冷温停止への移行状態」であり，次に「A PCV/RPV POS「S」，「A」，「C」，「D」が厳しい。
開放及び原子炉ウェル満水への移行状態」，その次が「B 原子炉ウェル満 次に崩壊熱除去・注水機能を持つ設備の事故時の使用可否について考える水状態」という順となる。保有水の観点では原子炉水位が通常運転水位付 と，POS「S」及び「D」の原子炉停止直後・起動準備状態において，給水系を近の可能性があるPOS「S」，「A」，「C PCV/RPV閉鎖及び起動準備への移 除く緩和設備が原子炉運転中と同様に待機状態又は早期復旧により使用可
行状態」，「D 起動準備状態」が厳しい。
能な状態である※。そのため，緩和設備についてはPOS「S」及び「D」以外の
POS「A」～「C」が厳しい条件となる。
このため，本評価においては，POS「S」の次に崩壊熱が高く，原子炉圧力容 このため，本評価においては，POS「S」の次に崩壊熱が高く，原子炉圧力容器内の保有水量が少ないことに加え，使用可能な緩和設備が原子炉運転中 器内の保有水量が少ないことに加え，使用可能な緩和設備が原子炉運転中より少なくなるPOS「A」を選定している。
と同等であるPOS「S」，「D」以外のPOSとしてPOS「A」を選定している。停止
添5.1.2-2
時レベル1PRAにおけるPOSの分類及び定期検査工程を図1に，POSの選定方法及び原子炉圧力容器の開閉状態を表1に示す。

変更理由

⑤

⑤

⑤

4/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.3 崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失評価における崩壊熱設定の考え方【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
5.1.3

具体的には制御棒の挿入開始及び発電機解列の実績は，全制御棒全挿入 具体的には制御棒の挿入開始及び発電機解列の実績は，全制御棒全挿入
完了を基準とするとそれぞれ10時間程度前，2時間程度前となっており，実際 完了を基準とするとそれぞれ十数時間以前，2,3時間以前となっており，実際
添5.1.3-1の崩壊熱は評価値より小さくなる。
の崩壊熱は評価値より小さくなる。

変更理由
⑤

5/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.4 安定状態について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

ページ番号

変更後

添付資料
5.1.4

【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により原子炉安定停止状態を維持できる。
添5.1.4-1 また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の安定停止状態の維持が可能となる。

③評価進捗による変更・修正

変更前【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の更なる除熱が可能となる。

変更理由

⑤

6/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.5 原子炉停止中における崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時の格納容器の影響について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表 1 解析条件（停止時ベントタイミングの確認）

1

添付資料
5.1.5

添5.1.5-3

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

表 1 解析条件（停止時ベントタイミングの確認）③（最新化等に伴う評価条件の適
正化）

7/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表 2 解析結果（停止時ベントタイミングの確認）

2

添付資料
5.1.5

添付資料
5.1.5

添5.1.5-4

変更理由

表 2 解析結果（停止時ベントタイミングの確認）③（評価条件の変更に伴う評価
結果の見直し）添5.1.5-4

表 3 解析結果（格納容器圧力及び温度※）

3

変更前③評価進捗による変更・修正

表 3 解析結果（格納容器圧力及び温度※）③（評価条件の変更に伴う評価
結果の見直し）8/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.6 原子炉停止中 崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

添付資料
5.1.6

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

かつ定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約 かつ定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値
11mSv/h(柏崎刈羽原子力発電所7号炉 平成23年10月 蒸気乾燥器及び気 （5.5mSv/h(柏崎刈羽原子力発電所7号炉 平成27年9月 蒸気乾燥器及び気水分離器取り外し作業の例)）を考慮して10mSv/hとした。
添5.1.6-1 水分離器取り外し作業の例)）を考慮して10mSv/hとした。

変更理由④（線量率の実
績値の調査範囲の拡充及びそれに伴う実績値見直し）

9/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

2

章番号

添付資料
5.1.6

ページ番号

変更後

b. 蒸気乾燥器
b. 蒸気乾燥器
評価条件を以下に示す。
評価条件を以下に示す。
○ 遮蔽物形状：円柱線源としてモデル化○ 遮蔽物形状：円柱線源としてモデル化○ 遮蔽物の厚さ（mm）： 8（フード部の最薄部厚さ）○ 遮蔽物の厚さ（mm）： 8（フード部の最薄部厚さ）
添5.1.6-12 ○ 線源材質
：炭素鋼 平板(密度 7.8 g/cm3) ※○ 線源材質：炭素鋼 平板(密度 7.8 g/cm3) ※※蒸気乾燥器の材質(SUS316L)の密度は，同等である炭素鋼で代表した※蒸気乾燥器の材質(SUS316L)の密度は，同等である炭素鋼で代表した線量率評価モデル(遮蔽)を図3～5及び8に示す。
線量率評価モデル(遮蔽)を図3～5及び8に示す。

③評価進捗による変更・修正

変更前
b. 蒸気乾燥器
b. 蒸気乾燥器
遮蔽物形状：円柱線源としてモデル化
遮蔽物形状：円柱線源としてモデル化
遮蔽物の高さ（mm）：
8.5（フード部の最薄部厚さ）
遮蔽物の高さ（mm）：
8.5（フード部の最薄部厚さ）
線源材質：炭素鋼 平板(密度7.8 g/cm3) ※線源材質：炭素鋼 平板(密度 7.8 g/cm3) ※※蒸気乾燥器の材質(SUS316L)の密度は炭素鋼と同等であるため，代表した※蒸気乾燥器の材質(SUS316L)の密度は炭素鋼と同等であるため，代表した
線量率計算モデル(遮蔽)を図3～5，8に示す。
線量率計算モデル(遮蔽)を図3～5，8に示す。

変更理由⑤（誤記訂正）

3

添付資料
5.1.6

さらに，これらの時間余裕は「添付資料5.1.1 ２．原子炉圧力上昇による原子 さらに，これらの時間余裕は添付資料5.1.1 2.のとおり，原子炉圧力上昇によ
炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮した計算」のとおり，原子炉圧力上昇による る原子炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮することでさらに長くなる。
添5.1.6-16 原子炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮することでさらに長くなる。

⑤

4

添付資料
5.1.6

さらに，これらの時間余裕は「添付資料5.1.1 ２．原子炉圧力上昇による原子 さらに，これらの時間余裕は添付資料5.1.1 2.のとおり，原子炉圧力上昇によ
炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮した計算」のとおり，原子炉圧力上昇による る原子炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮することでさらに長くなる。
添5.1.6-16 原子炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮することでさらに長くなる。

⑤

10/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.7 評価条件の不確かさの影響評価について(運転停止中 崩壊熱除去機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉水温』

1

表1（1/2）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：初期条件『原子炉初期水温』●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞＜最確条件＞
約40℃～約53℃※1 （実績値）
約42℃～約48℃※1 （実績値）
添5.1.7-1 ※1 原子炉停止直後,サイクル末期の停止時冷温臨界試験に向けた高温維 ※1 原子炉停止直後,サイクル末期の停止時冷温臨界試験に向けた高温維
持（80℃程度）などの特殊な場合を除く（ただし, 原子炉初期水温が80℃の場 持（80℃程度）などの特殊な場合を除く（ただし, 原子炉初期水温が80℃の場合であっても, 必要な遮蔽を確保できる水位までには約2時間以上の時間余 合であっても,約4時間以上の時間余裕があり注水操作に対して十分な時間
裕があり注水操作に対して十分な時間が確保されているため，影響はない） が確保されているため，影響はない）④（最確条件の見直し）⑤（記載する値を「TAF到達までの時間」から「必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間」に変更）11/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.1.8 7日間における燃料の対応について(運転停止中 崩壊熱除去機能喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

添付資料
5.1.8

ページ番号

添5.1.8-1③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

7日間における燃料の対応について（運転停止中 崩壊熱除去機能喪失）

7日間における燃料の対応について（運転停止中 崩壊熱除去機能喪失）

変更理由②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②第二ＧＴＧの位置づけ変更に伴う反映④（燃費修正）⑤

12/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.2.1 安定状態について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
5.2.1

2

添付資料
5.2.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそ 必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定停止状態が確立されたものとする。
添5.2.1-1 れがない場合，原子炉安定停止状態が確立されたものとする。

⑤

上記の燃料損傷防止対策により原子炉安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後
添5.2.1-1 の安定停止状態の維持が可能となる。

⑤

上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の更なる除熱が可能となる。

13/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.2.2 評価条件の不確かさの影響評価について(運転停止中 全交流動力電源喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
●項 目：初期条件『原子炉水温』

1

2

3

表1（1/2）

表1（2/2）

表1（2/2）●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約40℃～約53℃※1 （実績値）
添5.2.2-1 ※1 原子炉停止直後,サイクル末期の停止時冷温臨界試験に向けた高温維
持(80℃程度)などの特殊な場合を除く。（ただし，原子炉水温が80℃の場合であっても, 必要な遮蔽を確保できる水位までには約2時間以上の時間余裕があり注水操作に対して十分な時間が確保されているため，影響はない）

添5.2.2-2

変更前●項 目：初期条件『原子炉初期水温』●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約42℃～約48℃※1 (実績値)※1 原子炉停止直後,サイクル末期の停止時冷温臨界試験に向けた高温維
持(80℃程度)などの特殊な場合を除く。（ただし，原子炉水温が80℃の場合であっても,約4時間以上の時間余裕があり注水操作に対して十分な時間が確保されているため，影響はない）●項 目：初期条件『外部水源の容量』●項 目：初期条件『外部水源の容量』●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
復水貯蔵槽:約460m3～約2,000m3/号炉 (実績値)
淡水貯水池:約18,000m3以上●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
復水貯蔵槽:約460m3～約1,900m3/号炉 (実績値)
淡水貯水池:約18,000m3以上●項 目：初期条件『燃料の容量』●項 目：初期条件『燃料の容量』●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜評価条件＞
約2,140kL
添5.2.2-2＜最確条件＞
2,140kL以上 (軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量)③評価進捗による変更・修正●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜評価条件＞
約2,240kL＜最確条件＞
2,240kL以上 (軽油タンク容量＋ガスタービン発電機用燃料タンク容量)

変更理由④（最確条件の見直し）⑤（記載値を「TAF到達までの時間」から「必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間」に変更）④（最確条件の見直し）②（第二GTGの位置づけ変更に伴
う反映）

14/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水 ●項 目：操作条件『常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水』系（常設）による原子炉注水』●操作の不確かさ要因【移動】
常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室から操作現場である原子炉建屋地下1階及びコントロール建屋地下1階まで
それぞれ5分間程度で移動可能であるため，移動が操作開始時間に与える影響はない。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作について
は，中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はな
い。

4-1【操作所要時間】
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員，常設代替交流電源設
備からの受電準備を行う運転員及び運転員(現場)，非常用高圧母線の受電操作を行う運転員(現場)の操作内容及び操作所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うため，操作所要時間は最長で120分間となる。
表2（1/3）添5.2.2-3［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員（中央制御室）：操作所要時
間；合計20分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に20分間を想定

4-2［起動操作等を行う運転員：操作所要時間；合計30分間］
・中央制御室における常設代替交流電源設備の起動前準備及び起動操作の所要時間に20分間を想定
・常設代替交流電源設備側の遮断器操作の所要時間に10分間を想定［非常用高圧母線D系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は50分間を想定●操作の不確かさ要因②（常設代替交【移動】
流電源設備の遠常設代替交流電源設備からの受電準備を行う運転員(現場)は，中央制御室
隔起動化）から操作現場である原子炉建屋地下1階まで通常5分間程度で移動可能で④（訓練実績のあるが，移動時間としては余裕を含めて10分間を想定している。常設代替交
反映）
流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)は，屋外に移動するが，移動⑤
時間としては徒歩の所要時間に余裕を加味し10分間（6号炉操作のため往復
20分間）を想定している。このため，移動が操作開始時間に与える影響はな
い。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作については，中央制御室内での操作のみであり，操作開始時間に与える影響はなし。
【操作所要時間】
常設代替交流電源設備の起動操作等を行う運転員(現場)，受電準備を行う
運転員及び運転員(現場)の操作内容及び操作所要時間は以下のとおり。これらの作業は並行して行うが，常設代替交流電源設備の起動操作等を行う
運転員は，常設代替電源設備起動操作後に運転状態確認を行い，その後6号炉の常設代替交流電源設備からの受電準備及び受電操作を行うため，操作所要時間は最長で115分間となる。

［起動操作等を行う運転員(現場)（6号炉）：操作所要時間；合計65分間］
・常設代替交流電源設備の起動前の油漏れ，配電盤等の健全性確認の所
要時間に10分間を想定
・燃料バルブの開操作，給・排気扉開操作等の常設代替交流電源設備の起動準備の所要時間に10分間を想定
・常設代替交流電源設備の起動，起動後の運転確認及び常設代替交流電
源設備側の遮断器操作の所要時間に45分間を想定②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（操作手順の見直し）⑤［非常用高圧母線D系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計10分間］
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に10分間を想定

15/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

［非常用高圧母線C系の受電準備を運転員（中央制御室）：操作所要時間；
合計20分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し及び操作スイッチの切保持等の所要時間に20分間を想定［受電準備及び受電操作を行う運転員(現場)(7号炉)：操作所要時間；合計50分間］［非常用高圧母線C系の受電準備を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計50分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作の所要時間は50分間を想定

4-3

表2（1/3）4-4③評価進捗による変更・修正

変更理由

・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作を行う。操作対象が20個程度であり，1個あたりの操作時間に移動
時間含めて2分間程度を想定し，操作の所要時間は40分間を想定
・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入後の非常用交流高圧電源母線の受電操作の所要時間に10分間を想定［受電準備及び受電操作を行う運転員(現場)(6号炉)：操作所要時間；合計50［非常用高圧母線C系の受電操作を行う運転員(現場)：操作所要時間；合計 分間］②（常設代替交10分間］
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入 離し操作を行う。操作対象が20個程度であり，1個あたりの操作時間に移動 流電源設備の遠隔起動化）
後の非常用高圧母線の受電操作の所要時間に10分間を想定
時間含めて2分間程度を想定し，操作の所要時間は40分間を想定
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操作は，復水補給水系の ・常設代替交流電源設備の起動及び緊急用交流高圧母線の遮断器の投入 ④（操作手順の見直し）
隔離弁（1個）の閉操作による系統構成，低圧代替注水系（常設）の起動であ 後の非常用交流高圧電源母線の受電操作の所要時間に10分間を想定⑤
り，何れも中央制御室における制御盤の操作スイッチによる操作のため，1操作に1分間を想定し，合計2分間であり，それに時間余裕を含めて操作時 ［運転員（中央制御室）：操作所要時間；合計35分間］
間15分を想定する。
・常設代替交流電源設備からの受電前準備として，負荷抑制のための切り離し操作スイッチの引き保持等の所要時間に20分間を想定
添5.2.2-3・非常用交流高圧電源母線の受電操作後に，中央制御室での受電確認及び低圧代替注水系（常設）の注水準備操作の所要時間に15分間を想定
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操作は，復水補給水系の隔離弁（1個）の閉操作による系統構成，低圧代替注水系（常設）の起動であり，何れも中央制御室における制御盤の操作スイッチによる操作のため，1操作に1分間を想定し，合計2分間であり，それに余裕時間を含めて操作時
間5分を想定。
●訓練実施等
常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，約60分で常設代替交流
電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
低圧代替注水系（常設）の操作は，訓練実績等より，復水移送ポンプを起動し，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水のための系統構成を約2分で操作可能である見込みを得た。
常設代替交流電源設備からの受電操作後に実施することで事象発生後145分に原子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

●訓練実績等
常設代替交流電源設備からの受電操作は，訓練実績等より，運転員による常設代替交流電源設備の起動操作，並びに現場及び中央制御室の運転員による受電前準備及び受電操作を並行して実施し，想定と同じ約145分で常設代替交流電源設備からの受電が実施可能であることを確認した。
低圧代替注水系（常設）の操作は中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績を取得。訓練では，復水移送ポンプを起動し，低圧代替
注水系（常設）の原子炉注水のための系統構成を約2分で実施。
常設代替交流電源設備からの受電操作と本操作を並行して実施することで事象発生後145分に原子炉注水操作の開始が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

②（常設代替交
流電源設備の遠隔起動化）④（訓練実績の
反映）
⑤

16/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

5-1

表2（2/3）

ページ番号

変更後

変更前

●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●項 目：操作条件『代替原子炉補機冷却系運転操作』●操作の不確かさ要因●操作の不確かさ要因●項 目：操作条件『各機器への給油（電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び常設代替交流電源設備）』

表2（3/3）

変更理由【操作所要時間】【操作所要時間】
緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 緊急時対策要員の準備操作は，各機器の設置作業及び弁・スイッチ類の操 ④（操作手順の見直し）
作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏 作に移動時間を含めて10時間の作業時間を想定しているが，訓練実績を踏⑤
まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場) まえると，より早期に準備操作が完了する見込みである。また，運転員(現場)の行う現場系統構成は，操作対象が30弁程度であり，操作場所は原子炉建 の行う現場系統構成は，操作対象が20弁程度であり，操作場所は原子炉建
添5.2.2-4 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁 屋及びタービン建屋海水熱交換器エリア及びコントロール建屋となるが，1弁あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに5時間 あたりの操作時間に移動時間含めて10分程度を想定しており，これに余裕をの操作時間を想定している。よって，操作開始時間に与える影響はない。
含めて5時間の操作時間を想定している。
●訓練実績等
訓練実績等より，代替原子炉補機冷却系の移動・配置，フランジ接続，及び訓練実績等より，運転員(現場)の行う現場系統構成は，想定より早い約4時 電源車のケーブル接続を含め，想定より早い約7時間で代替原子炉補機冷間で実施可能であることを確認した。また，代替原子炉補機冷却系の移動・ 却系が運転開始可能であることを確認した。また，運転員(現場)の行う現場
配置，フランジ接続，及び電源車のケーブル接続等を含め，想定より早い約9 系統構成は，想定より早い約4時間で実施可能であることを確認した。
時間で代替原子炉補機冷却系が運転開始可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

5-2

6③評価進捗による変更・修正④（訓練実績の反映）⑤●項 目：操作条件『各機器への給油（電源車，可搬型大容量送水ポンプ及び常設代替交流電源設備）』●訓練実績等●訓練実績等
有効性評価では，代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号炉：各2 有効性評価では，代替原子炉補機冷却系用の電源車（6号及び7号炉：各2台）及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉：各1台），及び 台）及び可搬型大容量送水ポンプ（6号及び7号炉：各1台），及び常設代替交
常設代替交流電源設備（6号及び7号炉：各1台）への給油を期待している。 流電源設備（6号及び7号炉で1台）への燃料給油を期待している。
各機器への給油準備作業について，電源車及び大容量送水車（熱交換器ユ 各機器への給油準備作業について，電源車及び可搬型大容量送水ポンプ④（操作手順のニット用）への給油準備（現場移動開始からタンクローリ（4kL,16kL）への補給 への燃料給油準備（現場移動開始からタンクローリーへの補給完了まで）見直し）
添5.2.2-5 完了まで）は，所要時間140分のところ訓練実績等では約98分，常設代替交 は，所要時間90分のところ訓練実績等では約82分，常設代替交流電源設備 ④（訓練実績の流電源設備への給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績等では約111 への燃料給油準備は，所要時間120分のところ訓練実績等では約95分で実反映）分で実施可能なことを確認した。
施可能なことを確認した。
⑤
また，各機器への給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容 また，各機器への燃料給油作業は，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔時間）以内で実施することとしている。
（許容時間）以内で実施することとしている。
電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油作業は，許容時間 電源車及び可搬型大容量送水ポンプへの燃料給油作業は，許容時間120分
120分のところ訓練実績等では約108分，常設代替交流電源設備への給油作 のところ訓練実績等では約96分，常設代替交流電源設備への燃料給油作業
業は，許容時間16時間のところ訓練実績等では約262分であり，許容時間内 は，許容時間540分のところ訓練実績等では約135分であり，許容時間内でで意図している作業が実施可能であることを確認した。
意図している作業が実施可能であることを確認した。

17/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.2.3 7日間における水源の対応について(運転停止中 全交流動力電源喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
5.2.3

2

添付資料
5.2.3

3

添付資料
5.2.3

4

添付資料
5.2.3

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

原子炉水位が通常水位まで回復後，水位を維持出来るよう
添5.2.3-1 崩壊熱に相当する水量（最大33m3/h）の原子炉注水を実施する。

原子炉水位が通常水位まで回復後，水位を維持出来るよう崩壊熱に相当する水量（最大32m3/h）の原子炉注水を実施する。

事象発生145分後から原子炉水位が回復する事象発生約169分後までは150m3/hで原子炉注水を行い，その後，約33m3/hで原子炉注水を実施す
添5.2.3-1 る。事象発生約20時間後に代替原子炉補機冷却系を介した崩壊熱除去機
能復旧により，原子炉注水が不要になるまでに合計約700m3の水量が必要となるが，（150m3/h ×（(169min-145min)÷60）+33m3/h×（20h-(169min÷60)）≒
添5.2.3-1 700m3）

事象発生145分後から原子炉水位が回復する事象発生約169分後までは150m3/hで原子炉注水を行い，その後，約32m3/hで原子炉注水を実施す⑤（必要な水量のる。事象発生約20時間後に代替原子炉補機冷却系を介した崩壊熱除去機
桁処理見直し）能復旧により，原子炉注水が不要になるまでに合計約610m3の水量が必要⑤（誤記訂正）となるが，⑤（必要な水量の（記載なし）
桁処理見直し）その場合であっても必要な保有水以上（約700m3）の淡水は確保するため，
添5.2.3-1 対応可能である。

その場合であっても必要な保有水以上（約610m3）の淡水は確保する運用で⑤（必要な水量のあるため，対応可能である。
桁処理見直し）⑤（誤記訂正）18/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.2.4 7日間における燃料の対応(運転停止中 全交流動力電源喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応（運転停止中 全交流動力電源喪失）

1

添付資料
5.2.4

添5.2.4-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応（運転停止中 全交流動力電源喪失）②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（第二GTGの位置づけ変更に伴う反映）②（常設代替交
流電源設備の負荷修正）④（燃費修正）⑤

19/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.2.5 常設代替交流電源設備の負荷(運転停止中 全交流動力電源喪失)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中 全交流動力電源喪失）

1

添付資料
5.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中 全交流動力電源喪失）

添5.2.5-1③（常設代替交
流電源設備の負荷修正）

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中 全交流動力電源喪失）

2

添付資料
5.2.5

添5.2.5-2③（常設代替交
流電源設備の負
荷修正）

20/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.3.1 原子炉冷却材の流出における運転停止中の線量率評価について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
5.3.1

2

添付資料
5.3.1

3

添付資料
5.3.1

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

以下に原子炉冷却材の流出における現場線量率の評価を示す。
運転停止中の「崩壊熱除去機能喪失」，「全交流電源喪失事象」において
なお，線量率の評価において，原子炉圧力容器は原子炉未開放の場合， は，原子炉未開放時を評価しており，原子炉上部での作業は不要であるの
原子炉圧力容器等の遮蔽に期待でき，認知も容易であるため，原子炉開放 に加えて，事象の認知は容易でありかつ事象発生から沸騰による水位低下を想定した。また，原子炉圧力容器の開放作業中において，基本的に原子 が開始されるまでの時間余裕は１時間程度あるため，作業員が現場にいた
炉冷却材の流出のおそれのある作業を実施しないこと，原子炉ウェル等に注 場合も退避することが可能である※。
水を実施している状態であることより，評価において気水分離器及び蒸気乾⑤
燥器のD/Sピットへの取り出しが完了し，原子炉ウェルが満水の状態を想定 ※ 添付資料5.1.6「原子炉停止中 崩壊熱除去機能喪失および全交流動力電 (本添付資料に直添5.3.1-1 した。
源喪失時における放射線の遮蔽維持について」参照
接関係しない記載の削除)
運転停止中の「冷却材流出」の事故シーケンスでは崩壊熱除去機能喪失に比べて原子炉圧力容器内の保有水量の減少が大きく，点検などに係わる
原子炉冷却材流出事故は原子炉開放状態にて実施されるため，原子炉開放状態について評価しており，ここでは，そのときの線量率の評価を行う。

添5.3.1-1

線源形状：円柱線源（炉心の全てに燃料がある状態）（３） 現場の線量率の評価結果（１），（２）の条件を用いて評価した原子炉水位と現場の線量率の関係を図3
添5.3.1-4 に示す。

線源形状：燃料集合体の全てに燃料がある状態（記載なし）⑤③（本文に合わせて現場の線量率の評価を追記）21/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

4

添付資料
5.3.1

添5.3.1-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）③（本文に合わせて現場の線量率の評価を追記）図3 原子炉水位と線量率

22/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.3.2 原子炉冷却材流出評価におけるPOS選定の考え方【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

変更後

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

変更前

1

添付資料
5.3.2

RHR切替え時のミニマムフロー弁操作誤りによる流出量は他の原子炉冷却 RHR切り替え時のミニマムフロー弁操作誤りによる流出量は他の冷却材流材流出事象と比べて流出量が大きい（付録1 別添 柏崎刈羽原子力発電所６ 出事象と比べて流出量が大きい（別紙1 3 添付資料3.1.2.c-3 冷却材流出事
添5.3.2-1 号及び7号炉確率論的リスク評価(PRA)について 補足説明資料1.1.2.c-3 冷 象の流出量及び余裕時間の算出方法について）却材流出事象の流出量及び余裕時間の算出方法について）

2

添付資料
5.3.2

例えば，原子炉停止から1日後の崩壊熱を仮定すると，約2時間の時間余裕 例えば，原子炉停止から1日後の崩壊熱を仮定すると，約2時間の時間余裕がある。
添5.3.2-2 があり，原子炉注水までの時間余裕を確保できる。

変更理由

⑤

⑤

23/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.3.3 安定状態について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

添付資料
5.3.3

ページ番号

変更後

また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後
添5.3.3-1 の安定停止状態の維持が可能となる。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

また，残留熱除去系機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の更なる除熱が可能となる。

⑤

24/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.3.4 評価条件の不確かさの影響評価について(運転停止中 原子炉冷却材の流出)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

表1（1/2）

ページ番号

添5.3.4-1

変更後

変更前●項 目：初期条件『原子炉水温』●項 目：初期条件『原子炉初期水温』●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約37℃～約48℃ (実績値)●評価条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜最確条件＞
約29℃～約37℃ (実績値)③評価進捗による変更・修正

変更理由④（最確条件の
見直し）
⑤

25/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
添付資料5.3.5 7日間における燃料の対応について(運転停止中 原子炉冷却材の流出)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
7日間における燃料の対応について(運転停止中 原子炉冷却材の流出)

1

添付資料
5.3.5

添5.3.5-1③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

7日間における燃料の対応について(運転停止中 原子炉冷却材の流出)②（免震重要棟の位置づけ変更に伴う反映）②（第二ＧＴＧの位置づけ変更に伴う反映）④（燃費修正）⑤

26/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料 5.4.1 反応度の誤投入事象の代表性について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
試験の目的 ：停止余裕の確認

1

添付資料
5.4.1

添5.4.1-1

2

添付資料
5.4.1

添5.4.1-4③評価進捗による変更・修正

変更前
試験の目的：停止余裕（挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値制御棒（最大価値を有する制御棒と同一の水圧制御ユニットに属する制御棒）1組又は1本が挿入されない場合でも，原子炉を常に冷温で臨界未満にできること）の確認

変更理由⑤（記載の適正化）⑤(評価誤りの修正)

図1 「c.制御棒の連続引き抜き」のHRAツリー及び人的過誤確率

図1 「c.制御棒の連続引き抜き」のHRAツリー及び人的過誤確率

27/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3

添付資料
5.4.1

添5.4.1-6

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
(評価誤りの修正)

図3 「b.制御棒の選択誤り」＋「c.制御棒の連続引き抜き」（それぞれの人的 図3 「b.制御棒の選択誤り」＋「c.制御棒の連続引き抜き」（それぞれの人的過誤を独立事象とした場合）のHRAツリー及び人的過誤確率
過誤を独立事象とした場合）のHRAツリー及び人的過誤確率

28/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料 5.4.3 反応度の誤投入における炉心平均中性子束の推移【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（補足説明資料から添付資料への格上げ）（記載なし）⑤（補足説明資料から添付資料への格上げ）

添付資料5.4.3
1

添付資料
5.4.3

添5.4.3-1
反応度の誤投入における炉心平均中性子束の推移

2

添付資料
5.4.3

添5.4.3-1③評価進捗による変更・修正

29/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料 5.4.5 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について(運転停止中 反応度誤投入)【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）●項 目：初期条件『原子炉圧力』●解析条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
大気圧

1-1＜最確条件＞
大気圧程度
表2（1/2）
1-2

1-3

添5.4.5-2●条件設定の考え方
原子炉停止時の圧力を想定●評価項目となるパラメータに与える影響
解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

30/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する初期条件を追記）●項 目：初期条件『燃料エンタルピ』●解析条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
8kJ/kgUO2

2-1＜最確条件＞
8kJ/kgUO2以上●条件設定の考え方
原子炉冷却材温度20℃における燃料エンタルピを想定

2-2
表2（1/2）2-3

2-4

添5.4.5-2●運転員等操作時間に与える影響
停止時の制御棒の誤引き抜きは,起動領域モニタの原子炉周期短信号の発生により，自動的に制御棒の引き抜き阻止及びスクラムされ,事象は未臨界となり収束することから，運転員の操作を介しない。
したがって,解析条件の不確かさが，運転員等操作時間に与える影響はない。
●評価項目となるパラメータに与える影響
燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度の不確かさに含められる。

31/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）●項 目：事故条件『起因事象』●解析条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
制御棒の誤引き抜き

3-1＜最確条件＞－3-2
表2（2/2）

3-3

3-4

添5.4.5-3●条件設定の考え方
運転停止中の原子炉において，制御棒1本が全引抜されている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。
●運転員等操作時間に与える影響
停止時の制御棒の誤引き抜きは,起動領域モニタの原子炉周期短信号の発生により，自動的に制御棒の引き抜き阻止及びスクラムされ,事象は未臨界となり収束することから，運転員の操作を介しない。
したがって,解析条件の不確かさが，運転員等操作時間に与える影響はない。
●評価項目となるパラメータに与える影響
解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

32/34

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）（記載なし）⑤（不確かさの影
響を確認する事
故条件を追記）●項 目：事故条件『外部電源』●解析条件（初期，事故及び機器条件)の不確かさ＜解析条件＞
外部電源あり4-1＜最確条件＞－●条件設定の考え方
制御棒引き抜き操作には外部電源が必要となるため，外部電源ありを想定

4-2
表2（2/2）

4-3

添5.4.5-3●運転員等操作時間に与える影響
停止時の制御棒の誤引き抜きは,起動領域モニタの原子炉周期短信号の発生により，自動的に制御棒の引き抜き阻止及びスクラムされ,事象は未臨界となり収束することから，運転員の操作を介しない。
したがって,解析条件の不確かさが，運転員等操作時間に与える影響はない。
●評価項目となるパラメータに与える影響
－

4-4

33/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料 5.4.6 反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさについて【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

添付資料
5.4.6

添5.4.6-1

2

添付資料
5.4.6

変更後

変更前

変更理由

（記載なし）⑤（補足説明資料から添付資料への格上げ）（記載なし）⑤（補足説明資料から添付資料への格上げ）

添付資料5.4.6

反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさについて
添5.4.6-1③評価進捗による変更・修正

34/34

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：重大事故等対策の有効性評価について
章/項番号：添付資料 6.1.1 他号炉との同時被災時における必要な要員及び資源について【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
1

2

3

4

5

章番号

ページ番号

添付資料
6.1.1

以上を踏まえ，他号炉を含めた同時被災時に必要な要員及び資源の十分性 以上を踏まえ，他号炉を含めた同時被災時に必要な要員及び資源の十分性
添6.1.1-1 を確認するとともに，6号及び7号炉の重大事故等時対応への影響の成立性 を確認するとともに，他号炉における高線量場の発生を前提として6号及び7を確認する。
号炉への対応の成立性を確認する。

添付資料
6.1.1

添付資料
6.1.1

添付資料
6.1.1

添付資料
6.1.1

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由
⑤

福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の 福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉について，全交流 発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所1～7号炉について，全交流
動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングの発生を想定する。 動力電源喪失及び使用済燃料プールでのスロッシングの発生を想定する。
なお，1～5号炉の使用済燃料プールにおいて，全保有水喪失を想定した場
また，不測の事態を想定し， 1～5号炉のうち，いずれか1つの号炉におい合は自然対流による空気冷却での使用済燃料の冷却維持が可能と考えら て事象発生直後に内部火災が発生していることを想定する。なお，水源評価 ⑤(他号炉想定事
添6.1.1-1 れるため※1，必要な要員及び資源を検討する本事象では，使用済燃料プー に際してはすべての号炉における消火活動による水の消費を考慮する。
象の理由の明確
ルへの注水実施が必要となるスロッシングの発生を想定した。
化）
また，不測の事態を想定し，1～5号炉のうち，いずれか1つの号炉において事象発生直後に内部火災が発生していることを想定する。なお，水源評価に
際しては1～5号炉における消火活動による水の消費を考慮する。
表1に想定する各号炉の状態を示す。上記に対して，7日間の対応に必要な また, 6号及び7号炉の使用済燃料プールを含めた事故対応においても当該要員，必要な資源，6号及び7号炉の対応への影響を確認する。
号炉の資源が十分であることを併せて確認する。
添6.1.1-1 ※1 技術的能力 添付資料1.0.16 「重大事故等時における停止号炉の影響について」参照

⑤

a.水源
a.水源
6号及び7号炉において，水源の使用量が最も多い「雰囲気圧力・温度による 6号及び7号炉において，水源の使用量が最も多い「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損） 代替循環冷却を使用しない場合」を想 静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」を想定すると，炉心注水及び格納容 ③（水源評価にお定すると，原子炉注水及び格納容器スプレイの実施のため，7日間で号炉あ 器スプレイの実施のため，7日間で号炉あたり約7,300m3の水が必要となる
ける単位換算時
添6.1.1-2 たり約7,400m3の水が必要となる（6号及び7号炉で約14,800m3）。また，表3 （6号及び7号炉で約14,600m3）。また，表3に示すとおり，6号及び7号炉にお の水温の条件変に示すとおり，6号及び7号炉における使用済燃料プールへの注水量（通常 ける使用済燃料プールへの注水量（通常水位までの回復，水位維持）は，7
更）水位までの回復，水位維持）は，7日間の対応を考慮すると，約2,529m3の水 日間の対応を考慮すると，約2,551m3の水が必要となる（6号及び7号炉で合⑤が必要となる（6号及び7号炉で合計約17,329m3）。
計約17,151m3）。
1～5号炉において，スロッシングによる水位低下の発生後に，遮蔽に必要 1～5号炉において，スロッシングによる水位低下の発生後に，遮蔽に必要な高さまで水位を回復させ，蒸発による水位低下を防止するための必要な水 な高さまで水位を回復させ，蒸発による水位低下を防止するための必要な水③（水源評価にお量は7日間の対応を考慮すると，約5,896m3となる。
量は7日間の対応を考慮すると，約6,048m3となる。
1～5号炉における水源として，表3に示す各号炉の必要な水量を各号炉の 1～5号炉における水源として，表3に示す各必要な水量を各号炉の復水貯 ける単位換算時
添6.1.1-2 復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク及びサプレッション・チェンバのプール 蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク及びサプレッション・チェンバのプールにて確 の水温の条件変更）にて確保する運用であることから，6号及び7号炉における水源を用いなくて 保する運用であることから，6号及び7号炉における水源を用いなくても1～5⑤※2号炉の7日間の対応が可能である（1～5号炉で合計約6,048m3）。
も1～5号炉の7日間の対応が可能である 。

1/6

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

7

章番号

ページ番号

添付資料
6.1.1

なお，1～5号炉においても，使用済燃料プール水がサイフォン現象によりなお，1～5号炉においても，使用済燃料プール水がサイフォン効果により流出する場合に備え，6号及び7号炉と同様のサイフォンブレーク孔を設け， 流出する場合に備え，6号及び7号炉と同様のサイフォンブレーク孔を設け，サイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を停止することが可能な設 サイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を停止することが可能な設計としている。
計としている。
また，スロッシングによる水位低下により，線量率が上昇し原子炉建屋最また，スロッシングによる水位低下により，線量率が上昇しオペレーティン
上階での使用済燃料プールへの注水操作が困難になる場合に備え，消火 グフロアでの使用済燃料プールへの注水操作が困難になる場合に備え，消系，常設代替交流電源設備又は電源車により給電した残留熱除去系，復水 火系，ガスタービン発電機又は電源車により給電した残留熱除去系，復水補
補給水系，燃料プール補給水系等，当該現場作業を必要としない注水手段 給水系，燃料プール補給水系等，当該現場作業を必要としない注水手段を
添6.1.1-2 を確保している。さらに，あらかじめ注水用ホースを設置することで，原子炉 確保している。さらに，あらかじめ注水用ホースを設置することで，原子炉建建屋最上階での注水操作が可能な設計としている。
屋最上階下での注水操作が可能な設計としている。
注水及び給電に用いる設備の台数と共用の関係は表4に示すとおりであ
注水及び給電に用いる設備の台数と共用の関係は表4に示すとおりである。常設代替交流電源設備は発電所全体で4台保有しており，6号及び7号炉 る。空冷式ガスタービン発電機は発電所全体として4台の保有を計画しておでの重大事故等の対応に必要な台数は2台であるため，予備機を1～5号炉 り，6号及び7号炉での重大事故等の対応に必要な台数は第一ガスタービン
での対応で使用することも可能である。また,電源車を用いることで復水補給 発電機又は第二ガスタービン発電機のいずれか1台であるため，予備機を1
水系，燃料プール補給水系等への給電も実施可能である。
～5号炉での対応で使用することも可能である。また,電源車を用いることで復水補給水系，燃料プール補給水系等への給電も実施可能である。

添付資料
6.1.1

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

※2 使用済燃料プール（原子炉ウェル及びD/Sピットを含む）の通常水位まで ※：使用済燃料プール（原子炉ウェル及びD/Sピットを含む）の通常水位までの回復を想定した場合，1～5号炉においては，内部火災に対する消火活動 の回復を想定した場合，1～5号炉においては，内部火災に対する消火活動に必要な水量と合わせ，合計約10,792m3の水が必要となる（1～7号炉で合 に必要な水源と合わせ，合計約12,706m3の水が必要となる（1～7号炉で合計約15,257m3）。
計約13,321m3）。
したがって，使用済燃料プールの通常水位までの回復及び運転中の原子炉 したがって，使用済燃料プールの通常水位までの回復を想定すると，1～7号
炉にて合計約29,857m3の水が必要であるが，6号及び7号炉の復水貯蔵槽での事故対応を想定すると，1～7号炉にて合計約28,121m3の水が必要であ 及び淡水貯水池における保有水は約21,400m3であり，1～5号炉の各号炉の ③（水源評価におる。しかし，6号及び7号炉の復水貯蔵槽及び淡水貯水池における保有水は 復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク,サプレッション・チェンバのプール及び ける単位換算時
約21,400m3であり，1～5号炉の復水貯蔵槽，ろ過水タンク，純水タンク,サプ 防火水槽 の最低限確保される保有水量は約6,228m3である（合計約の水温の条件変添6.1.1-3 レッション・チェンバ・プール等 の確保される保有水量は約5,800m3以上であ 27,628m3）。これらの合計量は，6号及び7号炉及び内部火災（7日間で5箇
更，使用水量評
3
価における条件る（合計約27,200m 以上）。これらの合計量は，6号及び7号炉の重大事故等 所）への対応を実施したうえで，1～5号炉の使用済燃料プール（原子炉ウェの見直し）
対応及び1～5号炉の内部火災（7日間で5箇所）への対応を実施したうえで， ル及びD/Sピットを含む）の水位を通常水位－約1mまで回復させ,その後, 7⑤
1～5号炉の使用済燃料プール（原子炉ウェル及びD/Sピットを含む）の水位 日間の水位維持を可能となる水量である。7日以降については十分時間余を通常水位から約0.5m下の水位まで回復させ,その後,7日間の水位維持が可 裕があるため，外部からの水源供給や支援などにも期待できることから，1～
能となる水量である。7日間以降については十分時間余裕があるため，外部 5号炉の使用済燃料プールの水位を通常水位まで回復させることが可能でからの水源供給や支援等にも期待できることから，1～5号炉の使用済燃料 ある。
プールの水位を通常水位まで回復させることが可能である。

2/6

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

8

9

10

変更後

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

変更前

変更理由

添付資料
6.1.1

b.燃料（軽油）
b.燃料（軽油）
6号及び7号炉において，軽油の使用量が最も多い「高圧溶融物放出／格6号及び7号炉において，軽油の使用量が最も多い「高圧溶融物放出/格納
納容器雰囲気直接加熱」を想定すると，非常用ディーゼル発電機（3台/号
容器雰囲気直接加熱」を想定すると，非常用ディーゼル発電機（3台）の7日
炉）の7日間の運転継続に号炉あたり約753kL※3，復水貯蔵槽補給用可搬型 間の運転継続に号炉あたり約751kL※，復水貯蔵槽補給用可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（3台）の7日間の運転継続に号炉あたり約10kL※，代替原子 ②（送水ラインの
代替注水ポンプ（A-2級）（4台/号炉）の7日間の運転継続に号炉あたり約変更）
15kL，代替原子炉補機冷却系専用の電源車（2台/号炉）の7日間の運転継 炉補機冷却系専用の電源車（2台）の7日間の運転継続に号炉あたり約37kL②（免振重要棟
続に号炉あたり約37kL※3，代替原子炉補機冷却系用の大容量送水車（熱交 ※，代替原子炉補機冷却系用の可搬型大容量送水ポンプ（2台）の7日間の の位置づけ変更
運転継続に号炉あたり約30kL※，使用済燃料プール代替注水系（可搬型）
添6.1.1-3 換器ユニット用）の7日間の運転継続に号炉あたり約11kLの軽油が必要とな の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉で2台）の7日間の運転継に伴う見直し）る。また，6号及び7号炉の使用済燃料プールへの注水には，使用済燃料③（燃料試験結
続に約7kL※が必要となる。加えて，免震重要棟ガスタービン発電機及びモプール代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号
果の反映）
ニタリングポスト用仮設発電機（3台）の7日間運転継続は約79kL※の軽油が炉で8台）の7日間の運転継続に約30kLが必要となる※4。加えて，5号炉原子 必要となる（6号及び7号炉での事故対応，免震重要棟内緊急時対策所用ガ④（燃料修正）炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電 スタービン発電機及びモニタリング・ポスト用発電機にて使用する軽油:合計⑤
機の7日間運転継続は約13kL※3の軽油が必要となる（6号及び7号炉での事 約1,742kL）。
故対応，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリ
ング・ポスト用発電機にて使用する軽油:合計約1,675kL）。

添付資料
6.1.1

6号及び7号炉の各軽油タンクにて約1,020kL（6号及び7号炉合計約2,040kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，6号及
添6.1.1-4 び7号炉の原子炉及び使用済燃料プールの事故対応，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機への電源供給について，7日間の対応は可能である。

添付資料
6.1.1

1～5号炉の使用済燃料プールの注水設備への電源供給に使用する軽油
1～5号炉の使用済燃料プールの注水設備への電源供給に使用する軽油の使用量として，保守的に最大負荷で非常用ディーゼル発電機（2台/号炉） の使用量として，保守的に全出力で非常用ディーゼル発電機（2台）が起動しが起動した場合を想定しており（「(1)想定する重大事故等」では常設代替交 た場合を想定しており（「(1)想定する重大事故等」では常設代替交流電源設
流電源設備及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の軽油を上回る保守的な想 備及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の軽油を上回る保守的な想定），7日
添6.1.1-4 定），7日間で号炉あたりの必要な軽油は約632kLとなる（1～5号炉で合計約 間で号炉あたりの必要な軽油は約632kLとなる（1～5号炉で合計約3,160kL）。なお，1～5号炉における使用済燃料プールへの注水と，内部火災 3,160kL）。 なお，1～5号炉における使用済燃料プールへの注水と，火災がが発生した号炉における消火活動に対して，可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 発生した号炉での消火活動に対して，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（注水（注水と消火でそれぞれ1台）の7日間の運転継続を想定すると約22kLが必 と消火でそれぞれ1台）の7日間の運転継続を仮定すると約20kL※が必要と
要となる。
なる。

6号及び7号炉の各軽油タンクにて約1,020kL（6号及び7号炉合計 約2,040kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，6号及 ②（免振重要棟
び7号炉の原子炉及び使用済燃料プールの事故対応，緊急時対策所への電 の位置づけ変更
源供給及びモニタリング・ポストへの電源供給について，7日間の対応は可能 に伴う見直し）⑤
である。

③（燃料試験結
果の反映）
⑤

3/6

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

11

添付資料
6.1.1

12

添付資料
6.1.1

13

添付資料
6.1.1

ページ番号

変更後

添付資料
6.1.1

変更前

1～5号炉の各軽油タンクにて約632kL（1～5号炉合計 約3,160kL）の軽油を 1～5号炉の各軽油タンクにて約632kL（1～5号炉合計 約3,160kL）の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，1～5号炉の使用済燃料 保有しており，これらの使用が可能であることから，1～5号炉の使用済燃料
プールの注水及び火災が発生した号炉での消火活動について，6号及び7号 プールの注水及び火災が発生した号炉での消火活動について，6号及び7号
炉における軽油を使用しなくても7日間の対応は可能である。
炉における軽油を用いなくても7日間の対応は可能である。
※3 保守的に事象発生直後から運転を想定し，燃費は最大負荷時を想定。 ※：保守的に事象発生直後から運転を想定し，燃費は最大負荷時を想定。
添6.1.1-4 ※4 使用済燃料プールへの必要な補給量は小さく時間余裕も長いことから，
復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて注水を実施することも可能であるが，軽油の消費量の計算においては保守的に復水貯蔵槽の補給に使用している可搬型代替注水ポンプ（A-2級）とは別の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて使用済燃料プールへの補給を行うことを想定する。
2．他号炉における高線量場発生による6号及び7号炉対応への影響
２．他号炉における高線量場発生による6号及び7号炉対応への影響
1．同時被災時に必要な要員及び資源の十分性で想定する事故時の1～5号 １．で想定する事故時の1～5号炉の使用済燃料プールにおいて，スロッシン
添6.1.1-5 炉の使用済燃料プールにおいて，スロッシング等の水位低下による現場線 グ等の水位低下による現場線量率上昇は，以下の資料で示す通り，６号及
量率上昇は，以下の資料で示すとおり，6号及び7号炉の重大事故等時の対 び７号炉の重大事故時対応に影響するものではない。
応に影響するものではない。
3．まとめ
３．まとめ
1．同時被災時に必要な要員及び資源の十分性及び2．他号炉における高上記１．及び２．に示すとおり，高線量場の発生を含め，柏崎刈羽原子力発
添6.1.1-5 線量場発生による6号及び7号炉対応への影響に示すとおり，高線量場の発 電所1～5号炉に重大事故等が発生した場合にも，柏崎刈羽原子力発電所6
生を含め，1～5号炉に重大事故等が発生した場合にも，6号及び7号炉の重 号及び7号炉の重大事故等時対応への対応は可能である。
大事故等の対応は可能である。
表１ 想定する各号炉の状態

14③評価進捗による変更・修正

添6.1.1-6

変更理由

⑤

⑤

⑤

表１ 想定する各号炉の状態④（最新の有効性評価の必要要員数の反映）④(最新の有効性
評価の電源評価
の反映)
⑤

4/6

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

表2 同時被災時の1～5号炉の対応操作，6号及び7号炉の使用済燃料プー 表2 同時被災時の1～5号炉，6号及び7号炉の使用済燃料プールの対応操
ルの対応操作，必要な要員及び資源
作，必要な要員及び資源

15

添付資料
6.1.1

③（水源評価における単位換算時の水温の条件変
更，使用水量評
価における条件の見直し）④（燃料修正）⑤

添6.1.1-7

表3 各号炉の必要な水量（平成26年10月時点での崩壊熱により計算）
ＫＫ１
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ２
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ３
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ４
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ５
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ６
運転中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ７
運転中
炉
ＳＦＰ

炉心燃料

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し

全燃料取り出し装荷済

装荷済

原子炉開放状態

開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 開放（プールゲー 未開放（プール 未開放（プール
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ト開放）
ゲート閉）
ゲート閉）

水位
想定するプラントの状態
スロッシング溢水
量 ※1[m 3]

16

添付資料
6.1.1

添6.1.1-8

65℃到達までの時
間[hour]
100℃到達までの時
間[hour]
必要な注水量① ※2[m 3@168h]
事故発生からTAF到達までの時間[hour]
通常運転水位（オーバーフロー水位）から必要な遮へい水位までの水位差 ※2[m]ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

ウェル満水（オーバーフロー水位）

通常運 通常運転 通常運 通常運転
転水位
水位
転水位
水位

スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによ スロッシングによる漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動 る漏洩+全交流動
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失
力電源喪失

スロッシングによる漏洩+全交流動

スロッシングによる漏洩+全交流動

力電源喪失

力電源喪失

710

710

710

710

710

710

690

38

42

35

45

33

15

91

100

85

107

80

84

52

76

43

103

336

471

396

492

398

表3 各号炉の必要な水量（平成26年10月時点での崩壊熱により計算）

15

36
各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

564
248

36
各重要
事故
シーケ
ンスに
よる

565
245

4.0

1.7

1.7

1.7

1.7

2.1

必要な注水量② ※2[m 3@168h]

280

1,401

1,425

1,366

1,424

767

786

必要な注水量③ ※2[m 3@168h]

1,956

2,172

2,196

2,115

2,173

1,254

1,275

③（使用水量評
価における条件
の見直し）
⑤

2.1

5/6

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表4 1～5号炉の注水及び給電に用いる設備の台数

17

添付資料
6.1.1

添6.1.1-9

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

表4 1～5号炉の注水及び給電に用いる設備の台数②（第二GTGの位置づけ変更に伴
う反映）
⑤

6/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について
本文及び別紙
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

1.1.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

5

内部事象レベル1PRAでは，各起因事象の発生後，炉心損傷を防止するた
めの緩和手段等の組み合わせを評価し，第1-2図のイベントツリーを用いて分析することで炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出している。PRAの対象 内部事象レベル1PRAでは、各起因事象の発生後、炉心損傷を防止するたとした柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉の主な設備系統を第1-1表に示 めの緩和手段等の組み合わせを評価し、第1-2図のイベントツリーを用いて⑤
す。また，選定した起因事象及びその発生頻度を第1-2表に示す。
分析することで炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出している。
(先行プラントを参外部事象に関しては，PRAが適用可能な事象として地震レベル1PRA及び外部事象に関しては、PRAが適用可能な事象として地震レベル1PRA及び考にPRAの評価
津波レベル1PRAを実施し，内部事象と同様にイベントツリー分析を行い，炉 津波レベル1PRAを実施し、内部事象と同様にイベントツリー分析を行い、炉条件に関する情心損傷に至る事故シーケンスを抽出した。第1-3図に地震PRAの階層イベン 心損傷に至る事故シーケンスを抽出した。第1-3図に地震PRAの階層イベン
報を追加)
トツリーを，第1-4図に地震PRAのイベントツリーを，第1-5図に津波PRAの津 トツリーを、第1-4図に地震PRAのイベントツリーを、第1-5図に津波PRAの津波高さ別イベントツリーを，第1-6図に津波PRAのイベントツリーを示す。地震 波高さ別イベントツリーを、第1-6図に津波PRAのイベントツリーを示す。
によって生じる起因事象及びその発生頻度を第1-3表に，津波高さと発生するシナリオの観点から整理した津波高さ別の発生頻度を第1-4表に示す。
⑤(別紙との整合をとり，例示する事
象を変更)

2

1.1.1

6

内部溢水及び内部火災では，外部電源喪失や全給水喪失等の起因事象の 内部溢水及び内部火災では、小破断LOCAや全給水喪失等の起因事象の発生が想定される。
発生が想定される。

3

1.1.2.2

14

また，上記の検討及び別紙2のとおり，大規模な地震を受けた場合であって また、上記の検討及び別紙2の通り、大規模な地震を受けた場合であっても、⑤も，炉心損傷に直結するほどの損傷が生じることは考えにくく，大規模な地震 炉心損傷に直結するほどの損傷が生じることは考えにくいが、仮に損傷を受 (文章の見直しをを受けた場合の大部分は使用可能な緩和機能によって炉心損傷防止を試み けたと想定した場合の事象収束対応については、参考としての評価実施を検 行い，記載を適正ることが可能であるものと考える。
討している。
化)

23⑤
一方，津波を原因とする場合について，今回評価対象としたプラント状態に一方、津波を原因とする場合について、今回評価対象としたプラント状態に(津波を起因としおいては，地下開口部からの浸水によって注水機能等が喪失し炉心損傷においては、浸水防止対策が最も有効であり、これにより機能喪失の原因自体 た場合の炉心損至ることを考慮すると，浸水防止対策が最も有効であり，これにより機能喪失を取り除くことができる。
傷のまでのメカニの原因自体を取り除くことができる。
ズムを記載。)

24

本事故シーケンスグループには津波に伴って生じる事故シーケンス(第1-8表の本事故シーケンスグループの⑦～⑩)が含まれている。いずれも炉心損 本事故シーケンスグループには津波に伴って生じる事故シーケンス(第1-4⑤
傷頻度への寄与割合が高く，d. の着眼点では「高」又は「中」に分類される表の本事故シーケンスグループの⑦～⑩)が含まれている。いずれも炉心損(津波を起因としが，今回評価対象としたプラント状態においては，地下開口部からの浸水に 傷頻度への寄与割合が高く、d. の着眼点では「高」又は「中」に分類される
た場合の炉心損
よって注水機能等が喪失し炉心損傷に至ることを考慮すると，その対策は建 が、その対策は防潮堤の設置や建屋内止水等の止水対策であり、事象進展
傷のまでのメカニ
屋内止水等の止水対策であり，事象進展に応じた重大事故等対処設備の有 に応じた重大事故等対処設備の有効性の確認には適さないと判断したたズムを記載。)
効性の確認には適さないと判断したため，これらの事故シーケンスは重要事 め、これらの事故シーケンスは重要事故シーケンスとして選定していない。
故シーケンスとして選定していない。

4

5

1.3.1

1.3.2

1/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

7

8

9

10

章番号

1.3.2

1.3.2

1.3.2

1.3.2

1.3.2

ページ番号

26

27

27

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋非常用ディーゼル発電機喪失)(蓄電「外部電源喪失＋DG喪失」
池枯渇後RCIC停止)」⑤(選定した重要事
故シーケンスの名称をより明確になるよう見直し)「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋非常用ディーゼル発電機喪失)＋
RCIC失敗(RCIC本体の機能喪失)」「外部電源喪失＋DG喪失＋RCIC失敗」⑤(選定した重要事
故シーケンスの名称をより明確になるよう見直し)「外部電源喪失＋DG喪失＋SRV再閉失敗」⑤(選定した重要事
故シーケンスの名称をより明確になるよう見直し)「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋非常用ディーゼル発電機喪失)＋
SRV再閉失敗」⑤(選定した重要事
故シーケンスの名称をより明確になるよう見直し)28「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋非常用ディーゼル発電機喪失)＋直「外部電源喪失＋直流電源喪失」
流電源喪失」28

しかしながら，浸水による電源設備の機能喪失を含む事故シーケンス(第18表の本事故シーケンスグループの②)は津波PRAから抽出されたシーケン
しかしながら、浸水による電源設備の機能喪失を含む事故シーケンス(第1⑤スであり，頻度の観点で支配的であるものの，今回評価対象としたプラント状 4表の本事故シーケンスグループの②)は津波PRAから抽出されたシーケン(選定した重要事
態においては，地下開口部からの浸水によって注水機能等が喪失し炉心損 スであり、頻度の観点で支配的であるものの、その発生原因が津波に伴う浸故シーケンスの傷に至ることを考慮すると，その対策は建屋内止水等の止水対策であり，事 水によるものであり、対策としては防潮堤の設置や建屋内止水等の止水対
選定理由追記)象進展に応じた重大事故等対処設備の有効性の確認には適さないと判断し 策となるため、重大事故防止対策の有効性の確認には適さないと考える。
た。

2/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(先行プラントを参考にPRAの評価
条件に関する情報を追加)－⑤(先行プラントを参考にPRAの評価
条件に関する情報を追加)

第1-1表 PRAの対象とした主な設備・系統

11

－

34

第1-2表 内部事象運転時レベル1PRAにおける起因事象と発生頻度

12

－

35

3/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(先行プラントを参考にPRAの評価
条件に関する情報を追加)－⑤(先行プラントを参考にPRAの評価
条件に関する情報を追加)

第1-3表 地震レベル1PRAにおける起因事象と発生頻度

13

－

36

第1-4表 津波高さ別の発生頻度

14

－

36

4/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

15

章番号

－

ページ番号

40

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1-7表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度(6号炉)第1-3表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度(KK6)

変更理由⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。津波を起因とした場合の炉心損傷のまでのメカニズムを記載。)

5/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

16

章番号

－

ページ番号

41

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1-7表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度(7号炉)第1-3表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度(KK7)変更理由⑤(津波を起因とした場合の炉心損
傷のまでのメカニズムを記載。)

6/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

17

章番号

－

ページ番号

変更後

変更前

第1-8 表 重要事故シーケンス等の選定(2/3)

第1-4 表 重要事故シーケンス等の選定(2/3)

－

43

44

変更理由

⑤
(選定した重要事
故シーケンスの名称をより明確になるよう見直し)

第1-8表 重要事故シーケンス等の選定(3/3)

18③評価進捗による変更・修正

第1-4表 重要事故シーケンス等の選定(3/3)⑤(着眼点dを選定
理由としている崩壊熱除去機能喪失に対して、選定した重要事故シーケンスが当該炉心損傷モードの特徴を有していることを追記。)

7/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

19

章番号

2.1.1

ページ番号

59

変更後

⑧溶融物直接接触

第2-1表 格納容器破損モード別格納容器破損頻度※1

20

－

72

③評価進捗による変更・修正

変更前⑧格納容器直接接触

変更理由⑤(学会標準及びガ
イドとの整合を踏まえて記載を明
確化)

第2-1表 格納容器破損モード別格納容器破損頻度⑤(学会標準及びガ
イドとの整合を踏まえて記載を明確化)

8/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

21

章番号

－

ページ番号

73

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2-2表 プラント損傷状態(PDS)の定義

第2-2表 プラント損傷状態(PDS)の定義

変更理由⑤(長期TBシーケンスにおける直流電源の扱いを明確化)

9/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

22

23

章番号

－

－

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2-3表 評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定

第2-3表 評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定

変更理由

74

⑤
(水素燃焼の選定
理由の記載を詳細化)

76⑤(注記を追加し，
図中の記載を明
確化)

第2-1図 格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロ 第2-1図 格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロ
セス
セス

10/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

24

25

26

27

章番号

3

3.1.1

3.1.1

3.1.1

③評価進捗による変更・修正

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

81

【概要】
① 内部事象PRA及びPRAを適用できない外部事象等についての定性的検討から事故シーケンスグループの抽出を実施した。
② 抽出した事故シーケンスグループと必ず想定する事故シーケンスグルー
プとの比較を行い，必ず想定する事故シーケンスグループ以外に抽出された
外部事象特有の事故シーケンスグループについて，頻度，影響等を確認し，
事故シーケンスグループとしての追加は不要とした。
③ 有効性評価において想定する事故シーケンスグループごとに，審査ガイドに記載の観点(余裕時間，設備容量，代表性)に基づき，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定した。

―①（外部事象についての検討追加）82-83

定期検査中はプラントの状態が大きく変化することから，停止時レベル1PRA
定期検査期間中はプラントの状態が大きく変化することから、停止時レベルにおいては，定期検査における評価対象期間を設定し，原子炉の水位，温1PRAにおいては、定期検査における評価対象期間を設定し、原子炉の水度，圧力等のプラントパラメータの類似性，保守点検状況等に応じた緩和設
位、温度、圧力などのプラントパラメータの類似性、保守点検状況などに応じ備の使用可能性，起因事象，成功基準に関する類似性によって，評価対象
た緩和設備の使用可能性、起因事象、成功基準に関する類似性によって、期間を幾つかのプラント状態(以下「POS」という。)に分類し評価を行う。分類
評価対象期間を幾つかのプラント状態(以下POSという)に分類し評価を行う。
したプラント状態を，状態ごとのプラントの主要なパラメータとともに第3-2図分類したプラント状態を、状態ごとのプラントの主要なパラメータとともに第3に示す。また，POSごとの期間及び系統の待機状態を示した工程表を第3-32図に示す。
図に示す。

⑤（記載の拡充）

83

停止時PRAにおいては，原子炉停止後の運転停止中の各POSにおいて燃料停止時PRAにおいては、原子炉停止後の運転停止中の各プラント状態にお損傷へ波及する可能性のある起因事象について，マスターロジックダイヤグ
いて炉心損傷へ波及する可能性のある起因事象について、マスターロジック
ラム，過去の国内プラントのトラブル事例等から選定し，ここから燃料損傷にダイヤグラム、過去の国内プラントのトラブル事例等から選定し、ここから炉至ることを防止するための緩和手段の組み合わせ等を第3-4図のイベントツ
心損傷に至ることを防止するための緩和手段の組み合わせ等を第3-3図のリーで分析し，燃料損傷に至る各事故シーケンスを抽出している。抽出したイベントツリーで分析し、炉心損傷に至る各事故シーケンスを抽出している。
起因事象と発生頻度を第3-1表に示す。

⑤（記載の拡充）

83

抽出された事故シーケンス別の燃料損傷頻度を整理し，審査ガイドの「必ず抽出された事故シーケンス別の炉心損傷頻度を整理し、審査ガイドの「必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ」に含まれるか，それ以外の事想定する運転停止中事故シーケンスグループ」に含まれるか、それ以外の事
故シーケンスグループであるかを確認すると共に，燃料損傷状態を分類し故シーケンスグループであるかを確認すると共に、炉心損傷状態を分類した。事故シーケンスグループ別の燃料損傷頻度を第3-2表に示す。起因事象
た。事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度を第3-1表に示す。事故シー
別の燃料損傷頻度への寄与割合を第3-5図に，事故シーケンスグループ別
ケンスグループ別の炉心損傷頻度への寄与割合を第3-4図に示す。
の燃料損傷頻度への寄与割合を第3-6図に示す。

⑤（記載の拡充）

11/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

28

-

89

変更後

事故
シ ーケ ンス

主要 事故 シー ケン ス

*1

対応 する 主要 な燃料 損傷 防止 対策（下 線部 は有 効性 評価で 用い る重 大事 故等 対処設 備等 を示 す）
燃料 損傷 防止 に必要 な機 能崩 壊熱 除去 機能①崩壊 熱除 去機 能喪 失（ RHR機 能喪 失[フ ロン トラ イン]） ＋
崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗◎

崩壊 熱除去 機能 喪失 ＋
崩 壊熱 除去 ・注 水系 失敗－

原 子炉 への 注水機 能

崩 壊熱 除去 機能

－

－

29

-

③崩壊 熱除 去機 能喪 失（ 補機冷 却系 機能 喪失 ）＋崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗*2*2

外 部電 源喪 失＋
崩 壊熱 除去 ・注 水系 失敗―

・待 機中 のEC CS（残 留熱 除去 系[低 圧注 水系] ） *4
・低 圧代 替注 水系（ 常設 ）*5・MU WP， SPCU ，FP， 消防 車

*3

④外部 電源 喪失 ＋
崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗

93

崩 壊熱 除去 機能

*3

―

b.

c.

低

低

中

低

低

低

*3

異 常の 認知 や待 機中 のECC S・低 圧代 替注 水系 の起動 とい った 緩和 措置 の実施 まで に掛 かる 時
間 （最 大2 時間） に比 べて 十分 時間 がある （最 も短 いPO S-Sで 約3. 9時間 ）た め「 低」と したb

待 機中 のE CCS・ 低圧 代替注 水系 とい った 緩和 措置の 設備 容量 （HP CF 7 27m /h ，LPF L
3
3
9 54m /h ，MU WC(原 子炉 側注 水) 9 0m /h） に比 べて 十分 小さ いため （最 も崩 壊熱 の大 きなP OS-S

外 部電 源喪 失＋
直 流電 源喪 失＋
崩 壊熱 除去 ・注 水系失 敗①外部 電源 喪失 ＋直流電 源喪 失＋
崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗

・上 記の 破線 内の注 水対 策・常 設代 替交 流電源 設備

・代 替原 子炉 補機冷 却系

原 子炉 への 注水機 能・上 記の 破線 内の注 水対 策

原 子炉 への 注水設 備に 必要 な
交 流電 源の 復旧・隣 接プ ラン トから の低 圧
電 源融 通・非 常用 ディ ーゼル 発電 機
（ 直流 電源 の復旧 後）
・常 設代 替交 流電源 設備

原 子炉 への 注水に 必要 な
直 流電 源の 復旧（ D/G 起動 等の為 ）・常 設代 替直 流電源 設備
・可 搬型 代替 直流電 源設 備

崩 壊熱 除去 機能
全 交流 動力電 源喪 失*3

原 子炉 への 注水機 能

3

3

低

低

高

低

低

中

事 故シ ーケ ンス グル ープに 対す る寄 与割 合が 98%と 支配 的で ある③ の事 故シ ーケ ンス を「高 」と し， 寄与 割合 が1% である ①と ④の 事故 シー ケンス を「 中」 とし た

・② の代 替除 熱機能 喪失 [フロ ント ライ ン]は ＣＵ Ｗ等 であ り，こ れら の使 用期 間は ①で想 定し てい るRHR より も崩壊 熱が 減少 した 場合 である ため ，「 a.余 裕時 間」， 「b .設備
容 量」 が① の想定 より 厳し くな く， ②の事 故シ ーケ ンス は選定 しな い・有 効性 評価 では外 部電 源喪 失の 重畳 を考慮 して おり ，③ の事故 シー ケン スに 外部 電源
喪 失の 重畳 を考慮 する と「 全交 流動 力電源 喪失 」で 考慮 してい る⑥ の事 故シ ーケ ンスと 同様 の事 象進展 及び 対策 とな るた め（全 交流 動力 電源 喪失の 有効 性評 価で は補 機冷却 系機 能喪 失も考 慮し てい るた め） ，③の 事故 シー ケン スは選 定し ない・④ の事 故シ ーケン スは D/Gに 期待 でき るシ ナリ オであ り， 「全 交流 動力 電源喪 失」
で 考慮 して いる⑥ の事 故シ ーケ ンス と比べ て事 象進 展や 対策が 厳し くな く選 定し ない

外 部電 源喪 失＋
交 流電 源喪 失＋
崩 壊熱 除去 ・注 水系失 敗②外部 電源 喪失 ＋
交流電 源喪 失＋
崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗

崩 壊熱 除去 機能*3

原 子炉 への 注水機 能

*2
*3

低

中

・低 圧代 替注 水系（ 常設 ）（ 交流 電源 復旧後 ）*5・常 設代 替交 流電源 設備

・代 替原 子炉補 機冷 却系（ 交流 電源 復旧後 ）a

G TGの 起動 ，低圧 代替 注水 系に よる 注水と いっ た緩 和措 置の 実施ま でに 掛か る時 間（ 約145
分 ）に 比べ て十 分時 間（最 も短 いP OS-Sで 約3 .9時間 ）が ある ため 「低 」とし たb

待 機中 のE CCS・ 低圧 代替注 水系 とい った 緩和 措置の 設備 容量 （HP CF 7 27m /h ，LPF L
3
3
9 54m /h ，MU WC(原 子炉 側注 水) 9 0m /h） に比 べて 十分 小さ いため （最 も崩 壊熱 の大 きなP OS-Sに おい ても 51m3 / h）「 低」 としたc

事 故シ ーケ ンス グル ープに 対す る寄 与割 合が 87%と 支配 的で ある② の事 故シ ーケ ンス を「高 」
と した

3

⑤
（エビデンス資料からの転記誤りの適正化）

・① の「 外部 電源喪 失＋ 直流 電源 喪失 」を含 む事 故シ ーケ ンスは 燃料 損傷 頻度 が低 く，
常 設代 替交 流電源 設備 や可 搬型 代替 直流電 源設 備等 によ る電源 供給 や消 防車 によ る
注 水に より 燃料損 傷が 防止 でき るこ とから 選定 しな い
低・低 圧代 替注 水系（ 常設 ）（ 交流 電源 復旧後 ）
・消 防車

*1

低

・代 替原 子炉 補機冷 却系（ 交流 電源 復旧後 ）・FP ，消 防車
原 子炉 への 注水設 備に 必要 な
交 流電 源の 復旧◎⑤（記載の拡充）に おい ても 51m / h）「 低」 とした

・以 上か ら， ①のR HR機 能喪失 [フ ロン トライ ン] を起因 事象 とす る事 故シ ーケン スを 選定－―

着 眼点 と選 定理 由ac・代 替原 子炉 補機冷 却系

原 子炉 への 注水に 必要 な
交 流電 源の 復旧

*3

a.

変更理由

・上 記の 破線 内の注 水対 策

原 子炉 への 注水機 能

崩 壊熱 除去 機能

着 眼点（a .余裕 時間 ，b. 設備 容量，
c.代 表シ ーケ ンス ）

変更前

*3

②崩壊 熱除 去機 能喪 失（ 代替除 熱機 能喪 失[フ ロン ト
ライン ]） ＋
崩壊熱 除去 ・注 水系 失敗
原 子炉 への 注水機 能

崩 壊熱 除去機 能喪 失対 策設備*3③評価進捗による変更・修正

低

＊6

高
・以 上を 踏ま えた上 で， ガイ ドの 主要 解析条 件も 参照 し， 外部電 源喪 失時 に原 子炉 補機 冷却 系の 機能が 喪失 して 全交 流動 力電源 喪失 に至 るシ ーケン ス（ ②の 事故 シー ケン ス） を重 要事故 シー ケン スと して 選定*5◎ は選 定し た重 要事 故シー ケン スを 示す⑥ の全 交流 動力 電源 喪失に 至る 事故 シー ケン スにて ，対 策の 有効 性を 確認
停 止時 にお いて 崩壊 熱除去 機能 が喪 失し た場 合であ って も， 原子 炉注 水を実 施す るこ とで 燃料 損傷を 防止 でき る
（ 原子 炉建 屋（ 原子 炉開放 時） や原 子炉 格納 容器（ 原子 炉未 開放 時） へ崩壊 熱を 逃す こと で燃 料損傷 を防 止し ，そ の後 長期的 な安 定状 態の 確保 の為に 残留 熱除 去系 等を 復旧す る）*4

P RA上 ，残留 熱除 去系 の喪 失も 考えら れる がそ の場 合は 事象進 展や 対策 が「 全交 流動力 電源 喪失 」と 同様 になる ため ，ガ イド 等を 参照し ，対 策に 追加

*5
*6
*7

使 用す る注 水ラ イン や設備 によ って は必 ずし も重大 事故 等対 処設 備で はない が， シー ケン スに よって 使用 でき る可 能性 のある 緩和 設備
発 生頻 度が 低く ，主 要な起 事象 であ る蓄 電池 の共通 原因 故障 につ いて は，P RA上 は区分 Ⅳの バッ テリ ーの 直流電 源融 通や AM策 とし て増強 した 蓄電 池（ 区分 Ⅰの増 強（ A,A -2）等 ）を 考慮 して いな いため ，さ らに 発生 の可能 性は 低く なる と考 えられ る
発 生の 可能 性が 低く ，発生 を仮 定し ても その 影響が 限定 的で ある ため ，リス ク評 価上 重要 性が 低いと 判断 し， PRAの 評価 対象 から 除外し たも の

12/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

30

-

95

31

-

97

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由①（外部事象についての検討追加）―⑤（記載の拡充）

13/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

32

-

99

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

―

⑤
（記載の拡充）

14/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

33

-

99

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（記載の適正化）15/94

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

①浸水
補足1 添付敷地及び建屋内浸水による機器浸水
①浸水
⑤
資料1-1
・ 降水の影響により屋外の送変電設備が機能喪失し，外部電源喪失が発生 建屋内浸水による機器浸水
34
別紙1-25（添付資料2-7と表内No.1している状態で，燃料移送ポンプが没水により機能喪失し，非常用ディーゼ 津波の影響に包絡される。津波の事故シーケンスは，津波のレベル１PRAに整合を取った）①
ル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナ 示すとおり。
リオ。
②荷重（堆積荷重）建屋屋上での雨水排水不可（排水能力超過）による滞留
・ 原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
・ タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及びター
ビントリップに至るシナリオ。
・ タービン建屋熱交換器エリアの天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却 ②荷重（堆積荷重）
補足1 添付⑤
建屋屋上での雨水排水不可（排水能力超過）による滞留
水系及び同海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
資料1-1
別紙1-25 ・ タービン建屋熱交換器エリアの天井が崩落した場合に，循環水ポンプが機 建屋屋上への荷重については，排水設計がなされており，設計想定を超える （添付資料2-7と35
表内No.1
整合を取った）
降水に対しても十分な強度を有していると考えられるため，本事象から事故能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至るシナリオ。
②
・ コントロール建屋の天井が崩落した場合に，建屋最上階に設置している中 シーケンスの抽出にあたって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
央制御室が物理的に又は没水もしくは被水により機能喪失し，計測制御系
機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置している直流電源設備が内部溢水により機能喪失に至るシナリオ。
・ 廃棄物処理建屋の天井が崩落した場合に，冷却材再循環水ポンプMGセット（以下，RIP M/Gセット）や換気空調補機常用冷却水系が没水又は被水により機能喪失し，プラントスクラムに至るシナリオ。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由①荷重（堆積荷重）
建屋及び屋外機器への堆積
・ 原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却水系が機能喪失①荷重（堆積荷重）し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
建屋及び屋外機器への堆積・ タービン建屋の天井が崩落した場合に，タービンや発電機に影響が及び
・ 原子炉建屋が天井崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，最タービントリップに至るシナリオ。また，原子炉補機冷却水系及び同海水系が終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，循環水ポンプが機・ タービン建屋が天井崩落した場合にタービン建屋や発電機に影響が及び能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至るシナリオ。
補足1 添付タービントリップに至るシナリオ。
・ コントロール建屋の天井が崩落した場合に，建屋最上階に設置している中⑤
資料1-1
・ コントロール建屋が天井崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央36
別紙1-25 央制御室が物理的に又は積雪（雪融け水含む）の影響により機能喪失し，計（添付資料2-7と表内No.2制御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）により機能喪失し，計測制御系機
測制御系機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置して整合を取った）①
能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置している直流電源
いる直流電源設備が内部溢水により機能喪失に至るシナリオ。
設備が溢水により機能喪失に至るシナリオ。
・ 廃棄物処理建屋の天井が崩落した場合に，RIP M/Gセットや換気空調補・ 軽油タンク天井が積雪荷重により崩落した場合には，軽油タンク機能喪失
機常用冷却水系が積雪（雪融け水含む）の影響により機能喪失し，プラントに至り，以下②に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非スクラムに至るシナリオ。
常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪・ 軽油タンクの天井が積雪荷重により崩落した場合には，軽油タンク機能喪失に至るシナリオ。
失に至り，以下②に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，
非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
①荷重（堆積）建築物やタンク等上部への降下火砕物の堆積による天井崩落
・原子炉建屋屋上が降下火砕物堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置 ①荷重（堆積）している原子炉補機冷却水系のサージタンクが物理的に損傷，機能喪失し， 建築物やタンク等上部への降下火山灰の堆積による天井崩落
・原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置して最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
・タービン建屋屋上が降下火砕物堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置 いる原子炉補機冷却系のサージタンクが物理的に損傷，機能喪失し，最終⑤しているタービン，発電機に影響が及びタービントリップに至るシナリオ。ま ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
補足1 添付た，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至 ・タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置して （他事象に対する資料1-1
別紙1-2937
評価と整合を取っいるタービン，発電機に影響が及びタービントリップに至るシナリオ。
るシナリオ。
表内No.26
た）・コントロール建屋屋上が降下火砕物堆積荷重により崩落し，建屋最上階に ・コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落し，建屋最上階に設置①
設置している中央制御室内設備が損傷し，計測制御系機能喪失に至るシナ している中央制御室内設備が損傷し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。
・軽油タンクが火山灰堆積荷重により天井崩落，破損に至り，以下⑤に示す
リオ。
・軽油タンクが降下火砕物堆積荷重により天井崩落，破損に至り，以下⑤に 外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発 備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリ
オ。

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③閉塞及び摩耗
降下火砕物による換気空調系及び軽油タンクの閉塞並びに非常用ディーゼ
補足1 添付ル発電設備燃料移送系ポンプの軸受摩耗
資料1-1
38
別紙1-29 非常用ディーゼル発電機室空調給気口又は軽油タンクの閉塞若しくは非常
表内No.26
用ディーゼル発電設備燃料移送系ポンプの軸受摩耗により，非常用ディー③
ゼル発電設備の機能喪失に至る場合において，以下⑤の外部電源喪失が発生している状況下では，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

③閉塞（空調）
降下火山灰の換気空調系への取込みによる閉塞
D/G 室空調給気口閉塞により，非常用ディーゼル発電設備の機能喪失に至る場合において，以下⑤の外部電源喪失が発生している状況下では，全交
流動力電源喪失に至るシナリオ。

⑤（記載の拡充）①浸水
地下水の建屋地下階への流入による設備等の浸水①浸水
補足1 添付土壌に地下水が浸透することにより，地滑りや建屋への浸水が考えられる 地下水の建屋地下階への流入による設備等の浸水
資料1-1
が，地滑りについては，No.27「地滑り」にて考慮し，多量の地下水流入につ 多量の地下水流入については，時間スケールの長い事象であり，発電所の⑤39
別紙1-31
表内No.33
いては，時間スケールの長い事象であり，発電所の運転に支障をきたす程 運転に支障をきたす程度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転 （記載の適正化）①
度の短時間で事象が進展することはなく，適切な運転管理や保守管理により 管理や保守管理により対処可能。本事象から事故シーケンスの抽出にあ対処可能。本事象から事故シーケンスの抽出に当たって考慮すべき起因事 たって考慮すべき起因事象の発生は無いと判断。
象の発生はないと判断。
②熱影響
②熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響
輻射熱による建屋・屋外設備への熱影響
補足1 添付
発電用原子炉施設から一定の距離離れた場所（落下確率が1.0×10－7（回／ 原子炉施設から一定の距離離れた場所（落下確率が1.0×10－7（回／炉・年）⑤
資料1-2
別紙1-34 炉・年）となる位置）に大型航空機が落下した場合であっても，原子炉建屋外 となる位置）に大型航空機が落下した場合であっても，原子炉建屋外壁や屋40
表内No.1
壁や屋外設備の温度上昇が許容値以下であることを確認済みである。な
外設備の温度上昇が許容値以下であることを確認済みである。仮に想定を （記載の適正化）②
お，ここで評価の前提となる航空機の大きさは発電所周辺における航空機の 超える大型の航空機が落下した場合であっても，現状有する余裕にて包絡航行状況により決めていることから，想定を超える大きさの航空機が偶発的 可能と考えられるため，本事象から事故シーケンスの抽出にあたって考慮す
べき起因事象は無いと判断。
に落下することは考えにくい。
補足1 添付
41
資料1-2
別紙1-37 削除
表内

No.17 軍事活動によるミサイルの飛来⑤（大規模損壊の審査における議
論受け，記載を適正化）①荷重（衝突）①荷重（衝突）タービンの一部が飛来物となって衝突
タービンの一部が飛来物となって衝突「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関す「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関す⑤
補足1 添付る規則」第十二条（安全施設）5の要求に従い，飛散物としてタービンミサイル る規則」第十二条（安全施設）5の要求に従い，飛散物としてタービンミサイル （6条の資料との資料1-2の評価を行っている。「タービンミサイル評価について」（昭和52年7月20日原
別紙1-37 の評価を行っている。「タービンミサイル評価について」（昭和52年7月20日原
42
表内No.16
子力委員会原子炉安全専門審査会）に基づき評価した結果，6号炉は8.49× 記載の横並びを取った）
子力委員会原子炉安全専門審査会）に基づき評価した結果，基準である10－ －8①
10 ／年，7号炉は8.52×10－8／年であり，基準である10－7／年を下回って7／年を下回っているため，発生の可能性は十分低く，本事象から事故シー いるため，発生の可能性は十分低く，本事象から事故シーケンスの抽出にあ
ケンスの抽出に当たって考慮すべき起因事象はないと判断。
たって考慮すべき起因事象は無いと判断。

18/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設
備等を評価対象設備として選定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋・コントロール建屋
・タービン建屋
補足1 添付・廃棄物処理建屋
43
資料2-1
別紙1-38＜屋外設備＞
1. (2)
・送変電設備・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク
等）
・中央制御室換気空調設備
・非常用ディーゼル発電機非常用給気設備（6号炉），非常用電気品区域空調設備（7号炉）（以下，D/G室空調）③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設
備等を評価対象設備として選定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋・コントロール建屋
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク
等）
・中央制御室換気空調設備
・ディーゼル発電機非常用給気設備（6号機），非常用電気品区域空調設備（7号機）（以下，D/G室空調）⑤（他事象に対する評価と整合を取った）○原子炉建屋○原子炉建屋
原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置して⑤
補足1 添付
原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷却水系のサージタンクが物理的に機能喪失することで，原（他事象に対する
44
資料2-1
別紙1-39いる原子炉補機冷却系のサージタンクが物理的に機能喪失することで，原子子炉補機冷却水系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，積評価と整合を取っ
1. (3) ①
炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
雪（雪融け水含む）の影響により，ディーゼル発電設備及び非常用電源盤がた）
機能喪失し，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
また，タービン建屋熱交換器エリア屋上が積雪荷重により崩落した場合に，補足1 添付積雪（雪融け水含む）の影響により原子炉補器冷却系及び同海水系が機能
記載なし
45
資料2-1
別紙1-40
喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，循環水ポンプが機能喪
1. (3) ①
失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至るシナリオ。

⑤（他事象に対する評価と整合を取った）○廃棄物処理建屋
補足1 添付
廃棄物処理建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，冷却材再循環ポン
記載なし
46
資料2-1
別紙1-40プ M/Gセットや換気空調補機常用冷却水系が積雪（雪融け水含む）の影響
1. (3) ①
により機能喪失し，プラントスクラムに至るシナリオ。

⑤（他事象に対する評価と整合を取った）

積雪荷重が各建屋天井の許容荷重を上回った場合には，(3)項で選定した各積雪荷重が各建屋天井の許容荷重を上回った場合には，(3)項で選定した各シナリオが発生する可能性はあるものの，最終ヒートシンク喪失，タービント
シナリオが発生する可能性はあるものの，最終ヒートシンク喪失，タービント
リップ及びプラントスクラムについては，運転時の内部事象レベル1PRAでも⑤
リップについては，運転時の内部事象レベル1PRAでも考慮していること，計考慮していること，計測制御系機能喪失については，地震，津波のレベル
補足1 添付測制御系機能喪失については，地震や津波のレベル1PRAでも考慮している （他事象に対する47
資料2-1
別紙1-42 1PRAでも考慮していることから追加のシナリオではない。軽油タンクについことから追加のシナリオではない。軽油タンクについても，天井の許容荷重を 評価と整合を取っても，天井の許容荷重を上回る積雪荷重によって破損に至る可能性はある
1. (4) ①
た）
上回る積雪荷重によって破損に至る可能性はあるものの，外部電源喪失とものの，外部電源喪失との重畳による全交流動力電源喪失は，運転時の内の重畳による全交流動力電源喪失は，運転時の内部事象や地震，津波のレ
部事象や地震，津波のレベル1PRAでも考慮しているものであり，追加のシナ
ベル1PRAでも考慮しているものであり，追加のシナリオではない。
リオではない。

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

第1表 各建屋・タンクの積雪荷重と年超過確率の比較
表4.1 各建屋・タンクの積雪荷重と年超過頻度の比較

48

補足1 添付資料2-1
別紙1-43
1. (4) ①⑤（6条の資料との整合を取った）なお，基本的には除雪管理が可能であるが，D/G室空調給気口が閉塞に至 なお，基本的には除雪管理が可能であるが，D/G室空調給気口が閉塞に至る積雪深さは，年超過確率評価上，10-7/年より小さくなること，積雪の給気 る積雪深さは，年超過確率評価上，10-7/年より小さくなること，積雪の給気⑤
補足1 添付口への付着・堆積についても除雪管理が可能であることから，積雪事象によ 口への付着・堆積についても除雪管理が可能であることから，積雪事象によ49
資料2-1
別紙1-44 る給気口閉塞事象の発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響の る給気口閉塞事象の発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響の （不要な記載を削除）
1. (4) ③
ある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起 ある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。（第2表にD/G室空調給気口高さ 因事象としては選定不要であると判断した。（表4.2にD/G室空調及び中央制
御室換気空調給気口を示す。）
を示す。）

20/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

50

章番号

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2表 各空調給排気口の高さと年超過確率の比較

表4.2 各空調給排気口の高さと年超過頻度の比較

補足1 添付資料2-1
別紙1-45
1. (4) ③

変更理由⑤（不要な記載を削除）⑤
補足1 添付○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系水系が機能喪○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し， （他事象に対する別紙1-45 失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，非常用ディーゼル発電設
51
資料2-1
最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
評価と整合を取っ2.
備及び非常用電源盤が機能喪失し，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
た）○タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及び
補足1 添付タービントリップに至るシナリオ。また，原子炉補機冷却水系及び同海水系が ○タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及び
52
資料2-1
別紙1-45
機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，循環水ポンプが機 タービントリップに至るシナリオ。
2.
能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至るシナリオ。

⑤（他事象に対する評価と整合を取った）

補足1 添付○廃棄物処理建屋の天井が崩落した場合に，RIP M/Gセットや換気空調補53
資料2-1
別紙1-46 機常用冷却水系が積雪（雪融け水含む）の影響により機能喪失し，プラント
2.
スクラムに至るシナリオ。

⑤（他事象に対する評価と整合を取っ
た）

54

記載なし

ただし，軽油タンク等内の軽油は，流動点の低い特3号軽油への交換を実施 ただし，軽油タンク等内の軽油が凍結に至る温度－20℃は，年超過確率評
補足1 添付資料2-2
別紙1-50 しており，年超過確率10-7/年に対する温度の－16.0℃では凍結しないことか 価上，約10-7/年（10-7/年の年超過頻度に対する温度は－16.0℃）未満とな
1. (4) ①
ら，起因事象としての発生頻度は十分に低い。
ることから，起因事象としての発生頻度は十分に小さい。

⑤（6条の資料との記載の横並びを
取った）

21/94

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

評価は，過去に実施した雷インパルス試験結果をもとに，雷撃電流により発評価は，過去に実施した雷インパルス試験結果をもとに，雷撃電流により発生する誘導電位が各設備の絶縁耐力値を上回る雷撃電流値を評価し，その生する誘導電位が各設備の絶縁耐力値を上回る雷撃電流値を評価し，その雷撃電流値の発生可能性について評価を実施した。具体的には，印加電流
雷撃電流値の発生可能性について評価を実施した。具体的には，印加電流とそれにより発生する誘導電位は比例関係にあることが知られていることかとそれにより発生する誘導電位は比例関係にあることが知られていることから，過去の雷インパルス試験結果から印加電流（雷撃電流）に応じて発生すら，過去の雷インパルス試験結果から印加電流（雷撃電流）に応じて発生する誘導電位を推定し，各設備の絶縁耐力値（計装設備：雷インパルス試験絶る誘導電位を推定し，各設備の絶縁耐力値（設計値が低い計測制御設備：
縁耐力値1000V，制御設備：雷インパルス試験絶縁耐力値2000V）との比較
雷インパルス試験絶縁耐力値1000V）との比較により機能喪失判断を実施し補足1 添付⑤により機能喪失判断を実施した。6号炉の場合，耐力値の低い計装設備で印55
資料2-3
別紙1-56 加電流に対し発生し得る最大の誘導電圧は200kA換算で709.3Vであるが（第 た。6号炉の場合，印加電流に対し発生しうる最大の誘導電圧は200kA換算 （6条の資料とので709.3Vであるが（表1参照），この関係から絶縁耐力値1000Vに達する雷撃 整合を取った）
1. (4) ③
1表参照），この関係から絶縁耐力値1000Vに達する雷撃電流値は282kA（発電流値は282kA（発生頻度は8.7×10-6件／年）で設備損傷と判断する。7号-6
生頻度は8.7×10 件／年）で設備損傷と判断する。7号炉の場合，第2表より
炉の場合表2より絶縁耐力値1000Vに達する雷撃電流値は620kA（発生頻度耐力値の低い計装設備で絶縁耐力値1000Vに達する雷撃電流値は789kA
1.4×10-7件／年）となる。従って，安全上重要な設備が損傷に至る雷撃が発-8（発生頻度3.1×10 件／年）となる。したがって，安全上重要な設備が損傷に生する可能性は非常に小さく，かつ起因事象の発生には複数区分の設備が至る雷撃が発生する可能性は非常に小さく，かつ起因事象の発生には複数損傷することが必要となるため，落雷を要因とする上記起因事象の発生は極区分の設備が損傷することが必要となるため，落雷を要因とする上記起因事
低頻度事象であるため考慮不要とした。
象の発生は極低頻度事象であるため考慮不要とした。
第1表 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(6号炉)

補足1 添付56
資料2-3
別紙1-57
1. (4) ③

表1. 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(6号炉)⑤（6条の資料との記載の横並びを
取った）

22/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2表 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(7号炉)

表2. 雷インパルス試験結果によるケーブルへの誘導電圧(7号炉)⑤（6条の資料との記載の横並びを取った）

補足1 添付57
資料2-3
別紙1-57
1. (4) ③

58

変更理由

補足1 添付③ 降下火砕物による換気空調系フィルタ及び軽油タンクの閉塞並びに屋外
資料2-4
別紙1-60③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
設備の摩耗
1. (1)⑤（記載の適正化）③ 降下火砕物による換気空調系フィルタ及び軽油タンクの閉塞並びに屋外設備の摩耗
屋外設備の摩耗
補足1 添付（屋外に面した設備）
59
資料2-4
別紙1-61・中央制御室換気空調
1. (2)
・非常用ディーゼル発電機室非常用給気設備（6号炉），非常用電気品区域
換気空調（7号炉）（以下，D/G室空調）（屋外設備）
・軽油タンク等③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
・中央制御室換気空調
・ディーゼル発電機室非常用給気設備（6 号炉），非常用電気品区域換気空調（7 号炉）（以下，D/G 室空調）

○タービン建屋
補足1 添付タービン建屋屋上が降下火砕物堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上 ○タービン建屋
60
資料2-4
別紙1-62 階に設置しているタービン，発電機に影響が及び，タービントリップに至る。ま タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に
1. (3) ①
た，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至 設置しているタービン，発電機に影響が及び，タービントリップに至る。
るシナリオ。

⑤（記載の適正化）⑤（他事象に対する評価と整合を取った）

23/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
61

章番号

ページ番号

変更後

変更前

補足1 添付③ 降下火砕物による換気空調系フィルタ及び軽油タンクの閉塞並びに屋外
資料2-4
別紙1-63③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
機器の摩耗
1. (3)（屋外設備）
補足1 添付軽油タンクのベント管の閉塞や非常用ディーゼル発電設備燃料移送系ポン
62
資料2-4
別紙1-64 プの降下火砕物による軸受摩耗により，軽油タンク等が機能喪失し，以下⑤ 記載なし
1. (3) ③に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至る。

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）設計として想定している降下火砕物堆積量35cmは，第1表に示す各建屋天 設計として想定している降下火山灰堆積量30cmは，表4.1に示す各建屋天井
補足1 添付⑤
井及び軽油タンクの許容荷重より小さく，裕度を有しているものの，各建屋及 及び軽油タンクの許容荷重より小さく，裕度を有しているものの，各建屋及び63
資料2-4
別紙1-65（最新の設計基
び軽油タンクの許容荷重以上に堆積した場合には，(3)項で選定した各シナリ 軽油タンクの許容荷重以上に堆積した場合には，(3)項で選定した各シナリオ
1. (4) ①
準を反映）
オに至る可能性がある。
に至る可能性がある。
⑤
ただし，最終ヒートシンク喪失，タービントリップ，計測制御系機能喪失，全交
ただし，最終ヒートシンク喪失，タービントリップ，計測制御系機能喪失，全交
補足1 添付（他事象に対する
流動力電源喪失及びプラントスクラムについては，内部事象，地震及び津波
流動力電源喪失については，内部事象や地震，津波のレベル1PRAでも考慮
64
資料2-4
別紙1-65
評価と整合を取っのレベル1PRAでも考慮している事象であることから，追加のシナリオではなしている事象であることから，追加のシナリオではない。
1. (4) ①
た）い。
第1表 各建屋・タンクの降下火砕物堆積における許容荷重
表4.1 各建屋・タンクの火山灰堆積における許容荷重65

補足1 添付資料2-4
別紙1-66
1. (4) ①⑤（6条の資料との整合を取った）66

補足1 添付③ 降下火砕物による換気空調系フィルタ及び軽油タンクの閉塞並びに屋外
資料2-4
別紙1-66③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞
設備の摩耗
1. (4)⑤（記載の適正化）24/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

軽油タンク等への降下火砕物の影響については，以下の理由で起因事象は発生しない。軽油タンクのベント管出口は地面側を向いていること，地上10m
補足1 添付の高さにあることから閉塞しない。また非常用ディーゼル発電設備燃料移送
67
資料2-4
別紙1-67
記載なし
系ポンプは，軸貫通部に潤滑剤等の漏えいがないよう管理されており，電動1. (4) ③機についても内部に降下火砕物が侵入しない構造となっていることから降下
火砕物の影響を受けない。

⑤（記載の適正化）

補足1 添付68
資料2-4
別紙1-68 ・タービン建屋天井崩落によるタービントリップ又はプラントスクラム
2.

・タービン建屋天井崩落によるタービントリップ⑤（他事象に対する評価と整合を取った）

補足1 添付＜建屋＞
資料2-6
別紙1-76
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋
1. (2)＜建屋＞
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋⑤（記載の適正化）

69○コントロール建屋及び廃棄物処理建屋○コントロール建屋
原子炉建屋同様，コントロール建屋及び廃棄物処理建屋は十分な厚さを有
原子炉建屋同様，コントロール建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造
した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計さであり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，この補足1 添付⑤
れていることから，この程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しても程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しても建屋の頑健性は維持さ
70
資料2-6
別紙1-77（記載の適正化）
建屋の頑健性は維持されると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重れると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっ1. (3) ①が作用した場合であっても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，コても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，コントロール建屋設計時
ントロール建屋及び廃棄物処理建屋設計時の地震荷重よりも小さいため建の地震荷重よりも小さいため建屋の頑健性は維持されると考えられる。
屋の頑健性は維持されると考えられる。
○タービン建屋○タービン建屋竜巻の最大風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速はタービン建屋については，建屋上層部が鉄骨造であるため，年超過確率1090m/s程度となり，タービン建屋はこの程度の風荷重及び気圧差荷重で損傷
補足1 添付
771
資料2-6
別紙1-77 に至ることはないが，建屋上層部が鉄骨造のため，仮にこれを上回る風荷重 /年以下である風速92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重により破及び気圧差荷重が生じた場合には破損に至る可能性が高いと考えられる。
損に至る可能性が高いと考えられる。その場合の影響範囲としては，タービ
1. (3) ①
その場合の影響範囲としては，タービンや発電機が想定され，シナリオとして ンや発電機が想定され，シナリオとしてはタービントリップが考えられる。
はタービントリップが考えられる。

⑤（記載の適正化）25/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

＜建屋＞
タービン建屋上層部は鉄骨造であり年超過確率評価上10-7/年となる風速
90m/s程度を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオ
補足1 添付として選定するが，運転時の内部事象，地震及び津波レベル1PRAでも考慮
72
資料2-6
別紙1-83しているものであり追加のシナリオではない。なお，原子炉建屋及びコント
1. (4) ①
ロール建屋については，鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されており，年超過確率評価上10-7/年となる風速90m/s
程度を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないことから風荷重及び気圧差荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要としている。

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

＜建屋＞
タービン建屋上層部は鉄骨造であり年超過確率10-7/年以下である風速
92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，
タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル1PRAでも考慮し⑤ているものであり追加のシナリオではない。
（記載の適正化）
なお，原子炉建屋及びコントロール建屋については，鉄筋コンクリート造
であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されており，年超過確率
10-7/年以下である風速92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないことから風荷重及び気圧差荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要としている。

○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全 仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全補足1 添付
-7
-7
⑤
73
資料2-6
別紙1-84 交流動力電源喪失に至るが，軽油タンク等は，年超過確率評価上10 /年と 交流動力電源喪失に至るが，軽油タンク等は，年超過確率10 /年以下であ（記載の適正化）
なる風速90m/s程度を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合
る風速92m/sを超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっ1. (4) ①
であっても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度は十分小さく ても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度は十分小さく詳細
詳細評価は不要と判断した。
評価は不要と判断した。

74

補足1 添付○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却水系が機能喪失
資料2-7
別紙1-93 し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，ディーゼル発電設備及び非2.
常用電源盤が機能喪失し，全交流動力電源喪失に至る。

○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，⑤
最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
（記載の適正化）26/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

補足1 添付75
別紙1-95
資料3⑤（誤って変更されていたものを元の表に修正した）補足1 添付
別紙1-96
資料3⑤（誤って変更されていたものを元の表に修正した）76

27/94

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No.

章番号

ページ番号

補足1 添付
77
別紙1-97
資料3

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（誤って変更されていたものを元の表に修正した）28/94

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No.

78

章番号

ページ番号

補足1 添付
別紙1-99資料4③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1表 自然現象と包絡される外部人為事象

表１ 自然現象と包絡される外部人為事象

変更理由⑤（添付資料1-2の変更を反映した）爆発による影響については，「No.7 パイプライン事故」，「No.9 航空機衝突爆発による影響については，「No.7 パイプライン事故」，「No.9 航空機衝突（意図）」，「No.13 輸送事故」及び「No.14 軍事活動によるミサイルの飛来」で（意図的）」及び「No.13 輸送事故」」で想定されるが，それぞれの事象の特徴想定されるが，それぞれの事象の特徴を踏まえれば，個別の重畳影響評価を踏まえれば，個別の重畳影響評価をするまでもなく，自然現象同士の重畳をするまでもなく，自然現象同士の重畳事象を評価することで影響が包絡さ事象を評価することで影響が包絡される。（「No.7 パイプライン事故」についれる。（「No.7 パイプライン事故」については，パイプラインが地中に埋設されては，パイプラインが地中に埋設されているため単独事象として影響がない⑤ているため単独事象として影響が無いと判断。「No.13 輸送事故」について
補足1 添付と判断。「No.13 輸送事故」については，発電所前面の海上航路約30kmの場
は，発電所前面の海上航路約30kmの場所を航行する輸送船舶が漂流して （添付資料1-2の79
資料4
別紙1-100
所を航行する輸送船舶が漂流して発電所港湾内に侵入すること自体が非常
発電所港湾内に侵入すること自体が非常に稀な事象であること，及び発電 変更を反映した）(1)に稀な事象であること，及び発電所港湾内に侵入し得る最大規模の高圧ガ所港湾内に侵入し得る最大規模の高圧ガス輸送船舶の爆発事故を想定した
ス輸送船舶の爆発事故を想定した場合であっても，爆風圧の影響が原子炉場合であっても，爆風圧の影響が原子炉施設へ及ばないことを確認済みで施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響があることを踏まえ，単独事象として影響が無いと判断。また，「No.9 航空機衝ないと判断。また，「No.9 航空機衝突（意図的）」は，損傷規模が地震に包絡突（意図）」及び「No.14 軍事活動によるミサイルの飛来」は，損傷規模が地震される。）に包絡される。）

29/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
80

81

章番号

ページ番号

変更後

補足1 添付資料4
別紙1-102 削除
第2表

別紙2

変更前
No.14 軍事活動によるミサイルの飛来③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（添付資料1-2の変更を反映した）

別紙2-5

なお，最終的なHCLPF，中央値については，二次元基礎地盤安定解析にお なお，最終的なHCLPF，中央値については，二次元基礎地盤安定解析における奥行き方向の側面抵抗効果を考慮して，上述の手法により得られた値 ける奥行き方向の側面抵抗効果を考慮して，上述の手法により得られた値に対して係数1.5を乗じている（HCLPF：1.33G，中央値：1.83G，βR：0.043，β に対して係数1.5を乗じている。奥行き方向の側面抵抗効果とは，二次元解⑤
U：0.15）。奥行き方向の側面抵抗効果とは，二次元解析では期待していない 析では期待していない平面奥行き方向のすべり面の抵抗を考慮するもので（地震の審査を反平面奥行き方向のすべり面の抵抗を考慮するものであり，設置変更許可申 あり，７号炉，６号炉，５号炉を対象とした既往バックチェック*1において，検映した最新の評請書 添付書類六の「基礎地盤の安定性評価」において，検討対象とした解 討対象とした解析断面に対する効果を確認している。F2断層沿いのすべりを価値に更新）
析断面に対する効果を確認している。F2断層沿いのすべりを想定する安全 想定する安全率1.6のケース（図１）に対して，奥行き方向の側面抵抗を考慮
率1.3のケース（第1図）に対して奥行き方向の側面抵抗を考慮する場合，す する場合，すべり安全率は3.3（約2.1倍）となる（HCLPF：1.33G，中央値：
べり安全率は2.7（約2.1倍）となる。
1.83G，βR：0.043，βU：0.15）。

82

別紙2

別紙2-5

既往バックチェックの中では，７号炉，６号炉，５号炉を対象として，二次元解設置変更許可申請書 添付書類六の「基礎地盤の安定性評価」の中では，二⑤析においては期待していない平面奥行き方向のすべり面の抵抗を検討して次元解析において期待していない平面奥行き方向のすべり面の抵抗を検討いる。奥行き方向の側面抵抗を考慮した結果，すべり安全率の最小値は2.9 （地震の審査を反している。奥行き方向の側面抵抗を考慮した結果，すべり安全率の最小値は映した最新の評となる。
2.7であり，基準地震動Ssを用いた決定論的評価における基礎地盤の安定性
基礎地盤に対して，基準地震動を用いた決定論的耐震評価を行う場合，3程価値に更新）には十分な裕度がある。
度の裕度がある。

83

別紙2

別紙2-30本事故シーケンスに関連するフラジリティについては，現実的評価/最適評
価は実施していないことから記載を省略する。

-⑤（記載の適正化）

84

別紙2

別紙2-30本事故シーケンスに関連するフラジリティについては，現実的評価/最適評
価は実施していない。

-⑤（記載の適正化）30/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

85

章番号

別紙3

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1表 米国・欧州での重大事故対策に関する設備例の比較(2/3)

表1 米国・欧州での重大事故対策に関する設備例の比較(2/3)

変更理由⑤(GTG運用の変更に伴い記載を見
直し。)

別紙3-4

第1-1表 事故シーケンスの分析(ミニマルカットセットの抽出)結果(1/7(続き)) 第1-1 表 事故シーケンスの分析(最小カットセットの抽出)結果(1/7(続き))※1
※1

86

別紙4

別紙4-7

⑤
(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

31/94

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No.

章番号

ページ番号

変更後
第1-1表 事故シーケンスの分析(ミニマルカットセットの抽出)結果(2/7)

87

別紙4

変更前
※1

別紙4

第1-1 表 事故シーケンスの分析(最小カットセットの抽出)結果(2/7)

変更理由
※1

⑤
(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

別紙4-8

第1-1表 事故シーケンスの分析(ミニマルカットセットの抽出)結果(4/7)※1

88③評価進捗による変更・修正

別紙4-14

第1-1表 事故シーケンスの分析(最小カットセットの抽出)結果(4/7)※1⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

32/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
第1-1表 事故シーケンスの分析(ミニマルカットセットの抽出)結果(6/7)③評価進捗による変更・修正

変更前※1

第1-1表 事故シーケンスの分析(最小カットセットの抽出)結果(6/7)

変更理由
※1

89

別紙4

別紙4-20⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

90

別紙4

別紙4-27⑤
これはTQUXのカットセットとしても抽出(TQUXの炉心損傷頻度の約31%)され これはTQUXのカットセットとしても抽出(TQUXのCDFの約11%)されており、有 (根拠資料の再確ており，有効な対策が見当たらない場合として整理している。
効な対策が見当たらない場合として整理している。
認の結果，記載を見直し。)

別紙8-1③ 発生した圧力波が通過した後の高温高圧領域(元々は粗混合領域)の膨⑤
張により運動エネルギーが発生し，それにより水塊がミサイルとなって炉内 ③ 発生した圧力波が通過した後の高温高圧領域(元々は粗混合領域)の膨(文章の見直しを
構造物を破壊し，原子炉圧力容器上蓋に衝突することで上蓋を固定するボ 張により運動エネルギが発生し、上部ヘッドを破壊する。この結果、上部ヘッ
行い，記載を適正
ルトを破壊し，上蓋が原子炉格納容器に衝突して原子炉格納容器の破損に ドはミサイルとなって格納容器に衝突する。
化)
至る。

91

92

別紙8

別紙8

別紙8-5

－

溶融ステンレス鋼の実験ケースでは、水プールのサブクール度が高い場合
でも水蒸気爆発の発生は確認されていない。

⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

33/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

93

章番号

別紙8

ページ番号

変更後

別紙8-5

[1] 社団法人日本原子力学会「シビアアクシデント熱流動現象評価」平成12年3月[2] 財団法人原子力安全研究協会「シビアアクシデント対策評価のための格
納容器イベントツリーに関する検討」平成13年7月[3] I.Huhtiniemi et al., "Results of Recent KROTOS FCI Tests: Alumina vs.
Corium Metls", JAERI-Conf 97-011, 1997.
[4] H.S. Park et al., "Vapor Explosions in a One-Dimensional Large Scale
Geometry With Simulant Melts", NUREG/CR-6623, 1999.
[5] D.F.Fletcher, "A Review of the Available Information on the Triggering
Stage of a Steam Explosion", Nuclear Safety, Vol.35, No.1, 1994.
[6] N.Yamano et al., "Large-scale Steam Explosion Experiments",
Proceedings of the Seminar on the Vapor Explosions In Nulear Power
Safety, Kanzanji 1995.
[7] N.Yamano et al., "Consideration of molten core coolability incontainment from a viewpoint of severe accident management",
Proceedings of NUTHOS-5, April 1997, Beijing, China.
表2.1 FARO試験の試験条件及びFCI発生の有無

94

別紙8

別紙8-10③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

[1] 社団法人日本原子力学会「シビアアクシデント熱流動現象評価」平成12⑤
年3月(参考文献の記載[2] 財団法人原子力安全研究協会「シビアアクシデント対策評価のための格の見直し。)
納容器イベントツリーに関する検討」平成13年7月

表2.1 FARO試験の試験条件及びFCI発生の有無⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

34/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前
[3,5- 7]

表2.4 ALPHA試験の試験条件及びFCI発生の有無

95

96

別紙8

別紙9

③評価進捗による変更・修正

変更理由

表2.4 ALPHA試験の試験条件及びFCI発生の有無

別紙8-16⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

別紙9-6⑤(別紙の構成を踏
なお、各除外ルールによって除外された人的過誤の例は平成26年7月22日 まえて当該記載
原子力規制委員会審査会合資料3-2 添付資料3.1.1.g-2 表1に示す通り。
を削除。同評価は補足説明資料
1.1.1.f-3の通り。)

－

35/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
1. レベル1PRA 1.1 内部事象PRA 1.1.1 出力運転時PRA【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

1.1.1.b

ページ番号

変更後

1.1.1-11○事象分類C，D1，D2，E
これらの事象分類はMSIV等が閉鎖する事象であり，原子炉とタービン側
が互いに隔離される事象である。事象初期には給復水系が利用できるが，水源である主復水器のホットウェルが隔離されるため，給復水系の運転継続に支障が生ずる。
これらの4事象分類を合わせて一つの起因事象グループ「隔離事象」とする。
○格納容器バイパス事象の発生頻度
格納容器バイパス事象として同定されたISLOCAについては，PCVを貫通し高圧設計部と低圧設計部のインターフェイスとなる配管のうち，弁の故障により低圧設計部が加圧され，ISLOCAになり得る配管を同定し，フォールト
ツリーを用いたシステム信頼性解析によりISLOCAの発生頻度を算出した。

2

1.1.1.b1.1.1-15

3

1.1.1.g

1.1.1-30

4

1.1.1.g

1.1.1-30

5

1.1.1.h1.1.1-33

6

1.1.1.h1.1.1-34

7

1.1.1.h1.1.1-36

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由○事象分類C、D、E
これらの事象分類はMSIVなどが閉鎖する事象であり、原子炉とタービン側⑤
が互いに隔離される事象である。事象初期には給復水系が利用できるが、(図表との整合を水源である主復水器のホットウェルが隔離されるため、給復水系の運転継とり，記載を適正
続に支障が生ずる。
化)
これらの3事象分類を合わせて一つの起因事象グループ「隔離事象」とする。

○格納容器バイパス事象(ISLOCA)の発生頻度⑤
格納容器を貫通し高圧設計部と低圧設計部のインターフェイスとなる配管(記載対象を明確のうち、弁の故障により低圧設計部が加圧され、ISLOCAになり得る配管を化し，記載を明確同定し、フォールトツリーを用いたシステム信頼性解析によりISLOCAの発生化)
頻度を算出した。
⑤
a. 事象発生前の人的過誤
a. 事象発生前の人的過誤(文章の見直しを
事象発生前の人的過誤としては，試験・保守時の作業終了後，対象の系 事象発生前の人的過誤としては、試験・保守時の作業終了後、対象の系統行い，記載を適
統及び機器を正しい状態に復帰させる際の復旧エラーを考慮した。
あるいは機器を正しい状態に復帰させる際の復旧エラーを考慮した。
正化)
b. 事象発生後の人的過誤
b. 事象発生後の人的過誤⑤
事象発生後の人的過誤としては，自動起動に対する手動バックアップ失敗， 事象発生後の人的過誤としては、自動起動に対する手動バックアップ失(文章の見直しを
事故シナリオ上必要な手動起動の失敗，手順書及びスキルベースの機能回 敗、事故シナリオ上必要な手動起動の失敗、手順書またはスキルベースの 行い，記載を適
復操作失敗を考慮した。
機能回復操作失敗を考慮した。
正化)⑤
通常停止は起因事象発生頻度が相対的に大きいことから，炉心損傷頻度 通常停止は高い起因事象発生頻度の影響で炉心損傷頻度が大きくなる傾(文章の見直しをが大きくなる傾向にあるものの，仮に起因事象発生頻度を1とする条件付確 向にあるものの、仮に起因事象発生頻度1とする条件付確率で見れば、炉行い，記載を適率で見れば，炉心損傷に至る確率は低い起因事象である。
心損傷に至る確率は低い事象である。
正化)
a. Fussell-Vesely(FV)重要度
a. Fussell-Vesely(FV)重要度⑤
FV重要度の1及び7位はRHRに関する基事象であり，8～10位は常用系(復 FV重要度の1, 2及び8位は残留熱除去系に関する基事象であり、9, 10位(根拠資料の再確水器)による除熱に関する基事象である。全炉心損傷頻度の約99.9%を占め は常用系(復水器)による除熱に関する基事象である、全炉心損傷頻度の約認の結果，記載
る事故シーケンスグループがTWであることから，除熱機能に影響する基事 99.9%を占める事故シーケンスグループが崩壊熱除去機能喪失(TW)であるこを見直し。)
象が高いFV重要度を示した。
とから、除熱機能に影響する基事象が高いFV重要度を示した。
(3)感度解析⑤(3)感度解析
感度解析として，ベイズ統計手法を用い，パラメータ柏崎刈羽原子力発電(文章の見直しを感度解析として、ベイズ統計手法を用い、パラメータの傾向に柏崎刈羽原所6号及び7号炉の運転経験を反映した評価並びに設計基準事故対処設備行い，記載を適
子力発電所6/7号機の運転経験を反映した。
のみに期待した場合の評価を実施した。
正化)

36/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(添付資料に示していた感度解析
結果を，本文の構成を踏まえて
本文に追加。)⑤(例示した対象を明確化)

8

1.1.1.h1.1.1-37

評価結果を第1.1.1.h-8図に示す。
全炉心損傷頻度は，DBA設備の機能のみに期待した場合5.4×10-4 /炉年となり，DBA設備以外のプラント運転開始時より備えている手段・設備の一部も期待した場合の8.7×10-6 /炉年から増加した。本感度解析では，常用系による除熱や設計当初から期待していた運転員による手動操作に期待しておらず，全体的に炉心損傷頻度は増加する結果となった。
事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度では，TQUXが大きく増加している。これは，プラント停止操作の一環である給水系による原子炉への注水や運転員による原子炉減圧操作に期待していないためである。

9－1.1.1-52

第1.1.1.e-1表 各系統間の従属性(7号炉の例)

第3.1.1.e-1表 各系統間の従属性

第1.1.1.g-1表 同定した人的過誤及び過誤確率の評価結果(例示)第3.1.1.g-1表 同定した人的過誤及び過誤確率の評価結果(例示)10－1.1.1-56⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

37/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

11

章番号

－

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.1.1.h-1表 全炉心損傷頻度に占める割合の大きな事故シーケンス

第3.1.1.h-1表 全炉心損傷頻度に占める割合の大きな事故シーケンス

変更理由⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

1.1.1-57

第1.1.1.h-4表 事故シーケンスの分析(ミニマルカットセットの抽出)結果(1/7) 第3.1.1.h-4表 事故シーケンスの分析(最小カットセットの抽出)結果(1/7)※1
※1

12

－

1.1.1-60⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

38/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

13

14

章番号

－

－

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.1.1.h-5表 基事象別のFV重要度の評価結果(上位10位)

第3.1.1.h-5表 基事象別のFussell-Vesely(FV)重要度の評価結果(上位10
位)

変更理由

1.1.1-65⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

1.1.1-96⑤(根拠資料の再確認の結果，記載(縦軸と横軸の表記)を見直し。)

第1.1.1.h-3図 全炉心損傷頻度に対する重要度解析結果

第3.1.1.h-3図 全炉心損傷頻度に対する重要度解析結果

39/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

15

章番号

－

ページ番号

変更後

1.1.1-101③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(添付資料に示していた感度解析
結果を，本文の構成を踏まえて
本文に追加。)

第1.1.1.h-8図 設計基準事故対処設備のみに期待した場合の感度解析結
果

40/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
1. レベル1PRA 1.1 内部事象PRA 1.1.2 停止時PRA【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

1.1.2.b

ページ番号

20

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

CRD 1本当たりの起因事象発生頻度はとなり，定期検査時 CRD 1本当たりの起因事象発生頻度はとなり，定期検査時⑤
における標準的なCRD点検本数は3本であるから，作業全体の起因事象発 における標準的なCRD点検本数は3本であるから，作業全体の起因事象発 （最新のデータ
生頻度は，1本当たりの起因事象発生頻度に3本を掛け合わせ
生頻度は，1本当たりの起因事象発生頻度に3本を掛け合わせ（H27.6.30の審査（／POS）となる。
（／POS）となる。
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更されていた）
RIP 1本当たりの起因事象発生頻度はとなり，定期検査時 RIP 1本当たりの起因事象発生頻度はとなり，定期検査時における標準的なRIP点検本数は2本であるから，作業全体の起因事象発 における標準的なRIP点検本数は2本であるから，作業全体の起因事象発
生頻度は，（／POS）となる。
生頻度は，（／POS）となる。

2

1.1.2.b20

3

1.1.2.b21

4

1.1.2.h37-38⑤（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更されていた）
CUWブロー時の基本的な操作における冷却材流出の起因事象発生頻度は CUWブロー時の基本的な操作における冷却材流出の起因事象発生頻度は⑤／回）となる。
／回）となる。
（最新のデータ
起因事象として選定されるCUWブローは燃料交換後の原子炉水の排水の1 起因事象として選定されるCUWブローは燃料交換後の原子炉水の排水の1 （H27.6.30の審査回のみであるため，作業全体の発生頻度は，（／POS）となる。
回のみであるため，作業全体の発生頻度は，（／POS）となる。
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更されていた）(1) 燃料損傷頻度とその分析(1) 炉心損傷頻度とその分析
事故シーケンスの定量化の結果，全燃料損傷頻度は1.1×10-8 [/定期検事故シーケンスの定量化の結果，全炉心損傷頻度は1.0×10-8 [/定検]と⑤査]となった。
なった。
（最新のデータ
POSによる分類別の燃料損傷頻度は，第1.1.2.h-1表，第1.1.2.h-1図に示す POSによる分類別の炉心損傷頻度は，表3.1.2.h-1，図3.1.2.h-1に示すとお（H27.6.30の審査
とおり，POS C1（約99%）が支配的であった。
り，POS C1（約99%）が支配的であった。
会合でご説明し起因事象及び事故シーケンスグループ別の燃料損傷頻度，一日当たりの燃 起因事象及び事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度，一日当たりの炉た内容及び評価
料損傷頻度の変化は第1.1.2.h-1表, 第1.1.2.h-2表，第1.1.2.h-2図，第心損傷頻度の変化は表3.1.2.h-1, 表3.1.2.h-2，図3.1.2.h-2，図3.1.2.h-3，図値）から誤って古1.1.2.h-3図，第1.1.2.h-4図に示すとおりである。支配的な起因事象は補機冷 3.1.2.h-4に示すとおりである。支配的な起因事象は補機冷却系喪失（約いデータに変更さ却系喪失（約97%）となり，事故シーケンスグループでは崩壊熱除去機能喪 97%）となり，事故シーケンスグループでは崩壊熱除去機能喪失（約99%）がれていた）
失（約98%）が支配的となった。
支配的となった。

41/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

5

1.1.2.e

33

CRD点検（交換），LPRM点検（交換）及びRIP点検時における冷却材流出のCRD点検（交換），LPRM点検（交換）及び再循環ポンプ点検時における冷却認知失敗確率は極めて小さいと判断されるため，分岐確率としては
材流出の認知失敗確率は極めて小さいと判断されるため，分岐確率としてを適用する。適用における考え方の詳細については添付資料
はを適用する。
3.1.2.e-1にて示す。

6

1.1.2.g37“1.1.2.e ④ システム信頼性評価を実施せずに設定した非信頼度とその根拠”で示したとおり，点検時における冷却材流出の認知失敗確率は)を適用する。

7

1.1.2.h41

8

1.1.2.h41“3.1.2.e. ④ システム信頼性評価を実施せずに設定した非信頼度とその根拠”で示したとおり，点検時における冷却材流出の認知失敗確率はを適用する。

変更理由⑤（記載の適正化）⑤（記載の適正化）

全燃料損傷頻度は1.3×10-5(/定期検査)と上昇した。POS毎に見ると，保有 全炉心損傷頻度は1.2×10-5(/定検)と上昇した。POS毎に見ると，保有水量⑤
水量の多いPOS B1～B4までの期間の燃料損傷頻度（1.2×10-5(/定期検 の多いPOS B1～B4までの期間の炉心損傷頻度（1.1×10-5(/定検)）は従来 （最新のデータ
査)）は従来の評価結果（1.6×10-11(/定期検査)）と比べて大きく上昇し，全 の評価結果（1.3×10-11(/定検)）と比べて大きく上昇し，全炉心損傷頻度の （H27.6.30の審査
燃料損傷頻度の約90％と支配的になった。POS B1～B4の期間において， 約90％と支配的になった。POS B1～B4の期間において，感度解析時にFP 会合でご説明し
感度解析時にFPを用いた注水に期待しないことや，従来の評価で余裕時間 を用いた注水に期待しないことや，従来の評価で余裕時間が長いために考 た内容及び評価が長いために考慮していた復旧に期待しないことによる影響が見られた。
慮していた復旧に期待しないことによる影響が見られた。
値）から誤って古いデータに変更されていた）
また，事故シーケンスグループの評価結果では全交流動力電源喪失（63%） また，事故シーケンスグループの評価結果では崩壊熱除去機能喪失（73%）⑤
が，起因事象別では外部電源喪失（64%）が支配的となり，こちらもD/G復旧 が，起因事象別では外部電源喪失（65%）が支配的となり，こちらもD/G復旧 （最新のデータや給水設備の復旧に期待しないことによる影響だと考えられる。
や給水設備の復旧に期待しないことによる影響だと考えられる。
（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

42/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

9

-

45

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（記載の適正化）43/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

10

11

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

47

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

47

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

44/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

12

-

52

⑤
（記載の適正化）52⑤（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

13

-

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

45/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

15

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

53

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

54

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

46/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

16

17

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

55

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

55

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

47/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

18

19

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

55

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

55

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

48/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

20

21

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

56

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

56

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

49/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

22

23

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

70

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

71

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

50/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

24

章番号

-

ページ番号

72

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

51/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

25

章番号

-

ページ番号

73

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

52/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

26

27

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

74

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

74

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

53/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

28

29

章番号

-

-

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

74

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

75

⑤
（最新のデータ（H27.6.30の審査
会合でご説明した内容及び評価値）から誤って古いデータに変更さ
れていた）

54/94

主要修正箇所一覧表
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
1.2 外部事象PRA 1.2.1 地震PRA【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

1.2.1.d (3)ページ番号

1.2.1-62

変更後

-

-

1.2.1-65

変更理由

第3.2.1.a-1表 地震PRA実施のために収集した情報源（1/2）⑤（不要な情報源を削除した）

1.2.1-64

第1.2.1.a-1表 地震PRA実施のために収集した情報源（2/2）

3

変更前

また，第1.2.1.d-11図からは，375gal～1675galの加速度区間で炉心損傷頻 また，第3.2.1.d-11図からは，375gal～1625galの加速度区間で炉心損傷頻度が低減していることが分かる。これは375gal以下の加速度区間ではランダ 度が低減していることが分かる。これは375gal以下の加速度区間ではランダ⑤
ム要因故障が支配的であるため，地震要因損傷の影響が小さいこと，
ム要因故障が支配的であるため，地震要因損傷の影響が小さいこと，（第1.2.1.d-11図と1675gal以上の加速度区間では「建屋・構築物の損傷（R/B）」シーケンスが 1625gal以上の加速度区間では「建屋・構築物の損傷（R/B）」シーケンスが整合を取った。）
支配的であるため，地震要因損傷の相関の影響が小さいことによる。
支配的であるため，地震要因損傷の相関の影響が小さいことによる。
第1.2.1.a-1表 地震PRA実施のために収集した情報源（1/2）

2③評価進捗による変更・修正

第3.2.1.a-1表 地震PRA実施のために収集した情報源（2/2）⑤（不要な情報源を削除した。）

55/94

主要修正箇所一覧表【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

4

章番号

-

ページ番号

変更後

変更前

第1.2.1.b-1表 震源モデルの諸元（活断層による地震，調査結果に基づく）

第3.2.1.b-1表 震源モデルの諸元（活断層による地震，調査結果に基づく）-

1.2.1-104

変更理由⑤（第1.2.1.b-1図と整合を取った。）

1.2.1-79

第1.2.1.c-2-3表 主要地盤物性値

5③評価進捗による変更・修正

第3.2.1.c-2-3表 主要地盤物性値⑤（記載の適正化）

56/94

主要修正箇所一覧表【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

章番号

-

ページ番号

1.2.1-126③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.2.1.d-7(2)表 6号炉 炉心損傷シーケンスに対する分析結果（3/3）

第3.2.1.d-7(2) 表 6号機 炉心損傷シーケンスに対する分析結果(3/3)

変更理由⑤（エビデンスからの転記誤りを修
正）57/94

主要修正箇所一覧表【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

7

-

1.2.1-139

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
（第1.2.1.b-1表と整合を取った）第1.2.1.b-1図 敷地周辺の主な活断層（地質調査結果に基づく）

第3.2.1.b-1図 敷地周辺の主な活断層（地質調査結果に基づく）

58/94

主要修正箇所一覧表【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

8

-

1.2.1-140

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
（第1.2.1.b-2表と整合を取った）第1.2.1.b-2図 敷地周辺の主な活断層（地震調査研究推進本部（2012）に基 第3.2.1.b-2図 敷地周辺の主な活断層（地震調査研究推進本部（2012）に基
づく）
づく）

59/94

主要修正箇所一覧表【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

9

10

11

章番号

-

-

-

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前⑤（図（凡例）が不鮮明だったことか
ら図を差し替えた。）

1.2.1-170

1.2.1-171

変更理由

第1.2.1.c-2-1図 6号及び7号炉付近の地盤分類図

第3.2.1.c-2-1図 ６・７号炉付近の地盤分類図

第1.2.1.c-2-2図 F2断層沿いのすべり

第3.2.1.c-2-2図 すべり安全率1.6(６・７号炉原子炉建屋基礎地盤，Ss-3)⑤（図タイトルの記
載の適正化）⑤（他のイベントツ
リーへの接続を明確にした。）

1.2.1-177

第1.2.1.d-1図 階層イベントツリー

第3.2.1.d-1図 地震PRA階層イベントツリー

60/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
1.2 外部事象PRA 1.2.2 津波PRA【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

1.2.2.b1.2.2-7

敷地周辺海域の活断層の波源位置を第1.2.2.b-1図に，断層連動に関するロ
ジックツリーの例を第1.2.2.b-2図に示す。日本海東縁部の地震の波源位置評価の概要を添付資料3.2.2.b-1に示す。
を第1.2.2.b-3図に，E3及びE1領域の同時破壊の考え方及び地震規模に関するロジックツリーの例を第1.2.2.b-4図に示す。

⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

1.2.2-7

津波PRAで使用した取水口前面におけるハザード曲線を第1.2.2.b-5図に示 取水口前面，大湊側遡上域，基準津波の策定位置において算出した津波す。
ハザード曲線の評価結果を添付資料3.2.2.b-1に示す。

⑤（不要なハザード
曲線を削除した。）

1.2.2-19

a. 事故シナリオの同定
津波による影響モードの検討で除外している引き波の影響について感度解
津波による影響モードの検討で除外している引き波の影響について感度解 析を実施した。その結果，引き波のCDFへの寄与は，押し波の約16%程度と析を実施した。引き波に伴う取水口の水位低下により，原子炉補機冷却海 なる。評価の詳細を添付資料3.2.2.d-1に記載する。
水系が水源を確保できず，機能喪失する場合には，最終ヒートシンク喪失が発生する。引き波の水位に応じた事故シナリオの分析及び誘発される起因事象を第1.2.2.d-4表に整理した。
b. イベントツリーの作成
引き波による事故シーケンスのイベントツリーを第1.2.2.d-7図，第1.2.2.d-8図に示す。起因事象である最終ヒートシンク喪失の発生直後は，RCIC原子炉
隔離時冷却系が唯一の炉心冷却手段となる。したがって。炉心冷却手段としては，原子炉隔離時冷却系RCICにのみ期待することとした。原子炉格納容器除熱手段としては，循環水系ポンプ及び原子炉補機冷却海水系ポンプの停止操作に成功したケースにおいて，潮位が安定した後，原子炉補機冷却海水系ポンプの復旧操作に成功すれば，残留熱除去系による原子炉格
納容器除熱に期待できることから，これに期待することとした。
c. 評価結果-5
評価の結果，引き波による事故シーケンスの全CDFは3.4×10 （/炉年）となり，押し波の全CDFの約16%であった。引き波では，押し波と異なり，起因事
象発生後も緩和策に期待できることから，押し波に比べCDFは小さい値となった。

⑤（添付資料の内容を本文側に補
足した。）

2

3

1.2.2.b1.2.2.d

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

61/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

4

章番号

-

ページ番号

1.2.2-23③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.2.2.a-2表 機器リスト(7号炉抜粋)（1/2）

第3.2.2.a-2表 機器リスト(７号炉抜粋)(1/2)

変更理由⑤（記載の適正化）62/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

章番号

-

ページ番号

1.2.2-24③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.2.2.a-2表 機器リスト(7号炉抜粋)（2/2）

第3.2.2.a-2表 機器リスト(７号炉抜粋)(2/2)

変更理由⑤（記載の適正化）63/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

6

章番号

-

ページ番号

変更後

変更前

第1.2.2.a-4表 重要事故シーケンス評価用の津波シナリオ区分（6号炉）

第3.2.2.a-4表 重要事故シーケンス評価用の津波シナリオ区分（6号炉）-

1.2.2-27

変更理由⑤（記載の適正化）

1.2.2-26

第1.2.2.d-1(b)表 津波シナリオ区分ごとの津波発生頻度及び
炉心損傷頻度(6号炉)

7③評価進捗による変更・修正

第3.2.2.d-1(b)表 津波シナリオ区分毎の津波発生頻度及び炉心損傷頻度(6号炉)⑤（桁処理方法の変更）

64/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1.2.2.d-2(b)表 起因事象別のCDF評価結果（6号炉）

第3.2.2.d-2(b)表 起因事象別のCDF評価結果(6号炉)

変更理由

8

-

1.2.2-28⑤（桁処理方法の変更）

9-1.2.2-36⑤（記載の適正化）

第1.2.2.a-2図 津波PRAプラントウォークダウン結果（溢水伝播経路の同定）（3/5）

第3.2.2.a-2図 津波PRAプラントウォークダウン結果(溢水伝播経路の同定)(3/5)65/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

10

-

1.2.2-41

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

第1.2.2.b-1図 敷地周辺海域の活断層の波源位置

11-1.2.2-41

第1.2.2.b-2図 断層連動に関するロジックツリー（6断層連動モデル）

66/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

12

-

1.2.2-42

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（当該図なし）⑤（記載の拡充）（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

第1.2.2.b-3図 日本海東縁部の地震の波源位置

13-1.2.2-42

第1.2.2.b-4図 同時破壊の考え方及び地震規模に関するロジックツリー（日本海東縁部：E3及びE1領域）

67/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

章番号

-

ページ番号

変更後

1.2.2-43③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

第1.2.2.b-5図 津波高さと年超過確率の関係（フラクタイルハザード曲線，1号炉取水口前面）15-⑤（桁処理方法の変更）

1.2.2-50

第1.2.2.d-4(b)図 起因事象別の炉心損傷頻度寄与割合(6号炉)

第3.2.2.d-4(b)図 起因事象別の炉心損傷頻度寄与割合(6号炉)68/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

16

-

1.2.2-54

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

第1.2.2.d-7図 津波水位T.M.S.L. -2.7m～T.M.S.L. -4.1mのイベントツリー（7号炉）

69/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

17

章番号

-

ページ番号

変更後

1.2.2-54③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

（当該図なし）⑤（添付資料の内容を本文側に補足した。）

第1.2.2.d-8図 津波水位T.M.S.L. -4.1m以下のイベントツリー（7号炉）

70/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
2. レベル1.5PRA 2.1 内部事象PRA 2.1.1 出力運転時PRA【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

2.1.1.b2.1.1-2(1) PDSの考え方，定義(1) PDSの考え方、定義⑤
PDSを定義するに当たり，熱水力挙動の類似性及び事故後の緩和設備及 PDSの分類は、炉心損傷に至る事故シーケンスグループを、熱水力挙動 (図表との整合をび緩和操作の類似性から，以下の4項目に着目して，炉心損傷に至る事故 の類似性及び事故後の緩和設備・緩和操作の類似性から、以下の4項目に とり，記載を適正
シーケンスグループを分類する。
着目して実施する。
化)

2.1.1-5① 格納容器イベントツリー構築の考え方及びプロセス
シビアアクシデントでは，事故進展の各フェーズにおいて原子炉格納容器の健全性を脅かす物理化学現象が異なるため，事故進展のフェーズごとに，重要な物理化学現象，緩和設備の作動状況及び運転員操作の因果関係を分析して，これらの組合せから事故の進展を樹形図で分類する格納容器イベントツリーを構築する。

2.1.1-5

a. 重要な物理化学現象及び緩和設備の作動状態
格納容器イベントツリーの構築に際し，炉心損傷から格納容器破損に至る a. 重要な物理化学現象、対処設備の作動・不作動までの事故進展フェーズで発生する重要な物理化学現象について，各PDS 格納容器イベントツリーの構築に際し、炉心損傷から格納容器破損に至る⑤を考慮して抽出し，その発生条件及び発生後の事象進展を整理した。整理 までの事故進展の各フェーズで発生する重要な物理化学現象について、各(文章の見直しをした結果を第2.1.1.d-1表に示す。
PDSを考慮して抽出し、その発生条件及び発生後の事象進展を検討した。
行い，記載を適整理結果に基づき，PDSごとに事故進展フェーズを考慮して緩和設備の作 第4.1.1.d-1表に示す検討結果に基づき、PDSごとに事故進展フェーズを考慮
正化)
動状態及び物理化学現象の発生状況を分析し，格納容器イベントツリーの して緩和設備の作動状態及び物理化学現象の発生状況を分析し、格納容
ヘディングを選定及び定義した。選定した格納容器イベントツリーのヘディン 器イベントツリーのヘディングとその定義を第4.1.1.d-2表のとおり選定した。
グを第2.1.1.d-2表に示す。

2.1.1-6

c. ヘディング間の従属性
c. ヘディング間の従属性⑤
第4.1.1.d-2表で定義したヘディングの状態が発生する確率は、他の複数の第2.1.1.d-2表で定義したヘディングの状態が発生する確率は，他の複数の(文章の見直しを
ヘディングの状態に従属して決定される場合があるため、ヘディングの順序
ヘディング間の従属性を考慮する必要があるため，ヘディング間の従属性を行い，記載を適及び分岐確率の設定に際してヘディング間の従属性を整理した結果を第整理した。整理した結果を第2.1.1.d-3表に示す。
正化)
4.1.1.d-3表に示す。

2.1.1-6(2) 格納容器イベントツリー
選定したヘディングについて，ヘディング間の従属性及び順序を考慮し，(2) 格納容器イベントツリー
格納容器イベントツリーを作成した。ただし，TC，TW及びISLOCAは，炉心損選定したヘディングについてヘディング間の従属性を考慮して順序付けし傷の前に原子炉格納容器が先行破損しているPDSであり，レベル1.5PRAにて、格納容器イベントツリーを作成した。作成した格納容器イベントツリーをおける緩和手段が存在しないことから，格納容器イベントツリー作成の対象
添付資料4.1.1.d-1に示す。
から除外した。
作成した格納容器イベントツリーを第2.1.1.d-1図に示す。

2

3

4

5

2.1.1.d2.1.1.d2.1.1.d2.1.1.d

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

① 格納容器イベントツリー構築の考え方及びプロセス
一般的なシビアアクシデントでは、事故進展の各フェーズにおいて格納容⑤
器の健全性を脅かす物理化学現象が異なるため、事故進展フェーズ毎に、 (不要な語句を削重要な物理化学現象、緩和設備の作動状況及び運転員操作の因果関係を 除し，記載を適正分析して、これらの組合せから事故の進展を樹形図で分類する格納容器イ
化)
ベントツリーを構築する。

⑤(格納容器先行破
損シーケンスの扱いを明確化)71/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

6

2.1.1.e

2.1.1-7

7

2.1.1.e

2.1.1-7

8

2.1.1.e

2.1.1-7

9

2.1.1.e

2.1.1-810

2.1.1.e

2.1.1-811

2.1.1.e

2.1.1-812

2.1.1.e

2.1.1-913

2.1.1.f

2.1.1-10

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

① 解析対象とした事故シーケンスと対象事故シーケンスの説明① 解析対象とした事故シーケンスと対象事故シーケンスの説明
格納容器イベントツリーのヘディングの分岐確率の計算に必要なデータをプラントの熱水力的挙動及び炉心損傷、原子炉圧力容器破損などの事象⑤
得る事を目的として，各PDSを代表する事故シーケンスについて事故進展解の発生時期、事象の緩和手段に係る運転員操作の余裕時間、シビアアクシ (記載順序の見直析を実施する。事故進展解析では，プラントの熱水力的挙動，炉心損傷及びデント現象による格納容器負荷を解析すると共に、格納容器イベントツリー しを行い，記載を
原子炉圧力容器破損などの事象の発生時期，事象の緩和手段に係る運転のヘディングの分岐確率の計算に必要なデータを得る事を目的として、各適正化)
員操作の余裕時間並びにシビアアクシデントによる格納容器負荷を解析す
PDSを代表する事故進展解析を実施する。
る。
⑤(図表との整合をとり，記載を適正化)
TQUX，TBU及びTBDは，いずれも原子炉への注水及び原子炉減圧ができ⑤
TQUX、TBU及びTBDは、いずれも高圧注水及び減圧ができないまま炉心
ず，原子炉圧力容器の圧力が高い状態で炉心損傷に至るPDSであり，事故(図表との整合を損傷に至るシーケンスであり、事故進展解析上の相違は見られないと考え
進展解析上の相違は見られないと考えられることから，解析については
とり，記載を適正られることから、解析についてはTQUXで代表することとした。
TQUXで代表した。
化)
TQUV及びTBPは，いずれも原子炉は減圧されるものの，原子炉への注水 TQUV及びTBPは、いずれも原子炉は減圧されるものの、高圧及び低圧注⑤
ができず，原子炉圧力容器の圧力が低い状態で炉心損傷に至るPDSであ 水ができないまま炉心損傷に至るシーケンスであり、事故進展解析上の相 (図表との整合をり，事故進展解析上の相違は見られないと考えられることから，解析につい 違は見られないと考えられることから、解析についてはTQUVで代表すること とり，記載を適正てはTQUVで代表した。
とした。
化)TQUVとLOCAはそれぞれ解析対象とした。これは、炉心損傷後の電源復AE，S1E及びS2EはLOCAとして1つのPDSと分類した。これは，事故進展
解析の結果(第2.1.1.e-4表参照)，AEとTQUVの原子炉圧力容器の破損まで 旧等を受けて原子炉注水に成功した場合を考えると、LOCAでは冷却水のあるため，冷却材の流出口の大きさは，炉心損 一部が流出する可能性があること等、影響緩和手段に対する両者の応答のの時間の差が⑤
傷後の事象の進展速度に大きな影響を及ぼすものではないと考えたためで 違いを考慮したためである。
(記載順序の見直ある。TQUV及びLOCAは，いずれも原子炉への注水ができず炉心損傷に至 また、AE、S1E、S2EはLOCAとして1つのプラント損傷状態とした。これは、しを行い，記載をるPDSであるが，炉心損傷後の電源復旧等を受けて原子炉への注水に成 事故進展解析の結果(第4.1.1.e-4表参照)、AEとTQUVのRPV破損までの時適正化)
功した場合を考えると，LOCAでは冷却水の一部が流出する可能性があるこ 間の差がであるため、冷却材の流出口の大きさは、炉心損傷後と等，影響緩和手段に対する両者の応答の違いがあることから，それぞれ の事象の進展速度に大きな影響を及ぼすものではないと考えたためであ
解析対象とした。
る。
⑤
長期TBは，RCICによる原子炉への注水が成功するものの，電源が枯渇(長期TBシーケン
し，原子炉圧力容器の圧力が高い状態で炉心損傷に至るPDSであり，炉心－スの扱いを明確
損傷時期が後期となることから，解析対象とした。
化)⑤
長期TBについては，外部電源喪失を起因事象とする事故シーケンスを選(長期TBシーケン－定する。
スの扱いを明確化)① 格納容器破損頻度の評価方法⑤① 格納容器破損頻度の評価方法
格納容器イベントツリーのヘディングに分岐確率を設定またはフォールトツ
(文章の見直しを
格納容器イベントツリーの分岐に分岐確率を設定、又はフォールトツリーをリーを用いて分岐確率を評価することにより，PDSごとに格納容器破損頻度行い，記載を適リンキングし、プラント損傷状態ごとに格納容器破損頻度を算出した。
を算出した。
正化)
事故進展の類似性の観点として，原子炉格納容器の破損時期，炉心損傷 事故進展の類似性の観点として、格納容器破損時期や炉心損傷時の原時の原子炉圧力容器圧力，炉心損傷時期及び電源の確保状況により，PDS 子炉圧力容器の圧力等によってプラント損傷状態を分類した結果を第を分類した結果を第2.1.1.e-1図に示す。
4.1.1.b-1図に示す。

72/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

15

章番号

2.1.1.f－

ページ番号

2.1.1-122.1.1-17

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

格納容器破損頻度に占める割合が大きい格納容器破損モードは「水蒸気 以下に示す通り、CFFに占める割合が大きい格納容器破損モードは補機冷(崩壊熱)による過圧破損」であり，FV重要度の高い補機冷却系又は残留熱 却系又は残留熱除去系の機能喪失に関連したものとなっていることが分か除去系の機能喪失に関連した格納容器破損モードとなっている。
る。
「水蒸気(崩壊熱)による過圧破損」はレベル1PRAの炉心損傷頻度の約・「水蒸気(崩壊熱)による過圧破損」はCFFの約99.9%が「崩壊熱除去機能喪
99.9%を占め，格納容器先行破損シーケンスである「崩壊熱除去機能喪失
失(TW)」のシーケンスである。これは、格納容器先行破損シーケンスである(TW)」がそのままレベル1.5PRAにおける格納容器破損頻度として評価され ため、PDS別CDFで約99.9%を占めるTWの寄与が大きくなっているためであているものである。この格納容器破損モードに対しては，代替原子炉補機冷 る。この格納容器破損モードに対しては、代替原子炉補機冷却系を用いた
却系を用いた残留熱除去系による除熱，格納容器圧力逃がし装置又は耐 残留熱除去系による除熱または格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベ
圧強化ベント系による除熱により，格納容器破損頻度を低減することができ ント系による除熱により、格納容器破損頻度を低減することができると考えると考える。
る。
第2.1.1.b-2表 PDSの分類結果
第4.1.1.b-2表 プラント損傷状態の分類結果

変更理由⑤(文章の見直しを行い，記載を適
正化)⑤(長期TBシーケンスにおける直流電源の扱いを明確化)

73/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

16

章番号

－

ページ番号

2.1.1-24③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2.1.1.d-3表 格納容器イベントツリーのヘディング間の従属性

第4.1.1.d-3表 ヘディング間の従属性

変更理由⑤(イベントツリーに合わせてDCHとFCIの順序を入替)

74/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

17

章番号

－

ページ番号

2.1.1-28③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2.1.1.f-1表 格納容器イベントツリーの分岐確率の設定（2/3）

第4.1.1.f-1表 格納容器イベントツリー分岐確率の設定(2/3)

変更理由⑤(イベントツリーに合わせてDCHとFCIの順序を入替)

75/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

18

章番号

－

ページ番号

2.1.1-33③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第2.1.1.g-1表 格納容器破損モード別の格納容器破損頻度の不確実さ解析

第4.1.1.g-1表 格納容器破損モード別格納容器破損頻度不確実さ解析

変更理由⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

76/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

19

章番号

－

ページ番号

変更後

2.1.1-39③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(添付資料に示していたイベントツ
リーを，本文の構成を踏まえて本文に追加。)

第2.1.1.d-1図 格納容器イベントツリー（1/2）

77/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

20

章番号

－

ページ番号

変更後

2.1.1-40③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

⑤
(添付資料に示していたイベントツ
リーを，本文の構成を踏まえて本文に追加。)

第2.1.1.d-1図 格納容器イベントツリー（2/2）

78/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

確率論的リスク評価（PRA）について
補足説明資料※※ 先行プラントの構成を参照し，資料の名称を添付資料から補足説明資料に見直し。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

変更後

章番号

ページ番号

補足説明
資料
1.1.1.b-6

外部電源喪失の発生頻度の算出の考え方にBWRとPWRでの違いはなく，
外部電源喪失の発生頻度の算出の考え方にBWRとPWRでの違いは無く、その値についてもほぼ同等である。仮にBWRとPWRの運転実績を合計してその値についてもほぼ同等である。仮にBWRとPWRの運転実績を合計して外部電源喪失の発生頻度を算出すると，外部電源喪失の発生頻度を算出すると、
6 / 1327.1 = 4.5×10-3 (/炉年)
6 / 1327.1 = 4.5×10-3 (/炉年)③となる。6号及び7号炉のPRAにおける，外部電源喪失を起因とした場合の炉となる。KK6/7号機のPRAにおける、外部電源喪失を起因とした場合の炉心-8(ピアレビュー結心損傷頻度は2.3×10 /炉年であるため，BWRとPWRの運転実績を合計し-9
補足
損傷頻度(CDF)は9.0×10 /炉年であるため、BWRとPWRの運転実績を合 果を受けたPRA
1.1.1.b-6-2 た場合の炉心損傷頻度は，計した場合、CDFは、の見直し結果を2.3×10-8×(4.5×10-3 /4.2×10-3) = 2.5×10-8 (/炉年)反映。)
9.0×10-9×(4.5×10-3 /4.2×10-3) = 9.6×10-9 (/炉年)-9となり，炉心損傷頻度の増加分は2×10 /炉年となる。この増加分は，6号-10となり、CDFの増加分は6×10 /炉年となる。この増加分は、KK6/7号機の及び7号炉のPRAにおける外部電源喪失を起因とした場合の炉心損傷頻度
PRAにおける外部電源喪失を起因とした場合のCDFの1割弱であり、全炉心-6の1割弱であり，全炉心損傷頻度8.7×10 /炉年に比べても小さな値であ損傷頻度3.3×10-6 /炉年に比べても小さな値である。
る。
第1表 各系統の配管口径別の溶接線数と系統当たりのLOCA発生頻度

2③評価進捗による変更・修正

補足説明
資料
1.1.1.b-7

補足
1.1.1.b-7-1

変更前

変更理由

表1 各系統の配管口径別の溶接線数と系統当りのLOCA発生頻度③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

79/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

3

章番号

補足説明
資料
1.1.1.b-7

ページ番号

変更後

変更前

第2表 各系統でのLOCA発生後の条件付炉心損傷確率と炉心損傷頻度

表2 各系統でのLOCA発生後の条件付炉心損傷確率と炉心損傷頻度

補足説明
資料
1.1.1.b-7

5

補足説明
資料
1.1.1.b-7

変更理由③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。転記元の再確認の結果，記載を見直し。)

補足
1.1.1.b-7-2

第3表 申請用評価の結果と本評価結果の比較

4③評価進捗による変更・修正

表3 申請用評価の結果と本評価結果の比較

補足
1.1.1.b-7-2③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

補足
1.1.1.b-7-2③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。)

第1図 申請用評価における大LOCA後のイベントツリーと炉心損傷頻度

図1 申請用評価における大LOCA後のイベントツリーと炉心損傷頻度80/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

6

補足説明
資料
1.1.1.b-7

ページ番号

変更後

7

変更前

変更理由

③
(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。)

補足
1.1.1.b-7-2

第2図 申請用評価における中LOCA後のイベントツリーと炉心損傷頻度
補足説明
資料
1.1.1.b-9③評価進捗による変更・修正・ F006の電動弁について，開状態と閉状態について各々50%の確率と仮定
補足
しており，これに基づき，配管の破損頻度は以下のとおりに評価している。
1.1.1.b-9-1 配管破損頻度 = 7.7×10-7 /y×(0.5×0.074 + 0.5×0.023)= 3.7×10-8 /y

図2 申請用評価における中LOCA後のイベントツリーと炉心損傷頻度・ F006の電動弁について、開状態と閉状態について各々50%の確率と仮定⑤
しており、これにもとづき、配管の破損頻度は以下の通りに評価している。 (根拠資料の再確
配管破損頻度 = 7.7×10-8 /y×(0.5×0.074 + 0.5×0.023)
認の結果，記載= 3.7×10-8 /yを見直し。)

81/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

8

補足説明
資料
1.1.1.c-3

補足
1.1.1.c-3-3

9

補足説明
資料
1.1.1.d-5

補足
1.1.1.d-5-3

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

第1図 小LOCA後の燃料被覆管温度の推移(逃がし安全弁1弁減圧+低圧注水系1系列注水の場合)

図1 小LOCA後の燃料被覆管温度の推移(S/R弁1弁減圧+LPFL1系列注水の場合)

第1表 各系統間の従属性(7号炉の例)

表1 各系統間の従属性⑤(例示した対象を
明確化)

82/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

10

補足説明
資料
1.1.1.e-1

フォールトツリー上では点推定値としてSLC機能喪失の確率をと
FT上では点推定値としてSLC機能喪失の確率をと示した。なお、
補足示した。なお，各系統の非信頼度については，モンテカルロ法を用いて平均 各系統の非信頼度については、モンテカルロ法を用いて平均値を算出して1.1.1.e-1-1
値を算出しており，SLCの非信頼度の平均値ある。
おり、SLCの非信頼度の平均値ある。

③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を
反映。)

11

補足説明
資料
1.1.1.e-1

補足
1.1.1.e-1-1③(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を
反映。)

12

補足説明
資料
1.1.1.e-2

補足
1.1.1.e-2-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

第1図 フォールトツリーによるSLCのシステム信頼性評価のイメージ

図1 フォールトツリーによるSLCのシステム信頼性評価のイメージ

第1表 各系統間の従属性(7号炉の例)

表1 各系統間の従属性

変更理由⑤(例示した対象を
明確化)

83/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

13

補足説明
資料
1.1.1.e-2

補足
1.1.1.e-2-4

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤
(例示した対象を明確化)

第3図 ADS機能付逃がし安全弁の構成イメージ(7号炉の例)
補足説明[3]“Centralized Reliability and Events Database - Reliability Data for
補足1.1.1.f14 資料1.1.1.fNuclear Power Plant Components (TW805e-13)”, VGB PowerTech e.V.,
1-2
1
December 2013.

図3 ADS機能付逃がし安全弁の構成イメージ[3]“Centralized Reliability and Events Database - Reliability Data for
Nuclear Power Plant Components (TW805e-13)”, VGB PowerTech e.V.,
December 2012.

⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

84/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1表 故障率データを代用している機器の一覧と点検周期等の類似点

表1 故障率データを代用している機器の一覧と点検周期等の類似点⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

補足説明
補足1.1.1.f15 資料1.1.1.f1-3
1

第2表 保守作業による待機除外確率の算出例

補足説明
補足1.1.1.f16 資料1.1.1.f3-3
3

変更理由

表2 保守作業による待機除外確率の算出例⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

85/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前⑤(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。)

補足説明
補足1.1.1g17 資料1.1.1g1-4
1

第2図 過渡事象(ATWS除く)及びLOCA時のRHR(A)のフォールトツリーの概
略図
第3表 起因事象別の炉心損傷頻度

補足説明
補足1.1.1h18 資料1.1.1h5-75

変更理由

図2 過渡事象(ATWS除く)及びLOCA時のRHR(A)のFT概略図
表3 起因事象別の炉心損傷頻度⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

86/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

③
(ピアレビュー結果を受けたPRAの見直し結果を反映。)

補足説明
補足1.1.1h19 資料1.1.1h5-115(c) 申請評価結果(状態A+α)
第1図 起因事象別の炉心損傷頻度の比較(c) 申請表評価結果(状態A+α)
図1 起因事象別の炉心損傷頻度の比較

87/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

20

補足説明
資料
1.1.2.b-1

誤引抜けについては，過去に福島第一原子力発電所３号炉や志賀原子力
誤引抜けについては，過去に福島第一３号機や志賀１号機において制御棒
発電所１号炉において制御棒の引き抜けにより臨界に至った事象があるの 引き抜けにより臨界に至った事象がある（詳細は“*3 過去の反応度投（志賀原子力発電所１号炉における詳細は“*3 過去の反応度投入事象例と入事象例とその対策について”に示す）。これらの対策として，CRDポンプの⑤
1.1.2.b-1-1 その対策について”に示す）。これらの対策として，CRDポンプのインターロッ
インターロックの改造（ハード面），HCU隔離時にノンリターン運転を実施しな （記載の適正化）
クの改造（ハード面），HCU隔離時にノンリターン運転を実施しないこと等のいことなどの安全措置の見直しや作業手順の見直し（ソフト面）を実施するこ安全措置の見直しや作業手順の見直し（ソフト面）を実施することにより，再とにより，再発防止を図っている。
発防止を図っている。

21

補足説明
資料
1.1.2.b-1

なお，過去に柏崎刈羽原子力発電所６号において人的過誤による制御棒の引き抜けが発生した事象があるが，“*3 過去の反応度投入事象例とその対
1.1.2.b-1-2
策について”に示すように再発防止策が実施されていることから対策済みであると考えられる。

22

補足説明
資料
1.1.2.b-1

1.1.2.b-1-4

23

補足説明
資料
1.1.2.b-1

事故：原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，最高使用圧力の1.2倍 事故：燃料エンタルピは，「反応度投入事象評価指針」に示された制限値をの圧力以下であること及び燃料エンタルピは，「反応度投入事象評価指針」 超えないこと及び原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，最高使用⑤
1.1.2.b-1-4に示された制限値を超えないこと，公衆に対して著しい放射線被ばくのリス 圧力の1.2倍の圧力以下であること，公衆に対して著しい放射線被ばくのリス （記載の適正化）
クを与えないことクを与えないこと

補足説明
資料
1.1.2.c-1※3「添付資料 5.1.5原子炉停止中における崩壊熱除去機能喪失及び全交
流動力電源喪失時の格納容器の影響について」にて示すとおり，炉心損傷
前ベントの基準となる1Pdに到達する時間は約32時間程度と崩壊熱除去機
能復旧の時間余裕は十分確保される。なお，停止中の場合パーソナルエア
ロック等開放により格納容器が開放されている場合も考えられるが，パーソ
1.1.2.c-1-2 ナルエアロック等を速やかに閉止することで未開放時と同様の操作となる。
また，原子炉圧力容器を開放している場合は原子炉内から放出された熱量は蒸気に伴い原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋壁面への吸熱，又は環境へ放熱されるが，この場合は崩壊熱量が更に低下していること，原子炉ウェルが水張りされている等冷却材の量が増加していることから事象進
展はより緩慢となる。

24

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

ー

変更理由

⑤
（記載の適正化）⑤（記載の適正化）※3「添付資料 5.1.5プラント停止中における崩壊熱除去機能喪失時の格納容器の影響について」にて示すとおり，炉心損傷前ベントの基準となる１Pdに到達する時間は約33時間程度と崩壊熱除去機能復旧の時間余裕は充分④確保される。なお，停止中の場合パーソナルエアロック等開放により格納容（有効性評価での器が開放されている場合も考えられるが，パーソナルエアロック等を速やかGTGによる給電に閉止することで未開放時と同様の操作となる。また、原子炉圧力容器を開開始時間変更に放している場合は原子炉内から放出された熱量は蒸気に伴い原子炉建屋
よる反映）
内に放出され，原子炉建屋壁面への吸熱，または環境へ放熱されるが，この場合は崩壊熱量がさらに低下していること，原子炉ウェルが水張りされているなど冷却材の量が増加していることから事象進展はより緩慢となる。

88/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

－

変更後

（削除）

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

添付資料3.2.1.c-1 外部事象（地震）に特有の事故シーケンスについて⑤（事故シーケンス
グループ及び重要事故シーケンス等の選定について 別紙2と同じ資料であるため，補足説明資料から削除）

強震動予測レシピ※１※１ 地震調査研究推進本部（2009）⑤（記載の適正化）

25

－

26

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
強震動予測レシピ※１
1.2.2.b-1-2 ※１ 地震調査研究推進本部（2016）

27

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-1-7

28

補足説明
資料
1.2.2.b-1⑤
土木学会手法（最大Mw8.0）に，「Ｅ３領域全体同時破壊（最大Mw8.36）」，「Ｅ 土木学会手法（最大Mw8.0）に，「Ｅ３領域全体同時破壊（最大Mw8.36）」，「Ｅ補足
1.2.2.b-1- ３領域とＥ１－３領域の全体同時破壊（最大Mw8.63）」及び「Ｅ３領域とＥ１領 ３領域とＥ１－３領域の全体同時破壊（最大Mw8.64）」及び「Ｅ３領域とＥ１領 （数値の誤記修
正）域の全体同時破壊（最大Mw9.04）」を考慮する分岐を追加した。
域の全体同時破壊（最大Mw9.04）」を考慮する分岐を追加した。
12

29

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
潮位分布の検討では，国土交通省国土地理院柏崎検潮所における2003年 潮位分布の検討では，国土交通省国土地理院柏崎検潮所における2003年
1.2.2.b-14月から2008年3月の観測記録を用いた。
4月から2008年4月の観測記録を用いた。
13③（記載の適正化）⑤（数値の誤記修
正）89/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更理由

30

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-115⑤（津波の審査を反映した最新の評
価に更新）

31

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-115⑤（記載の拡充）

90/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更理由

32

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-116⑤（記載の拡充）

33

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-117⑤（津波の審査を反映した最新の評
価に更新）

91/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更理由

34

補足説明
資料
1.2.2.b-1

補足
1.2.2.b-117

35

補足説明
資料
1.2.2.d-1

イベントツリーを第5図及び第6図に示す。起因事象である最終ヒートシンク
喪失の発生直後は，原子炉隔離時冷却系（以下「RCIC」という。）が唯一の イベントツリーを図5及び図6に示す。イベントツリー作成にあたって，安全機
炉心冷却手段となる。したがって，炉心冷却手段としては，RCICのみに期待 能に関して，冷却水系が機能喪失していない場合にはHPCFやLPFLといっ⑤
補足することとした。格納容器除熱手段としては，CWポンプ及びRSWポンプの停 た系統に期待できるものの，引き波では，潮位が回復するまでRCICによる （イベントツリーの1.2.2.d-1-2
止操作に成功したケースにおいて，潮位が安定した後，RSWポンプの復旧 継続的な炉心冷却を考慮していることから，保守的にRCICのみに期待する
説明を拡充）
操作に成功すれば，残留熱除去系に期待できることから，これに期待するこ としている。
ととした。

36

補足説明
資料
1.2.2.d-1

引き波の繰り返しを考慮したケース2では，CDFは6.7×10-5（/炉年）であり， 引き波の繰り返しを考慮したケース2では，CDFは6.7×10-5（/炉年）であり，⑤
補足
ケース1に比べ約2倍となった。ケース1に比べ増加しているが，これは繰り ケース1に比べ約2倍となった。ケース1に比べ増加しているが，これは繰り（桁処理方法の1.2.2.d-1-3 返しを考慮した人的過誤確率をRSWポンプの停止操作や復旧操作に採用し 返しを考慮した人的過誤確率をRSWポンプの停止操作や復旧操作に採用し変更）ているためである。押し波に対する割合は31%程度となる。
ているためである。押し波に対する割合は32%程度となる。

⑤（記載の拡充）

92/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

37

38

39

章番号

補足説明
資料
1.2.2.d-1

－

－

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第3表 引き波による炉心損傷頻度（7号炉）

表3 引き波による炉心損傷頻度（7号炉）

変更理由

補足
1.2.2.d-1-5⑤（桁処理方法の変更）－⑤（事故シーケンス
グループ及び重要事故シーケンス等の選定について 別紙8と同じ資料であるため，補足説明資料か
ら削除）

－

（削除）

添付資料4.1.1.c-1 炉内溶融燃料－冷却材相互作用(炉内FCI)に関する知
見の整理

（削除）

⑤
（事故シーケンス
グループ及び重要事故シーケン
添付資料4.1.1.c-2 「水素燃焼」及び「溶融物直接接触(シェルアタック)」を格ス等の選定につ
納容器破損モードの評価対象から除外する理由
いて 別紙6と同じ資料であるため，補足説明資料か
ら削除）

93/94

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

第1表 DCH評価の選定パラメータ

表1 DCH評価の選定パラメータ⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

補足説明
補足2.1.1.f40 資料2.1.1.f1-7
1

第5表 MAAP4とIVR評価コードの解析結果の比較 (ABWR TQUVシーケンス)
補足説明
補足2.1.1.f41 資料2.1.1.f1-37
1

変更理由

表5 MAAP4とIVR評価コードの解析結果の比較 (ABWR TQUVシーケンス)⑤(根拠資料の再確認の結果，記載を見直し。)

この分岐確率は，PCV隔離システムの信頼性について評価している
この分岐確率は、PCV隔離システムの信頼性について評価している
NUREG/ CR-4220[1]をもとに設定している。NUREG/CR-4220では，米国の NUREG/ CR-4220[1]をもとに設定している。NUREG/CR-4220では、米国の⑤
補足説明
補足2.1.1.f- LER (Licensee Event Report)(1965年～1983年分)を分析し，PCVからの大 LER (Licensee Event Report)(1965年～1984年分)を分析し、PCVからの大 (根拠資料の再確
42 資料2.1.1.f3-1
規模漏洩が生じた事象4件を抽出，これを評価時点での運転炉年(740炉年) 規模漏洩が生じた事象4件を抽出、これを評価時点での運転炉年(740炉年) 認の結果，記載3を見直し。)
で割ることにより，格納容器隔離失敗の発生頻度(5.0×10-3/炉年)を算出し で割ることにより、PCV隔離失敗の発生頻度(5.0×10-3/炉年)を算出してい
ている。
る。

94/94

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
付録３ 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて
本文【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

2.1.4.1 (1)35

2

2.1.4.2 (1)

42

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

具体的な事故シナリオとして「全交流動力電源喪失＋給水流量の全喪失＋ 具体的な事故シナリオとして「全交流動力電源喪失＋給水流量の全喪失＋取水機能喪失」を想定する。外部電源喪失の発生後，タービン蒸気加減弁急 取水機能喪失」を想定する。外部電源喪失の発生後，タービン蒸気加減弁急
速閉又は原子炉水位低により原子炉はスクラムするため未臨界が確保され 速閉又は原子炉水位低により原子炉はスクラムするため未臨界が確保される。しかし，取水機能の喪失に伴う非常用ディーゼル発電機の機能喪失によ る。しかし，取水機能の喪失に伴う非常用ディーゼル発電機の機能喪失により全交流動力電源喪失となる。外部電源喪失により給水流量の全喪失とな り全交流動力電源喪失となる。外部電源喪失により給水流量の全喪失となり，原子炉水位は急速に低下し，原子炉水位低でＲＣＩＣの起動に成功し，原 り，原子炉水位は急速に低下し，原子炉水位低でＲＣＩＣの起動に成功し，原子炉水位は回復する。その後，原子炉を減圧し，低圧代替注水設備等によ 子炉水位は回復する。その後，原子炉を減圧し，低圧代替注水設備等による原子炉注水を開始する。原子炉水位低又はタービン蒸気加減弁急速閉に る原子炉注水を開始する。原子炉水位低又はタービン蒸気加減弁急速閉に伴いＭＳＩＶが閉止すると原子炉圧力は上昇し，原子炉圧力がＳＲＶの設定値 伴いＭＳＩＶが閉止すると原子炉圧力は上昇し，原子炉圧力がＳＲＶの設定値に到達すると断続的に弁から蒸気が放出され，これにより原子炉の圧力はＳ に到達すると断続的に弁から蒸気が放出され，これにより原子炉の圧力はＳ
ＲＶ設定値近傍に維持される。
ＲＶ設定値近傍に維持される。
具体的な事故シナリオとして「給水流量の全喪失＋ＲＨＲ機能喪失＋ＲＣＩＣ 具体的な事故シナリオとして「給水流量の全喪失＋ＲＨＲ機能喪失＋ＲＣＩＣ
及びＥＣＣＳ注水設備又は代替注水設備」を想定する。給水流量の全喪失
及びＥＣＣＳ注水設備又は代替注水設備」を想定する。給水流量の全喪失
後，原子炉水位は急速に低下し，原子炉水位低により原子炉はスクラムする 後，原子炉水位は急速に低下し，原子炉水位低により原子炉はスクラムする
ため未臨界が確保される。また，原子炉水位低でＲＣＩＣの起動に成功し，原 ため未臨界が確保される。また，原子炉水位低でＲＣＩＣの起動に成功し，原子炉水位は回復する。その後，原子炉を減圧し，高圧注水設備等による原 子炉水位は回復する。原子炉水位低又は手動操作によりＭＳＩＶを閉止する
子炉注水を開始する。原子炉水位低又は手動操作によりＭＳＩＶを閉止する と原子炉圧力は上昇し，原子炉圧力がＳＲＶの設定値に到達すると断続的にと原子炉圧力は上昇し，原子炉圧力がＳＲＶの設定値に到達すると断続的に 弁から蒸気が放出され，これにより原子炉の圧力はＳＲＶ設定値近傍に維持弁から蒸気が放出され，これにより原子炉の圧力はＳＲＶ設定値近傍に維持 される。
される。

変更理由

⑤

⑤

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
付録３ 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて
第１部 ＳＡＦＥＲ【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

2.1 (4) ①

1-92

2.1 (4) ②

1-93

2.1 (6)

1-11

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

また，原子炉水位低信号でＲＣＩＣが自動起動して水位は維持される。そのまた，原子炉水位低信号でＲＣＩＣが自動起動して水位は維持される。
後，原子炉を減圧し，低圧代替注水設備等による原子炉注水を開始する。
また，原子炉水位低信号でＲＣＩＣ等が自動起動して原子炉水位は維持され また，原子炉水位低信号でＲＣＩＣが自動起動して原子炉水位は維持される。
る。その後，原子炉を減圧し，高圧注水設備等による原子炉注水を開始する。
炉心損傷を防止するために，ＲＣＩＣ及びＥＣＣＳ（高圧注水系）により炉心を 炉心損傷を防止するために，ＲＣＩＣ及びＥＣＣＳ（高圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図り，また，逃がし安全弁による原 冷却することによって炉心損傷の防止を図り，また，インターフェイスシステム
子炉減圧に伴う冷却材漏えいの抑制及びインターフェイスシステムＬＯＣＡの ＬＯＣＡの発生箇所を隔離することによって，格納容器外への原子炉冷却材発生箇所の隔離によって，原子炉格納容器外への冷却材の流出の防止を の流出の防止を図る。これにより事象収束に向かうことになる。
図る。原子炉減圧後は，低圧注水設備等による原子炉注水によって原子炉水位を維持することにより事象収束に向かうことになる。

変更理由
⑤
⑤

⑤

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
付録３ 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて
第５部 ＭＡＡＰ【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

2.3(47)5-27

2

3.3.6(5)
b) ア)

5-62

3

3.3.6(5)
b) イ)

5-63

4

4.3.7(2) C)

5-198

5

4.3.8(2)

5-204

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

このとき，コンクリート温度の上昇により熱分解が起こり，水蒸気と二酸化炭 このとき，コンクリート温度が融解温度を上回る場合に，コンクリートが分解素が発生する。発生した水蒸気，二酸化炭素と溶融炉心内の未酸化金属成 し，非凝縮性ガスが発生する可能性がある。
分が反応して水素や一酸化炭素の非凝縮性ガスが発生する。さらに，コンク
リート溶融温度に到達するとコンクリート侵食が起こる。
また，堆積形状については，均一堆積形状（円柱）の扱いが，溶融炉心から また，均一に拡がった方が，側壁に接する溶融炉心の堆積高さが高くなるた水への伝熱を小さくし，結果的にコンクリートへの伝熱を大きくしているため， め，側壁侵食を評価する観点から保守的な扱いとなっている。
ＭＣＣＩ評価の観点から保守的な扱いと考えられるが，堆積形状の不確かさ
以上より，MAAPコードの均一堆積の扱いは妥当と考えられ，不確かさも小の影響を見るため，拡がりを抑制した場合の感度解析の実施が必要と考え さいと考えられる。
られる。ただし，溶融炉心の拡がりについては，ペデスタルの形状や事前水張りの深さに依るところが大きいため，個別プラントにおけるこれらの状況を踏まえて感度解析等の取り扱いを行うことが適切と考えられる。
係数Fchfについては，経験的に決定する必要があることから，有効性評価の 係数Fchfについては，経験的に決定する必要があることから，有効性評価の解析では，米国国立サンディア研究所（SNL）で実施された溶融炉心とコンク 解析では，米国国立サンディア研究所（SNL）で実施された溶融炉心とコンクリートの相互作用及び溶融炉心冷却に関する実験であるSWISS実験におい リートの相互作用及び溶融炉心冷却に関する実験であるSWISS実験において報告されている溶融物から水プールへの熱流束が0.8 MW/m2であることに て報告されている溶融物から水プールへの熱流束が0.8 MW/m2であることに基づきFchf=0.1がデフォルトとして設定されている。有効性評価の解析では， 基づきFchf=0.1としている。
粒子状ベッドから水への熱流束の不確かさ評価結果より，大気圧状態で0.8
MW/m2で圧力依存性を考慮した上面熱流束を使用できるとの判断から，デフォルト設定を使用している。
なお，格納容器下部の粒子径ファクタは，固定値 を設定している。
FAROのベンチマーク解析でのデブリの粒子径ファクタの不確かさ範囲は，～となっている。
水張りをしている場合でも溶融炉心は，落下位置に依らず床全面に拡がる可 水張りをしている場合でも溶融炉心は，床全面に拡がる可能性が高いと考え能性が高いと考えられる。
られる。

変更理由
⑤

⑤

⑤

⑤
⑤

1/3

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

6

4.3.8(2)5-204

7

4.3.8(2)

5-205
～206

8

4.4.2(8)

5-214
～215

9

4.4.2(8)

5-215

10

4.4.2

5-221

11

5.1.12

5-226

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

・・・と考えられる。以上のことから，溶融炉心の拡がり距離については，不確 ・・・と考えられる。また，均一に拡がった方が，側壁に接する溶融炉心の堆かさを考慮しても床全面に拡がるものと想定される。
積高さが高くなるため，側壁侵食を評価する観点から保守的な扱いとなって次に，溶融炉心の堆積形状については，落下直後の初期段階では，不均一 いる。
に堆積することが想定されるが，粒子状ベッド内の継続的沸騰による粒子の 以上より，MAAPコードの均一堆積の扱いは妥当と考えられる。
攪拌によるセルフレベリング効果により，時間と共に堆積厚さが均一化することが想定される。ただし，溶融炉心がペデスタルの中心からずれた位置に落下する場合を想定すると，セルフレベリング効果により均一化に向かっていくが，偏った堆積形状でＭＣＣＩが進行する可能性も考えられる。均一堆積
形状（円柱）の扱いが，溶融炉心から水への伝熱を小さくし，結果的にコンクリートへの伝熱を大きくしているため，ＭＣＣＩ評価の観点から保守的な扱いと考えられるが，堆積形状の不確かさの影響を見るため，拡がりを抑制した場合の感度解析の実施が必要と考えられる。ただし，溶融炉心の拡がりについては，ペデスタルの形状や事前水張りの深さに依るところが大きいため，個別プラントにおけるこれらの状況を踏まえて感度解析等の取り扱いを行うことが適切と考えられる。
以上の評価結果より，有効性評価条件として，大気圧状態で800 kW/m2で圧 以上の評価結果より，デブリ上面熱流束として800 kW/m2を想定することは，力依存性を考慮した上面熱流束を使用することは，妥当と判断される。これ 粒子状ベッドの熱伝達の不確かさを考慮しても妥当と考えられる。ただし，粒は，ＭＡＡＰコードのKutateladze 式の係数Fchfをデフォルトの0.1に設定する 子径やポロシティ等の不確かさによる粒子状ベッドから水への熱伝達の不確ことに相当する。また，デブリ上面熱流束の不確かさの下限値は，800
かさの影響を確認するため，感度解析を実施する。
kW/m2程度と考えられるため，粒子径やポロシティ等の不確かさによる上面
熱流束の不確かさの影響を確認するため，800 kW/m2一定を仮定した感度解析を実施する。
格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについては，関連する実験や評価 記載なし
に関する知見に基づくと，落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定されるため，個別プラントのペデスタルの形状や事前水張りの深さを踏まえて，拡がりを抑制した感度解析
等の取扱いを行うことが適切と考えられる。
しかしながら，溶融炉心・コンクリート相互作用については，複雑な多成分・ しかしながら，溶融炉心・コンクリート相互作用については，複雑な多成分・多相熱伝達現象であり知見が十分であるとはいえないこと，また事前水張り 多相熱伝達現象であり知見が不十分であること，また直接的な実験例が少時の落下溶融炉心の冷却性を直接調べた実験例がほとんどないことから， ないことから，今後も継続して検討を進め，知見の拡充に努めることが重要
今後も継続して検討を進め，知見の拡充に努めることが重要であると考えであると考えられる。
る。
○ 溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落下した溶融炉心 ○ MAAPコードでは溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，は床上全体に均一に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想 落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると仮定し，それを入力で与え定されるため，個別プラントのペデスタルの形状や事前水張りの深さを踏ま ている。
えて，拡がりを抑制した感度解析等の取扱いを行うことが適切と考えられる。
ＭＣＣＩに関する種々の実験や解析から得られた知見等に基づき不確かさの MCCIに関する種々の実験から得られた知見等に基づき不確かさの要因の要因の分析を行い，ＭＣＣＩ現象への影響の観点で感度解析等の検討を行っ 分析を行い，MCCI現象への影響の観点で感度解析を行った。
た。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

2/3

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

12

5.1.1213

5.1.1214

5.1.1215

5.1.12（表5-1）

16添付２
4. (3)

17添付２
5. (2) a.

18

添付３
4.1

19

添付３
4.2(3)

ページ番号変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについては，関連する実験や評価 記載なし
に関する知見に基づくと，落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると想5-226定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定されるため，個別プラントのペデスタルの形状や事前水張りの深さを踏まえて，拡がりを抑制した感度解析
等の取扱いを行うことが適切と考えられる。
溶融炉心と格納容器下部プール水との伝熱については，感度解析によりコン 評価の結果，コンクリート侵食量に対して上面熱流束の感度が支配的である
クリート侵食量に対して上面熱流束の感度が支配的であることが確認されことが確認された。上面熱流束を想定される下限値とした場合でも，コンク
た。上面熱流束を想定される下限値とした場合でも，コンクリート侵食量はリート侵食量は22.5cm程度に収まることが確認された。
5-226
22.5cm程度に収まることが確認された。上記の感度解析は，想定される範囲で厳しい条件を与えて感度を見たものであり，不確かさを考慮しても実機でのコンクリート侵食量は，感度解析よりも厳しくなることはないと考えられる。
「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，上面熱流束を主要因としてコンク 記載なし
リート侵食量の予測に与える不確かさがあり，ＭＡＡＰで得られた結果に対5-226,227
し，不確かさを考慮することで，格納容器破損防止対策の有効性を確認できる。
○溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落下した溶融炉心 ○MAAPコードでは溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落は床上全体に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定され 下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると仮定し，それを入力で与えて5-239
るため，個別プラントのペデスタルの形状や事前水張りの深さを踏まえて，拡 いる。
がりを抑制した感度解析等の取扱いを行うことが適切と考えられる。
デブリの粒子径ファクタについては，ＭＡＡＰでは代表的なＦＣＩの大規模実験 デブリの粒子径ファクタについては，ＭＡＡＰでは代表的なＦＣＩの大規模実験
添付5-2- に対するベンチマーク解析によって範囲を設定しており，原子炉圧力容器下 に対するベンチマーク解析によって範囲を設定しており，推奨範囲は ～29
部プレナム部に対して推奨範囲は ～となっているため，デブリ粒子のとなっているため，デブリ粒子の伝熱の不確かさは粒子径の不確かさと伝熱の不確かさは粒子径の不確かさとして考慮する。
して考慮する。
デブリ粒子径には不確かさがあり，粒子径が小さい場合に圧力スパイクが大 デブリ粒子径には不確かさがあり，粒子径が小さい場合に圧力スパイクが大きくなると考えられる。原子炉圧力容器下部プレナム部の粒子径ファクタは， きくなると考えられる。粒子径ファクタは，ベースケースではＭＡＡＰ推奨範囲
添付5-2- ベースケースではＭＡＡＰ推奨範囲（ ～）のうちおよそ中間となるを（ ～）のうちおよそ中間となる0.63を設定しているが，感度解析ケース
35
設定しているが，感度解析ケースでは，ＭＡＡＰの当該変数の推奨範囲のう では，ＭＡＡＰの当該変数の推奨範囲のうち最小値と最大値 ，を設定
ち最小値と最大値 ，を設定する。なお，格納容器下部の粒子径ファク する。
タは，固定値1.0を設定している。
添付5-3-9, 係数Fchfのデフォルトは0.1が使われており，この場合熱流束qchfは大気圧 記載なし
10
状態で800kW/m2程度となる。
なお，ＭＡＡＰコードのFchfのデフォルト値0.1は，安定クラストが形成された 記載なし
SWISS実験の知見を元に設定されたものであるが，SSWICS実験の知見より
添付5-3-20 実機では溶融物上面に安定なハードクラストは形成されず，クラストに生じる
亀裂から冷却水が内部に浸入することで，デブリの冷却は促進されるものと考えられる。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

3/3

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対策の有効性評価について
付録３ 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて
参考資料２ ＪＡＳＭＩＮＥ【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
1

章番号

ページ番号

変更後

添付1

溶融炉心の潜熱及び比熱をそれぞれ323kJ/kg，0.526kJ/(kg-K)として，実 記載なし
参考2-51 験体系における空気容量と同等の蒸気発生量となる溶融炉心重量を概算
脚注
し，実験体系と実機の空間スケール(～1/10スケール)の違いを踏まえて算出（稲坂ら，2004）

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由
⑤

1/1