資料－３0

第１８回安全性検討会資料【関連質問への回答】
新規制基準適合性審査申請
重大事故等対処施設＜（８）重大事故対策＞- 炉心損傷防止

令和元年8月2日
東北電力株式会社

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余 白
（ページ調整のため）1. 論点No.71関連質問への回答（1/2）

12【論点No.71関連質問】• PRAのピアレビューにおいてどのようなコメントがあったのか例示していただきたい。【兼本委員】■ピアレビューの目的
日本原子力学会標準においては，PRAの品質を確保するための方策として，ピアレビュー実施に関する留意点が記載されており，米国においても「ASME/ANS RA-Sa-2009」にてピアレビューの要求事項が記載されている
このため，事故シーケンスグループ及び格納容器破損モードの選定にあたり実施したPRAの妥当性確認及び品質向上を目的として，国内外のPRA専門家によるピアレビューを実施■ピアレビューの観点今回実施した各PRAを対象に，日本原子力学会標準との整合性及び国内外の知見を踏まえた
PRA手法の妥当性について確認
ピアレビューは，第三者機関から発行されている「PSAピアレビューガイドライン（平成21年6月，一般社団法人 日本原子力技術協会）」を参考にレビューを実施

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32

1. 論点No.71関連質問への回答（2/2）■ピアレビュー結果の概要
ピアレビューの結果，日本原子力学会標準への不適合や評価手法に問題があるとされる「指摘事項」はなく，PRAの評価結果に影響を及ぼすような技術的な問題点がないことが確認された
海外レビューアからは，主に米国で実施されているPRAを踏まえたコメントが示された。今回実施
したPRAは日本原子力学会標準に適合した手法を用いて評価を実施しているが，海外でのPRA実施状況及び最新の知見についても積極的に情報を入手し，より品質の高いPRAモデルの構築に向けて今後の検討をしていく（下表参照）
表 海外レビューアの主なコメント及び対応方針
分類

コメント内容対応方針

今回の評価では，運転員に対するインタビューは実施していない
運転時 運転員が設備の操作等に失敗する確率レベル１ の評価を行う人間信頼性解析については， • 運転員へのインタビューを行うことで，より適切な人間信頼性解析が可能であると考PRA 運転員へのインタビューにより，評価に関えられるため，今後実施する安全性向上評
連する情報※1を得ることができる。
価※2におけるPRAにおいて実施する•※１ 手順書のみでは分からない，操作を行う場所へのアクセス性，警報発生の有無，操作環境（光源，温度・湿度，道具の要否）等の情報※２ 安全性向上評価は，自主的・継続的に原子炉施設の安全性・信頼性を向上させることを目的としている。初回の届出は，再稼働後に実施した最初の定期検査終了から６ヶ月以内に評価し，その後遅滞なく届出ることが定められている。

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2. 論点No.72関連質問への回答（1/10）

43【論点No.72関連質問】• 各事故シーケンスの説明においては，安全対策なしのPRA上のシナリオと安全対策ありの有効性評
価のシナリオを対比させるような形での説明をしていただきたい。【今村委員】• 重大事故対策を実施する上で必要な要員については，最終的な結果だけではなく，その積み上げ根拠も示していただきたい。【今村委員，兼本委員，首藤委員】
安全対策を考慮していないPRA上のシナリオと安全対策を考慮した有効性評価のシナリオについて，第17回安全性検討会にてご説明した以下の４つの事故シーケンスについて次ページ以降に示す。
• 高圧・低圧注水機能喪失（TQUV)• 全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁開固着（TBP）• 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合） （TW）
• 原子炉停止機能喪失（TC）
また，事象発生から事象収束までのタイムライン及び必要な要員の人数について次ページ以降に示す。

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54

2. 論点No.72関連質問への回答（2/10）
高圧・低圧注水機能喪失（TQUV)
重要事故シーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧ECCS失敗」： プラント状態

炉心損
傷※１ 低圧注水機能喪失に伴う残留熱除去系機能喪失による※２ サプレッションプール水位 通常運転水位＋約２ｍ

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）の設置

タンクローリーによる燃料補給

有効性評価において考慮していない対策高圧代替注水系

可搬型代替直流電源設備
高圧窒素ガス供給系（非常用）
代替高圧窒素ガス供給系
主蒸気逃がし安全弁用可搬型蓄電池

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
ろ過水ポンプ

限外界部
※
水２に源
到注
達水量

原子炉格納容器
フィルタベント系による格納容器除熱

温格
度納の容上器
昇圧力・

原子炉格納容器代替 ス
プレイ系 （可搬 型）による格納容器冷却

回原
復子
炉
水位の格納容器除熱機能喪失 １※

復水移送ポンプによる原子炉注水）

低原
下子炉水位の： 重大事故対策（重大事故対策として期待している設備であるが，従前の許認可においても期待してる設備（設計基準拡張設備）は白色で記載）

逃がし安全弁 （自動減 圧機能）による原子炉減 圧

発水
生流

低 圧注水機能喪失（安全対策あり）

低 圧注水機能喪失

安全対策を考慮したシナリオ【有効性評価】

量過の渡全事喪象
失給

低原
下子
炉
水位の高 圧注水機能喪失

発水生流（（安全対策なし）： 操作

高 圧注水機能喪失（量過の渡全事
喪象失給）

今回抽出したシナリオ【確率論的リスク評価】： 確認/判断

安原
定子
冷炉
却の復水貯蔵タンクへの補給
燃料補給（適宜）

復水移送ポンプ

耐圧強化ベント5

65

2. 論点No.72関連質問への回答（3/10）
高圧・低圧注水機能喪失（TQUV)▽事象発生▽約10時間後▽約4時間後▽約7時間後大容量送水ポンプ（タイプⅠ）準備完了▽約28時間後
格納容器圧力0.384MPa[gage]
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
による格納容器スプレイ開始▽約45時間後
格納容器圧力0.427MPa[gage]
格納容器ベント開始

発電所対策本部要員：6名
・事故対応指揮：1名・重大事故等対応要員への指示：1名
・情報収集等：2名
・消火活動指揮等：2名

事故対応指揮，情報収集等

運転員：7名運転操作業務の総括管理・指揮・命令等

・発電課長：1名
・発電副長：1名
・運転員（中央制御室操作）：3名

事故対応操作（復水移送ポンプによる注水，格納容器冷却，格納容器除熱等）
事故対応操作（格納容器除熱）※

・運転員（現場操作）：2名

重大事故等対応要員：6名
・アクセスルート状況確認（ルート1）：2名
・アクセスルート状況確認（ルート2）：2名
・アクセスルート復旧：2名

重大事故等対応要員：9名
・大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置等：3名・ホース敷設，接続等：3名
・注水用ヘッダ設置等：3名重大事故等対応要員：2名
・給油準備，給油：2名

合計：30名状況確認（ルート1，2）
アクセスルート
復旧
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置（目的：復水貯蔵タンクへの補給，格納容器スプレイ）
給油準備
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）への給油（適宜実施）※ 解析上考慮しない作業（実施しなくとも有効性評価（対策）の成立性に影響を与えないが，実際には行う場合もあることから必要な要員数として計上）

上記のとおり，事故発生後の対応に必要な要員は，事故対応指揮等を行う発電所対策本部要員６名，中央制御室または現場での事故対応操作を行う運転員７名及び可搬型設備の運用を行う重大事故等対応要員17名の合計30名である。
なお，大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を設置する場合には，「アクセスルート復旧」，「燃料補給」を一連で対応する必要がある。

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76

2. 論点No.72関連質問への回答（4/10）
全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁開固着（TBP）

重要事故シーケンス「全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG失敗)＋SRV再閉失敗＋HPCS失敗」： プラント状態

低原
下子
炉
圧
力の逃がし安全弁 （自動減 圧機能）による原子炉減 圧

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）の設置

タンクローリーによる燃料補給

高圧代替注水系
有効性評価において考慮していない対策

可搬型代替直流電源設備
代替高圧窒素ガス供給系
主蒸気逃がし安全弁用可搬型蓄電池

回原
復子
炉
水位の交流電源復旧

原子炉補機代替冷却水系を 用いた残留熱除去系による格納容器除熱開逃固が着し
安
全
弁の炉心損
傷

復水移送ポンプによる注水

低原
下子
炉
水位の常設代替交流電源設備による交
流電源受電

低原
下子
炉
圧
力の直流 駆動低 圧注
水系ポンプによる注水

開逃固が着し安
全弁の原子炉隔離時冷却系機能喪失（安全対策あり）

原子炉隔離時冷却系による注水

安全対策を考慮したシナリオ【有効性評価】

喪全失交
発流
生動
力電源

： 重大事故対策（重大事故対策として期待している設備であるが，従前の許認可においても期待してる設備（設計基準拡張設備）は白色で記載）： 操作
原子炉隔離時冷却系機能喪失（安全対策なし）

喪全失交
発流
生動
力電源

原子炉隔離時冷却系による注水

今回抽出したシナリオ【確率論的リスク評価】： 確認/判断

安原
定子
冷炉
却の復水貯蔵タンクへの補給
燃料補給（適宜）

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
ろ過水ポンプ
電源車

原子炉格納容器フィルタベント系
耐圧強化ベント7

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2. 論点No.72関連質問への回答（5/10）
全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁開固着（TBP）▽事象発生▽約10時間後▽約4時間後▽約7時間後大容量送水ポンプ（タイプⅠ）準備完了▽約19時間後
原子炉補機代替
冷却水系準備完了▽約25時間後
原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱開始

発電所対策本部要員：6名
・事故対応指揮：1名・重大事故等対応要員への指示：1名
・情報収集等：2名
・消火活動指揮等：2名

事故対応指揮，情報収集等

運転員：7名運転操作業務の総括管理・指揮・命令等

・発電課長：1名
・発電副長：1名

事故対応操作（直流駆動低圧注水系ポンプによる注水，交流電源回復，格納容器除熱等）

・運転員（中央制御室操作）：3名

事故対応操作（直流電源確保，格納容器除熱等）

・運転員（現場操作）：2名

重大事故等対応要員：6名
・アクセスルート状況確認（ルート1）：2名
・アクセスルート状況確認（ルート2）：2名
・アクセスルート復旧：2名

重大事故等対応要員：9名
・大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置等：3名・ホース敷設，接続等：3名
・注水用ヘッダ設置等：3名重大事故等対応要員：2名
・給油準備，給油：2名

合計：30名状況確認（ルート1，2）
アクセスルート
復旧
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置※（目的：復水貯蔵タンクへの補給）
原子炉補機代替冷却水系設置（目的：残留熱除去系等への冷却水供給）
給油準備
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）及び原子炉補機代替冷却水系への給油（適宜実施）※ 解析上考慮しない作業（実施しなくとも有効性評価（対策）の成立性に影響を与えないが，実際には行う作業であることから必要な要員数として計上）

上記のとおり，事故発生後の対応に必要な要員は，事故対応指揮等を行う発電所対策本部要員６名，中央制御室または現場での事故対応操作を行う運転員７名及び可搬型設備の運用を行う重大事故等対応要員17名の合計30名である。
8
なお，大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を設置する場合には，「アクセスルート復旧」，「燃料補給」を一連で対応する必要がある。

98

2. 論点No.72関連質問への回答（6/10）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）（TW）
重要事故シーケンス「過渡事象＋崩壊熱除去失敗」： プラント状態）の非格
注常納
水用容機炉器能心破
喪冷損
失却に系伴等う

低原
下子
炉
水位のタンクローリーによる燃料補給

有効性評価において考慮していない対策

高圧代替注水系

可搬型代替直流電源設備
高圧窒素ガス供給系（非常用）
代替高圧窒素ガス供給系
主蒸気逃がし安全弁用可搬型蓄電池

原子炉補機代替冷却水系を 用いた残留熱除去系による格納容器除熱）

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）の設置

炉心損
傷

復水移送ポンプによる注水発水生流喪崩
失壊熱
除去機
能格
納
容器
破損

逃がし安全弁 （自動減 圧機能）による原子炉減 圧（安全対策あり）

全取
交水流機
動能
力喪
電失源に
喪よ失る

喪崩
失壊
熱
除去機
能

常設代替交流電源設備による交流電源回復

安全対策を考慮したシナリオ【有効性評価】

量過の渡全事喪象
失給

原子炉隔離時冷却系による注水発水生流（（安全対策なし）

全取
交水流機
動能
力喪
電失源に
喪よ
失る

： 重大事故対策（重大事故対策として期待している設備であるが，従前の許認可においても期待してる設備（設計基準拡張設備）は白色で記載）： 操作

原子炉隔離時冷却系による注水

量過の渡全事喪象
失給（

今回抽出したシナリオ【確率論的リスク評価】： 確認/判断

回原
復子
炉水位の安原定子冷炉
却の復水貯蔵タンクへの補給
燃料補給（適宜）

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
ろ過水ポンプ

原子炉格納容器フィルタベント系
耐圧強化ベント

9910

2. 論点No.72関連質問への回答（7/10）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）（TW）▽事象発生▽約10時間後▽約4時間後▽約7時間後大容量送水ポンプ（タイプⅠ）準備完了▽約19時間後
原子炉補機代替
冷却水系準備完了▽約24時間後
原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱開始

発電所対策本部要員：6名
・事故対応指揮：1名・重大事故等対応要員への指示：1名
・情報収集等：2名
・消火活動指揮等：2名

事故対応指揮，情報収集等

運転員：7名運転操作業務の総括管理・指揮・命令等

・発電課長：1名
・発電副長：1名

事故対応操作（ＲＣＩＣによる注水，交流電源回復，格納容器除熱等）

・運転員（中央制御室操作）：3名

事故対応操作（格納容器徐熱等）

・運転員（現場操作）：2名

重大事故等対応要員：6名
・アクセスルート状況確認（ルート1）：2名
・アクセスルート状況確認（ルート2）：2名
・アクセスルート復旧：2名

重大事故等対応要員：9名

状況確認（ルート1，2）
アクセスルート復旧
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置※（目的：復水貯蔵タンクへの補給）・大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置等：3名・ホース敷設，接続等：3名
・注水用ヘッダ設置等：3名重大事故等対応要員：2名
・給油準備，給油：2名

合計：30名原子炉補機代替冷却水系設置（目的：残留熱除去系等への冷却水供給）
給油準備
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）及び原子炉補機代替冷却水系への給油（適宜実施）※ 解析上考慮しない作業（実施しなくとも有効性評価（対策）の成立性に影響を与えないが，実際には行う作業であることから必要な要員数として計上）

上記のとおり，事故発生後の対応に必要な要員は，事故対応指揮等を行う発電所対策本部要員６名，中央制御室または現場での事
故対応操作を行う運転員７名及び可搬型設備の運用を行う重大事故等対応要員17名の合計30名である。
10
なお，大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を設置する場合には，「アクセスルート復旧」，「燃料補給」を一連で対応する必要がある。

10112. 論点No.72関連質問への回答（8/10）
原子炉停止機能喪失（TC）
重要事故シーケンス「過渡事象＋原子炉停止失敗」： プラント状態： 重大事故対策（重大事故対策として期待している設備であるが，従前の許認可においても期待してる設備（設計基準拡張設備）は白色で記載）

： 操作格
納
容器
破損の非格
注常納
水用容機炉器能心破喪冷損失却に系伴等う

低原
下子
炉
水位の低原
下子
炉
出力の炉心損傷

回原
復子
炉
水位の残留熱除去系による格納容器除熱

ほう酸水注 入系による原子炉出力 の抑制 ※停 止操作失敗

上格
昇納
容器
圧力の自動減 圧及び 代替自動減 圧機能
作動阻止

失原敗子
炉ス
ク
ラ
ム

上原
昇子
炉出力の

高 圧炉心スプレ
イ系等による注
水

失原敗子
炉ス
ク
ラ
ム

停 止操作失敗

代替 原子炉 再循環ポンプトリップ
機能 の作動発蒸
生気
隔

原子炉 再循環ポ
ンプトリップ機能の作動

離過弁渡
誤事
閉象止主）

（安全対策あり）発蒸
生気
隔（安全対策を考慮したシナリオ【有効性評価】）（安全対策なし）

離過弁渡
誤事
閉象
止主

（今回抽出したシナリオ【確率論的リスク評価】： 確認/判断

安原定子
冷炉却の※ 従前の許認可解析では，原子炉停止機能喪失に係る安全解析は取り扱っていないことから，ほう酸水注入系は安全対策なしシナリオでは記載していない。なお，ほう酸注入系は本適合性審査の有効性評価では考慮しており，重大事故等対処設備として位置づけられている。

代替制御棒挿入機能有効性評価において考慮していない対策

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）の設置

復水貯蔵タンクへの補給
燃料補給（適宜）

タンクローリーによる燃料補給

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1112

2. 論点No.72関連質問への回答（9/10）
原子炉停止機能喪失（TC）▽事象発生▽約4時間後▽約7時間後▽約10時間後▽約11分後 ほう酸水注入系起動
約20分後 残留熱除去系による格納容器除熱開始
発電所対策本部要員：6名
・事故対応指揮：1名・重大事故等対応要員への指示：1名
・情報収集等：2名
・消火活動指揮等：2名

事故対応指揮，情報収集等

運転員：7名運転操作業務の総括管理・指揮・命令等

・発電課長：1名
・発電副長：1名

事故対応操作（スクラム失敗後の反応度制御，格納容器除熱操作等）

・運転員（中央制御室操作）：3名

事故対応操作（制御棒挿入操作）※

・運転員（現場操作）：2名

重大事故等対応要員：6名
・アクセスルート状況確認（ルート1）：2名
・アクセスルート状況確認（ルート2）：2名
・アクセスルート復旧：2名

状況確認※（ルート1，2）
アクセスルート復旧※

重大事故等対応要員：9名
・大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置等：3名・ホース敷設，接続等：3名
・注水用ヘッダ設置等：3名重大事故等対応要員：2名
・給油準備，給油：2名

合計：30名大容量送水ポンプ（タイプⅠ）設置※（目的：復水貯蔵タンクへの補給）

給油準備※
大容量送水ポンプ（タイプⅠ）への給油（適宜実施）※※ 解析上考慮しない作業（実施しなくとも有効性評価（対策）の成立性に影響を与えないが，実際には行う作業であることから必要な要員数として計上）

上記のとおり，事故発生後の対応に必要な要員は，事故対応指揮等を行う発電所対策本部要員６名，中央制御室または現場での事故対応操作を行う運転員７名及び可搬型設備の運用を行う重大事故等対応要員17名の合計30名である。
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なお，大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を設置する場合には，「アクセスルート復旧」，「燃料補給」を一連で対応する必要がある。

1213

2. 論点No.72関連質問への回答（10/10）

重大事故等対策の有効性評価を実施している各事故シーケンスグループ等に必要な対応要員数を下表に示す。重
大事故等対策に必要な要員数は原子炉運転中は最大で30名，原子炉停止中は最大で28名であることから，平日夜間・休日においても原子炉運転中は30名，原子炉停止中は28名の要員を発電所に常駐させることで重大事故等対策を実施可能な体制を整備している。
事故シーケンスグループ等

事故シーケンスグループ等

必要要員数

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）

30

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できない場合）

30

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

30

必要要員数

高圧・低圧注水機能喪失（TQUV）

30

高圧注水・減圧機能喪失（TQUX）

13
原子炉運転中原子炉運転中30

全交流動力電源喪失＋高圧注水失敗（RCIC本体の機能喪失）（TBU）

30

全交流動力電源喪失＋直流電源喪失（TBD）

30

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用30

全交流動力電源喪失＋逃がし安全弁開固着（TBP）

30

水素燃焼

30

溶融炉心・コンクリート相互作用30

想定事故１（燃料プールの冷却，注水機能喪失）

28

想定事故２（燃料プール水の小規模喪失）

28

崩壊熱除去機能喪失

11

全交流動力電源喪失

28

原子炉冷却材の流出

11

反応度の誤投入11

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
（TW）

30

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）（TW）

30

原子炉停止機能喪失（TC）

30

LOCA時注水機能喪失（LOCA)

30

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）（ISLOCA）

30

原子炉停 止中

全交流動力電源喪失＋HPCS失敗（蓄電池枯渇
後RCIC停止）（長期TB）： 本日ご説明した事故シーケンスグループ

13

1314

参考1415

重大事故時のアクセスルート状況確認及び復旧について

重大事故等対応要員２名によりルート１の状況を確認

重大事故等対応要員２名によりルート２の状況を確認
重大事故等対応要員２名によりルート１又はルート２を復旧（ブルドーザ１名，バックホウ１名）【凡例】： ルート１確認： ルート２確認： ルート１復旧 又は： ルート２復旧

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