JY-197-1

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所（南地区）高速実験炉原子炉施設（「常陽」）第 53 条（多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止）（その 1：多量の放射性物質等を放出する事故を超える事象への対応を除く。
）

2023 年 2 月 3 日

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所高速実験炉部

本日ご提示範囲第 53 条：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（その 1）目

次

1. 要求事項の整理
2. 設置許可申請書における記載
3. 設置許可申請書の添付書類における記載
3.1 安全設計方針
3.2 気象等
3.3 設備等4. 要求事項への適合性
4.1 安全評価に関する基本方針
4.2 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故の想定の基本的な考え方
4.3 炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故
4.3.1 炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定
4.3.1.1 選定の手順
4.3.1.2 事象グループの選定
4.3.1.3 事象グループにおける評価事故シーケンスの選定
4.3.2 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価の条件等
4.3.2.1 基本的考え方
4.3.2.2 解析に当たって考慮する事項
4.3.2.3 有効性評価における解析の条件設定の方針
4.3.2.4 解析の実施方針
4.3.2.5 有効性評価に使用する計算コード
4.3.2.6 有効性を評価するための評価項目の設定
4.3.3 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価結果
4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
4.3.3.2 外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
4.3.3.3 １次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
4.3.3.4 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
4.3.3.5 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳
事故
4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
4.3.3.7 ２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
4.3.3.8 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
4.3.3.9 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故4.3.3.10 １次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）
破損の重畳事故
4.3.3.11 １次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故[2]

4.3.3.12 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故
4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故
4.3.3.14 全交流動力電源喪失事故
4.3.3.15 冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故
4.4 使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故
4.4.1 使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故
4.4.2 使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故
4.5 要求事項（試験炉設置許可基準規則第 53 条）への適合性説明

（別紙）
別紙 1

：
「常陽」の深層防護の基本的な考え方及び全体像

別紙 2-1 ：炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定
別紙 2-2 ：炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置
別紙 3：解析にあたって考慮する事項

別紙 4：有効性評価における解析条件の設定

別紙 5：炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価に使用する計算コード

別紙 6：多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止に係る資機材及び手順

別紙 7-1 ：制御棒の落下速度による影響評価
別紙 7-2 ：UTOP の有効性評価における制御棒の異常な引抜きによる反応度添加率の設定について
別紙 7-3 ：BDBA 評価における破損箇所及び破損規模の想定について
別紙 7-4 ：LF 時の燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の手順
別紙 7-5 ：炉心燃料集合体の瞬時完全閉塞について
別紙 7-6 ：LF の格納容器破損防止措置の有効性評価
別紙 8-1 ：ボイド反応度が正となる領域と事象推移への影響
別紙 8-2 ：最終的即発臨界超過に至るまでの炉心物質挙動の視覚的説明
別紙 8-3 ：固体粒子の存在による炉心物質の実効的な粘性の増加を考慮した場合の事象推移
別紙 8-4 ：遷移過程解析における炉心物質の流動性とその影響について
別紙 8-5 ：高速炉燃料ペレットの急速加熱時の過渡挙動について[3]

別紙 8-6 ：損傷燃料のデブリ化に対する炉外試験データの適用性について
別紙 8-7 ：FCI 試験におけるナトリウム温度条件と粒径の関係
別紙 8-8 ：デブリベッドの冷却性解析におけるデブリベッドの性状
別紙 8-9 ：プラグ応答に関わる機械的応答過程解析の具体的内容について
別紙 8-10 ：高速炉における FCI 現象について
別紙 8-11 ：原子炉容器の歪みの判断基準（10%）の設定について
別紙 8-12 ：格納容器応答過程における放熱等の解析条件及びセシウム挙動の評価方法について
別紙 8-13 ：ULOF 時の中央制御室の実効線量の評価
別紙 8-14 ：SAS4A の妥当性確認で抽出された不確かさの影響評価の詳細について
別紙 8-15 ：燃料の分布等を踏まえた燃料凝集率と反応度挿入率の評価について
別紙 8-16 ：即発臨界超過に伴う放出エネルギー評価に係る想定条件の保守性・妥当性について
別紙 8-17 ：SIMMER による遷移過程解析における、燃料粒子径等の解析条件の即発臨界超過への影
響、及び炉心物質質量の変化について
別紙 8-18 ：高速炉重大事故時の即発臨界超過現象における非線形性の影響評価
別紙 8-19 ：遷移過程解析及び機械的エネルギー発生の解析における FCI 実験からの知見の適用性
別紙 8-20 ：遷移過程解析における不確かさ影響評価の保守性について
別紙 8-21 ：重力コンパクションによる簡易評価と遷移過程解析基本ケースとの反応度挿入率の違いについて
別紙 8-22 ：再配置・冷却過程における損傷炉心物質の炉心からの流出の不確かさ及びその影響評
価について
別紙 8-23 ：デブリベッドの冷却性評価における粒子径の評価方法とその影響について
別紙 8-24 ：FLUENT 解析に与える損傷炉心物質から周囲への熱流束の設定について
別紙 8-25 ：FLUENT 解析における解析体系及び境界条件の設定について
別紙 8-26 ：機械的エネルギー発生の解析における（初期熱エネルギーの不確かさ以外の）解析パ
ラメータの不確かさの影響について
別紙 8-27 ：機械的エネルギー発生の解析におけるエネルギー散逸について
別紙 8-28 ：機械的エネルギー発生に係る極短時間挙動の解析への SIMMER の適用性について[4]

別紙 8-29 ：プラグ応答解析における FCI 挙動の不確かさの影響について
別紙 8-30 ：外部電源喪失に起因する事故及びポンプ軸固着に起因する事故におけるナトリウム噴出の解析結果に差異が生じた理由
別紙 8-31 ：UTOP 事象推移全体が ULOF に包絡されることについて
別紙 8-32 ：UTOP 遷移過程解析における炉心下部等での FCI 挙動の不確かさ影響について
別紙 8-33 ：崩壊熱除去機能喪失型の事故シーケンスの格納容器破損防止措置の有効性評価の関係
別紙 8-34 ：LORL 及び PLOHS の炉内事象過程における事象推移の扱いに関する考え方
別紙 8-35 : 損傷炉心物質等と遮へいグラファイトとの共存性について
別紙 8-36: 損傷炉心物質の安全容器内冷却解析について
別紙 8-37 : 損傷炉心物質の安全容器移行後の臨界性について

別紙 8-38 : 損傷炉心物質の安全容器内冷却に係る安全容器の構造健全性評価について
別紙 8-39 ：BDBA における Cs-137 放出量評価及び敷地周辺の実効線量の評価
別紙 9-1 ：第一使用済燃料貯蔵建物及び第二使用済燃料貯蔵建物のリスクについて
別紙 9-2 ：使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故の拡大を防止するための措置に使用する設備等（資機材）の仕様等
別紙 9-3 ：水冷却池に水を供給するための措置の概要
別紙 9-4 ：水冷却池の水位の変化に係る評価条件
別紙 9-5 ：水冷却池の水位の基準の設定

（添付）
添付 1

：設置許可申請書における記載

添付 2：設置許可申請書の添付書類における記載（安全設計）

添付 3：設置許可申請書の添付書類における記載（適合性）

添付 4：設置許可申請書の添付書類における記載（設備等）【一部抜粋】[5]

＜概 要＞
試験研究用等原子炉施設の設置許可基準規則の要求事項を明確化するとともに、それら要求に対する高速実験炉原子炉施設の適合性を示す。

53 条(1)-1[6]

1. 要求事項の整理
試験炉設置許可基準規則第 53 条における要求事項等を第 1.1 表に示す。本要求事項は、新規制基準における追加要求事項に該当する。

第 1.1 表 試験炉設置許可基準規則第 53 条における要求事項
及び本申請における変更の有無

要求事項
１

試験研究用等原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、当

変更
の有無
有

該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じたものでなければ
ならない。
【解釈】
・ 第 53 条の要求は、ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設については、設計基準事故より発生頻度は低いが、敷地周辺の公衆に対して過度の放射線被ばく（実効線量の評価値が発生事故当たり５ミリシーベルトを超えるもの）を与えるおそれのある事故についての評価及び対策を求めるものである。
・事故の想定に当たっては、自然現象等の共通原因となる外部事象や施設の特徴を踏まえた内部事象に起因する多重故障を考慮すること。
・イ

具体的な事故としては、例えば、以下が挙げられる。
燃料体の損傷が想定される事故
冷却材漏えい時の主冷却系統、補助系等による強制循環冷却の失敗、電源喪失時の冷却の失敗による燃料損傷事故等

ロ

使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故（１）使用済燃料貯蔵設備の冷却系統が故障した際に、水補給にも失敗し、冷却水の蒸発により使用済燃料の冠水が維持できなくなり、使用済燃料の破損に至る可能性がある事故（２）冷却系統配管が破断した際に、サイフォン現象等により、使用済燃料の冠水が維持できなくなり、使用済燃料の破損に至る可能性がある事故
・ 第 53 条に規定する「当該事故の拡大を防止するために必要な措置」とは事故の発生及び拡大の防止、放射性物質の放出による影響の緩和に必要な設備及び手順の策定等であり、例えば、以下に示す措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置をいう。
イ

燃料の損傷が想定される場合
代替冷却による炉心の損傷防止対策、燃料から原子炉容器内に漏れた放53 条(1)-2[7]射性物質の貯留等による環境への放出防止対策
ロ

使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される場合（１）代替注水設備（注水ライン、ポンプ車等）等による、使用済燃料等の破損防止対策（２）放射線の遮蔽に水を使用する貯蔵設備にあっては、代替注水設備による遮蔽を維持できる水位の確保対策（３）使用済燃料等の未臨界維持対策（４）使用済燃料等の損傷時に、できる限り環境への放射性物質の放出を低減させる対策2. 設置許可申請書における記載
添付 1 参照
3. 設置許可申請書の添付書類における記載
3.1 安全設計方針（１）設計方針
添付 2 参照（２）適合性添付 3 参照
3.2 気象等
該当なし
3.3 設備等添付 4 参照

53 条(1)-3[8]

4.

要求事項への適合性
4.1 安全評価に関する基本方針
原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、原子炉施設から多量の放射性物
質又は放射線を放出するおそれがあるもの（以下「多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故」という。
）が発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じたものとする。なお、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故は、発生頻度が設計基準事故より低いが、敷地周辺の公衆に対して過度の放射線被ばく（実効線量の評価値が発生事故当たり 5mSv
を超えるもの）を与えるおそれのある事故を対象とし、代表的事象を選定して、発生防止及び拡大防止並びに影響緩和のために必要な措置を講じる。
4.2 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故の想定の基本的な考え方【「常陽」の深層防護の基本的な考え方及び全体像：別紙 1 参照】「設置許可基準規則」第 53 条の解釈を踏まえた上で、発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、施設から多量の放射性物質等を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じるものとする。事故の想定に当たっては、自然現象等の共通原因となる外部事象や施設の特徴を踏まえた内部事象に起因する多重故障を考慮し、燃料体の損傷が想定される事故（以下「炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故」という。
）を選定する。
高速実験炉原子炉施設において、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故の拡大を防止するための措置のうち、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故については、炉心損傷防止措置を講じるとともに、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、炉心の著しい損傷の可能性が生じる場合には、その拡大を防止し、あるいは施設からの多量の放射性物質等の放出を防止するための措置として格納容器破損防止措置を講じることを基本方針とする。
なお、高速実験炉原子炉施設は我が国初のナトリウム冷却高速中性子型炉であり、建設当時の安全評価技術に鑑み、立地評価における炉心溶融再臨界事故への対策として安全容器を設置しているため、高速実験炉原子炉施設の特徴を考慮して、安全容器の機能も踏まえた格納容器破損防止措置を講じる。
使用済燃料の損傷が想定される事故については、「設置許可基準規則」第 53 条の解釈を踏まえて、使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失する事故を選定し、使用済燃料の損傷を防止するための措置を講じることを基本方針とする。
また、上記の事故を上回る事象として、大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等により、炉心の著しい損傷及び格納容器の破損並びに大規模ナトリウム火災に至ること（以下「多量の放射性物質等を放出する事故を超える事象」という。）を仮想的に想定する。ここでは、事業所外への放射性物質の放出抑制措置を講じることを基本方針とする。

4.3 炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故
4.3.1 炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定【炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定：別紙 2-1 参照】
53 条(1)-4[9]

【炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置：別紙 2-2 参照】
4.3.1.1 選定の手順
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定にあたっては、先ず施設の特徴を踏まえた異常事象の抽出を行う。ここで、炉心の著しい損傷は、原子炉施設が通常運転状態から逸脱し、燃料体の発熱の増加または燃料体からの除熱の減少により、炉心が昇温することにより生じるものであることに着目する。次に、抽出した異常事象に続く事故の進展について、運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故で考慮する安全機能の喪失の可能性を含めて分析する。その結果としての、炉心の著しい損傷に至る可能性がある組合せ（以下「事故シーケンス」という。）を類型化して、事象グループに集約する。最後にそれぞれの事象グループに含まれる事故シーケンスの中から、後述する着眼点に従って評価事故シーケンスを選定する。
4.3.1.2 事象グループの選定
異常事象の抽出においては、異常が発生する部位と異常の結果変動するパラメータを系統的に考慮する。異常事象の抽出結果及び影響を整理したものを第 4.3.1.1 表に示す。ここでは、施設の特徴を踏まえ、異常発生部位を、原子炉本体のうち「炉心」、原子炉冷却系統施設のうち「１次主冷却系」、「２次主冷却系」、「補助冷却設備」、「冷却材純化設備」、「ナトリウム充填・
ドレン設備」、「アルゴンガス設備」、計測制御系統施設のうち「安全保護回路」、「原子炉冷却材
温度制御系」、「１次冷却材流量制御系」、その他試験研究用等原子炉の附属施設のうち「常用電源」、「圧縮空気供給設備」とした。抽出した異常事象の炉心への影響について、炉心の昇温に至るか否かの観点で類型化した場合、これらは、「炉心流量減少」、「炉心流量が確保された状態での過出力」及び「炉心流量が確保され、過出力でない状態での除熱源喪失」に分類される。
類似の異常事象を集約した結果を第 4.3.1.2 表に示す。
集約した異常事象に続く事故の進展については、運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故で考慮する安全機能の喪失の可能性を含めて分析する。すなわち、集約した異常事象並びに原
子炉停止機能の喪失又は冷却機能の喪失の組合せとして表される事故シーケンスを抽出する。
上記の異常事象並びに何らかの原因（地震等の外部事象を含む。
）による原子炉停止機能の喪
失又は冷却機能の喪失の組合せのうち、炉心の著しい損傷に至る最小の組合せ全てを炉心の著しい損傷に至る条件として明らかにする。この条件を基に異常事象ごとに原子炉停止機能及び冷却機能の成否を分岐図（以下「イベントツリー」という。）上に展開することにより事故シー
ケンスを抽出する。異常事象のうち炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリ
ーを第 4.3.1.1 図（1）から（7）及び第 4.3.1.2 図（1）から（7）に示す。このとき、原子炉停止機能及び冷却機能として考慮する対象は、設計基準事故対処設備に限る。設計基準を超える地震等の外部事象に関しては、共通原因により誘発される主冷却系 2 ループポンプトリップ
等の複数の異常事象及び設計基準事故対処設備の複数の機能喪失の一部として考慮される。
なお、異常事象の抽出が適切であることは、設計基準事故対処設備の安全機能を対象とした内部事象に関する確率論的リスク評価（出力運転時レベル 1PRA）において選定した起因事象との比較を通じて確認した。
抽出された異常事象に原子炉停止機能の喪失を重畳した事象は、炉心の著しい損傷に至る可53 条(1)-5[10]

能性があることから、イベントツリーで展開された多数の事故シーケンスを類型化し集約することにより以下の事象グループを選定する。
（１）炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF: Unprotected Loss of Flow）（２）過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP: Unprotected Transient Over-Power）（３）除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS: Unprotected Loss of Heat Sink)
また、「炉心流量減少」、「炉心流量が確保された状態での過出力」及び「炉心流量が確保され、過出力でない状態での除熱源喪失」において、原子炉停止機能が正常に作動した場合にあっても、崩壊熱を除去するための強制循環冷却機能の喪失により、炉心の著しい損傷に至る可能性のある事故シーケンスが抽出される。また、強制循環冷却機能を喪失する共通原因として原子炉冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルを超えて低下する事故シーケンスが抽出される。さらに、全交流動力電源喪失も、強制循環冷却機能を喪失する共通原因として抽出される。以上を踏まえ、イベントツリーで展開された多数の事故シーケンスを類型化し集約す
ることにより以下の事象グループを選定する。
（４）原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL: Loss of Reactor
Level）（５）交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS: Protected Loss of Heat Sink）（６）全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO：Station Blackout)
なお、設計基準を超える地震等の外部事象に起因する事故の進展についても以上の事象グループに集約される。
さらに、高速実験炉原子炉施設の炉心燃料集合体では、燃料要素の線出力密度は高く、また、
正三角格子状に稠密に配列していることなどを考慮し、炉心の局所的な昇温により燃料破損が発生するおそれのある異常事象を抽出した。結果を第 4.3.1.3 表に示す。また、イベントツリ
ーを第 4.3.1.3 図（1）から（3）に示す。なお、「流路閉塞事象(千鳥閉塞）)及び「局所的過熱
事象(約 30%過出力)」は異常事象の想定が設計基準事故での想定を超える事象であるため、設計基準事故対処設備の機能喪失を想定したイベントツリー上での展開はない。炉心の局所的な昇温により燃料破損が発生した場合に、全炉心規模に拡大して炉心の著しい損傷に至る可能性を確認するため、以下を事象グループとして選定する。
（７）局所的燃料破損（LF: Local (Fuel) Faults）
抽出された事故シーケンス及び選定した事象グループと国外のナトリウム冷却型高速炉で考慮されたものを比較、検討し、これらの抽出及び選定結果が妥当であることを確認した。
4.3.1.3 事象グループにおける評価事故シーケンスの選定
4.3.1.2 で選定した事象グループに複数の事故シーケンスが含まれる場合には、それらの中から、評価の対象とする評価事故シーケンスを選定する。選定にあたって影響の大きさを考慮した以下の点に着眼する。
（１）共通原因故障又は系統間の機能の依存性によって複数の機能が喪失し、炉心の著しい損傷に至る。
（２）炉心損傷防止措置の実施に対する余裕時間が短い。
53 条(1)-6[11]

（３）炉心損傷防止措置に必要な設備容量が大きい。
（４）事象グループの中の特徴を代表している。
ここで、「事象グループの中の特徴を代表している。」については、設計基準事故対処設備の安全機能を対象とした内部事象に関する確率論的リスク評価（出力運転時レベル 1PRA）により定量化した事故シーケンス毎の炉心損傷頻度を参照した。
各事象グループについて選定した評価事故シーケンスを以下に示す。
（１）炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失
ａ．外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
ｂ．外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
ｃ．１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（２）過出力時原子炉停止機能喪失
ａ．出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
ｂ．出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳
事故（３）除熱源喪失時原子炉停止機能喪失
ａ．２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
ｂ．２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
ｃ．２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（４）原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失
ａ．１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故ｂ．１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）
破損の重畳事故
ｃ．１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故（５）交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失ａ．外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故
ｂ．２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（６）全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失
ａ．全交流動力電源喪失（外部電源喪失及びディーゼル発電機起動失敗）事故
また、局所的燃料破損事故について選定した結果を以下に示す。
（７）局所的燃料破損
ａ．冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故
4.3.1.4 格納容器の破損に至る可能性があると想定する事故
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故に対処するために講じる「炉心損傷防止措置」が機能しない場合においては、炉心の著しい損傷の可能性があり、その結果、格納容器が破損に至る可能性が想定される。
53 条(1)-7[12]

本原子炉施設であるナトリウム冷却型高速炉については、格納容器の破損を含む包括的解析
やレベル 1.5 確率論的リスク評価の実施例は数少なく、実用発電用軽水型原子炉施設における格納容器破損モードと同様に整理され国際的に共通認識されている格納容器破損モードは存在しない。このため、本原子炉施設においては、格納容器破損モードを想定した上でそれぞれの破損モードに照らして評価の対象とする事故シーケンスを選定するのではなく、炉心損傷防止措置の有効性評価のために選定した全ての評価事故シーケンスをそのまま格納容器破損防止措置の有効性評価のための評価事故シーケンスとして選定し、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定して、その場合において、格納容器破損防止措置を講じることとし、格納容器破損防止措置に有効性があることを確認する。
格納容器破損防止措置の有効性評価においては、ナトリウム冷却型高速炉において格納容器の破損を引き起こす機構に応じて設定した評価項目を満足することを確認することにより措置の有効性を確認している。その結果として、想定される全ての格納容器破損機構に対して、格納容器破損防止措置が有効であることが確認できる。
なお、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合において、必ずしも全ての評価事
故シーケンスにおいて直ちに格納容器への負荷が発生することはない。また、本原子炉施設は
低圧システムで、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していること、燃料の装荷量の少ない小型の原子炉で、高い固有の安全特性を有していること、原子炉冷却材バウンダ
リが放射性物質の閉じ込めに有効な物理障壁を形成していること、原子炉容器外側に安全容器を設置していること、格納容器（床下）を窒素ガス雰囲気としていること、格納容器（床上）には大きな自由空間体積が存在することなどの特徴を有している。したがって、格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するための評価においては、これらの本原子炉施設の設計の特徴と評価事故シーケンスの特徴を適切に考慮して評価を行う。炉心の著しい損傷が生じ、格納容器への負荷が生じる事象にあっては、事象グループ「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」、「過出力時原子炉停止機能喪失」、「原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失」及び「交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失」の評価事故シーケンスの有効性評価が対応する。これらの評価事故シーケンス以外の評
価事故シーケンスは、これらの評価事故シーケンスと同様であるかあるいは包絡されると考えられるが、有効性評価では、全ての評価事故シーケンスを対象とすることにより、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の全体を一貫して評価することができる。

53 条(1)-8[13]

第 4.3.1.1 表 異常発生の部位とパラメータ変動を系統的に考慮した異常事象の抽出結果及び影響の整理（1/2）
異常部位
炉心

着目
変量
反応度

変動
方向
正

負

安全
保護回路

１次
冷却系＊1

原子炉
トリッ
プ

誤作動

冷却材
流量

増大

誤動作

減少

冷却材
インベ
ントリ

増大

減少

圧力

増大
減少

具体的な異常事象

異常事象の影響

炉心への影響

出力運転中の制御棒の異常な引抜き
炉心燃料集合体の収縮方向の移動ガス気泡の炉心通過*3
炉心燃料集合体の膨張方向の移動*3
制御棒又は後備炉停止制
御棒誤挿入*3
制御棒又は後備炉停止制
御棒落下*3
原子炉誤スクラム（自動）原子炉誤スクラム（手動）
１次冷却材
流量制御系故障

正の反応度

炉心流量が確保された状態での
過出力

負の反応度

炉心流量減少１次冷却材流量減少（１次主循環ポンプトリップ）
１次主循環ポンプ軸固着
オーバフロー系故障*3
主中間熱交換器
伝熱管破損*3
補助中間熱交換器
伝熱管破損*3
１次冷却材漏えい（１次主冷却系
配管（内管）破損）
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系
配管（内管）破損）
１次アルゴンガス系
圧力制御系故障*3
他系統からのガス混入*3
１次アルゴンガス系
圧力制御系故障*3
１次アルゴンガス漏えい*3

原子炉スクラムに伴う 1 次主循
環ポンプトリップ
過冷却
１次主循環ポンプトリップ

炉心流量が確保された状態での過出力
炉心流量減少53 条(1)-9[14]

第 4.3.1.1 表 異常発生の部位とパラメータ変動を系統的に考慮した異常事象の抽出結果及び影響の整理（2/2）
異常部位
２次
冷却系＊2

着目
変量
冷却材
流量

変動
方向
増大
減少

冷却材
インベ
ントリ

増大

圧力

増大

減少

減少

空気流
量

増大
減少

常用電源

圧縮空気
供給設備

電源

圧縮空
気

喪失

喪失

具体的な異常事象

異常事象の影響

炉心への影響２次冷却材流量増大

過冷却

２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプ
トリップ）
２次主循環ポンプ軸
固着
２次純化系故障*3

２次主循環ポンプトリップ

炉心流量が確保された状態での過出力
炉心流量が確保され、過出力でない状態
での除熱源喪失

２次冷却材漏えい
主中間熱交換器
伝熱管破損
２次アルゴンガス系
圧力制御系故障*3
２次アルゴンガス系
圧力制御系故障*3
２次アルゴンガス漏
えい*3
温度制御系故障
温度制御系誤操作
温度制御系故障
温度制御系誤操作
主送風機（1 台）故障/トリップ
主送風機軸固着
外部電源喪失

圧縮空気供給設備故
障*3
圧縮空気漏えい*3

１次主循環ポン
プトリップ
２次冷却材流量減少
１次主循環ポン
プトリップ

過冷却
除熱不足

１次主循環ポン
プ駆動用主電動機
電源喪失
２次主循環ポン
プ駆動用電動機
電源喪失
１次主循環ポンプトリップ

炉心流量減少炉心流量が確保され、過出力でない状態
での除熱源喪失
炉心流量減少炉心流量が確保された状態での過出力
炉心流量が確保され、過出力でない状態
での除熱源喪失

炉心流量減少炉心流量が確保され、過出力でない状態
での除熱源喪失
炉心流量減少＊1： １次冷却材流量制御系、補助冷却設備（１次補助冷却系）、ナトリウム充填・ドレン設備（オーバフロー系）、アルゴンガス設備（１次アルゴンガス系）を含む。
＊2： 冷却材純化設備（２次純化系）、アルゴンガス設備（２次アルゴンガス系）、原子炉冷却材
温度制御系を含む。
＊3： 原子炉の緊急停止の必要がない、又は緊急停止せずとも炉心の著しい損傷に至らないが、保守的に原子炉スクラムに至ると仮定すると、原子炉スクラムに伴う炉心流量減少が生じる。

53 条(1)-10[15]

第 4.3.1.2 表 炉心の著しい損傷に至る可能性がある通常運転状態からの逸脱の原因を系統的に抽出して選定した異常事象
原因＊１

左記原因をもたらす

異常発生部位による分類

異

常 事 象

事象
炉心流量減少１次主循環ポンプト
リップによる流量減
少１次主循環ポンプトリップ

１次主循環ポンプ駆動用主電
動機電源喪失上記以外の原因に起因するイ
ンターロック作動に伴う１次主循環ポンプトリップ＊２

炉心流量が確保された状態での過出力

炉心流量が確保され、過出力でない状態での除熱源喪失

制御棒、炉心燃料集
合体の移動による反応度添加
炉心へ流入する冷却材温度の低下に伴う反応度フィードバッ
ク
２次冷却材流量減少
による主中間熱交換器除熱減少

２次冷却材温度上昇
による主中間熱交換器除熱減少

制御棒の異常な引抜き
炉心燃料集合体等の異常な変位
１次冷却材流量制御系故障
２次主冷却系異常による過冷却
主冷却器異常による過冷却
２次主循環ポンプトリップ

２次主循環ポンプ駆動用電動機電源喪失
上記以外の原因に起因する２次冷却材流量減少＊２
主冷却器異常による除熱不足

１次冷却材流量減少(１次主循環ポンプトリッ
プ)
１次主循環ポンプ軸固着
外部電源喪失
１次冷却材漏えい(１次主冷却系配管(内管)破損)
１次冷却材漏えい(安全容器内配管(内管)破損)
１次冷却材漏えい(１次補助冷却系配管(内管)破損)
出力運転中の制御棒の異
常な引抜き
－＊３
－＊４
２次冷却材流量増大
主冷却器空気流量増大
２次冷却材流量減少(２次主循環ポンプトリッ
プ)
２次主循環ポンプ軸固着－＊５２次冷却材漏えい
主冷却器空気流量減少
主送風機風量瞬時低下＊１：炉心の著しい損傷に至る可能性がある炉心全体の昇温をもたらす通常運転状態からの逸脱＊２：原子炉トリップ信号発信によるインターロック作動が含まれるが、影響の大きさが他の異常事象に包絡されることから、何らかの原因による原子炉トリップ信号の発信を独立した異常事象に選定しない。
＊３：設計で想定される炉心燃料集合体等の異常な変位による反応度添加は制御棒の異常な引抜きに包絡される。
＊４：過冷却の要因として１次冷却材流量制御系故障による１次主冷却系流量増大を想定しても炉心の著しい損傷に至る反応度は添加されない。
＊５：代表的な原因は外部電源喪失であり、炉心流量減少において考慮している。

53 条(1)-11[16]

第 4.3.1.3 表 炉心の局所的な昇温をもたらす通常運転状態からの逸脱の原因を系統的に抽出して選定した異常事象
原因
炉心局所の
流量減少

炉心局所の
過出力

左記原因をもたらす

異常発生部位に事象よる分類

燃料要素の破損による流路阻害
異物混入による流路閉
塞
過剰な核分裂性物質量を有する燃料要素の炉
心局所への誤装荷

異

常 事 象

同左

燃料要素の偶発的破損

同左

流路閉塞事象(１サブチャンネル閉塞)
流路閉塞事象(千鳥閉塞）
局所的過熱事象(約 10％過出力)
局所的過熱事象(約 30％過出力)同左

53 条(1)-12[17]

53 条(1)-13

[18]

失敗

成功

原子炉トリップ信号発信（「電源喪失」）

失敗

成功

原子炉保護系（スクラム）
動作

原子炉停止機能失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※1

事故シーケンス

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（1）※1： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（7）にて展開する。

外部電源喪失異常事象

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）－

事象グループ

53 条(1)-14

[19]

失敗

失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※3

事故シーケンス

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※4

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※4

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※4※4：－

事象グループ

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（2）

コンクリート遮へい体冷却系の異常や炉心損傷が生じると格納容器バイパスをもたらすおそれのある補助中間熱交換器伝熱管破損等の原子炉の緊急停止を要さない異常が生じると、運転員は原子炉を通常停止することから、これらを起因として本事故シーケンスような原子炉停止機能喪失には至らない。

※3： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）にて展開する。ただし、異常事象が「1次主循環ポンプ軸固着」の場合は、第4.3.1.2図(5)にて展開する。

※2： 原子炉手動スクラムでは制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗以外は生じない。

※1： 異常事象が「1次主循環ポンプ軸固着」の場合も同じ。

失敗

成功

成功

原子炉保護系（スクラム）動作

１次冷却材流量減少（１次主循環ポンプトリップ）※1、※2

原子炉トリップ信号発信（「１次冷却材流量低」）

原子炉停止機能異常事象

53 条(1)-15

[20]

失敗

成功

原子炉保護系（スクラム）
動作

原子炉停止機能失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※1

事故シーケンス

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（3）※2： 原子炉保護系（スクラム）動作に伴い、１次主循環ポンプの主電動機が停止し炉心流量減少が生じる。

※1： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）にて展開する。

失敗

成功

原子炉トリップ信号発信
出力運転中の制御棒（「中性子束高（出力領域）」）の異常な引抜き

異常事象

過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）

過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※2－

事象グループ

53 条(1)-16

[21]

失敗

成功

原子炉保護系（スクラム）
動作

原子炉停止機能失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※2事故シーケンス

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（4）※3： 原子炉保護系（スクラム）動作に伴い、１次主循環ポンプの主電動機が停止し炉心流量減少が生じる。

※2： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）にて展開する。

※1： 異常事象が「主冷却器空気流量増大」の場合も同じ。

失敗

成功

原子炉トリップ信号発信
２次冷却材流量増大（「中性子束高（出力領域）」）
※1

異常事象

過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）

過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※3－

事象グループ

53 条(1)-17

[22]

失敗

失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※2事故シーケンス

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（5）※3： 原子炉保護系（スクラム）動作に伴い、１次主循環ポンプの主電動機が停止し炉心流量減少が生じる。

※2： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）にて展開する。

※1： 異常事象が「2次主循環ポンプ軸固着」の場合も同じ。

失敗

成功

成功

原子炉保護系（スクラム）動作

２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）※1

原子炉トリップ信号発信（「２次冷却材流量低」）

原子炉停止機能異常事象

除熱源喪失時原子炉停止機
能喪失（ULOHS）

除熱源喪失時原子炉停止機
能喪失（ULOHS）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※3－

事象グループ

53 条(1)-18

[23]

失敗

成功

原子炉トリップ信号発信（「原子炉入口冷却材温度
高」）

失敗

成功

原子炉保護系（スクラム）
動作

原子炉停止機能失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※2事故シーケンス

除熱源喪失時原子炉停止機
能喪失（ULOHS）※4

除熱源喪失時原子炉停止機
能喪失（ULOHS）※4

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（6）

炉心損傷が生じると格納容器バイパスをもたらす主中間熱交換器伝熱管破損は、2次冷却材インベントリの減少をもたらす点で異常事象「２次冷却材漏えい」と同様である。
※4： ただし、主中間熱交換器伝熱管破損が生じると、運転員は原子炉を通常停止することから、主中間熱交換器伝熱管破損を起因として本事故シーケンスのような原子炉停止
機能喪失には至らない。

※3： 原子炉保護系（スクラム）動作に伴い、１次主循環ポンプの主電動機が停止し炉心流量減少が生じる。

－

事象グループ

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）※3、※4※2： 原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）にて展開する。ただし、異常事象が「２次冷却材漏えい」の場合は第4.3.1.2図（6）にて展開する。

※1： 異常事象が「主送風機風量瞬時低下」及び「２次冷却材漏えい※4」の場合も同じ。

主冷却器空気流量
減少※1

異常事象

53 条(1)-19

[24]

失敗

失敗

成功

制御棒（主炉停止系）の急速挿入

原子炉トリップ信号発信失敗

原子炉保護系（スクラム）動作失敗

制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

炉心健全※2事故シーケンス※2：

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）

炉心流量喪失時原子炉停止
機能喪失（ULOF）－

事象グループ

第 4.3.1.1 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（原子炉停止機能）（7）

原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（1）にて展開する。ただし、異常事象が「１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）」及び「１次冷却材漏えい（1次補助
冷却系配管（内管）破損）」の場合は、各々第4.3.1.2図(2)及び第4.3.1.2図(3)にて展開する。

※1： 異常事象が「１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）」及び「１次冷却材漏えい（1次補助冷却系配管（内管）破損）」の場合も同じ。

失敗

成功

成功

原子炉保護系（スクラム）動作

１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）※1

原子炉トリップ信号発信（「炉容器液位低」）原子炉停止機能異常事象

53 条(1)-20

[25]

破損

破損

健全

安全容器内配管
（内管）

失敗

成功
失敗

成功

２次主冷却系による除熱

冷却機能
１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却及び補助冷却系による強制循環
冷却※4

炉心損傷なし事象グループ

１次主冷却系配管（内管）破損（原子炉容器 原子炉容器液位確保機能喪
液位：１次主冷却系の循環に必要な液位より 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
低下）

１次主冷却系配管（外管）破損（原子炉容器 原子炉容器液位確保機能喪
液位：１次主冷却系の循環に必要な液位より 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
低下）

安全容器内配管（内管）破損（原子炉容器 原子炉容器液位確保機能喪
液位：１次主冷却系の循環に必要な液位より 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
低下）

原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必 交流動力電源が存在し、か要な液位が確保＋１次主循環ポンプポニー つ原子炉容器液位が確保さモータによる強制循環２ループとも失敗＋ れた状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）
補助冷却系による強制循環冷却失敗

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（1）※4： １次主循環ポンプポニーモータによる強制循環冷却、又は補助冷却系による強制循環冷却のいずれか一方に成功すれば炉心損傷に至らない。

※3： 異常事象と同一ループの１次主冷却系配管（外管）の破損。

※2： 異常事象と異なるループの１次主冷却系配管（内管）の破損。

事故シーケンス

交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋２次主冷却系による除熱れた状態での崩壊熱除去機
２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし※1： １次オーバフロー系、１次ナトリウム純化系及び１次ナトリウム充填ドレン系は配管破損により原子炉容器液位確保機能を喪失しないため、異常事象等に抽出していない。

破損

健全

健全

１次主冷却系配管（外管）※3

１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）

１次主冷却系配管（内管）※2

原子炉容器液位確保機能※1

異常事象※1

53 条(1)-21

[26]

破損

健全

安全容器内配管（外管）

破損

健全

１次主冷却系配管（内管）

原子炉容器液位確保機能※1失敗

成功

１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却及び補助冷却系による強制循環
冷却※2

失敗

成功

２次主冷却系による除熱

冷却機能

炉心損傷なし事象グループ

安全容器内配管（外管）破損（原子炉容器 原子炉容器液位確保機能喪
液位：１次主冷却系の循環に必要な液位より 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
低下）

１次主冷却系配管（内管）破損（原子炉容器 原子炉容器液位確保機能喪
液位：１次主冷却系の循環に必要な液位より 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
低下）

原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必 交流動力電源が存在し、か要な液位が確保＋１次主循環ポンプポニー つ原子炉容器液位が確保さモータによる強制循環２ループとも失敗＋ れた状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）
補助冷却系による強制循環冷却失敗

交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋２次主冷却系による除熱れた状態での崩壊熱除去機
２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし事故シーケンス

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（2）※2： １次主循環ポンプポニーモータによる強制循環冷却、又は補助冷却系による強制循環冷却のいずれか一方に成功すれば炉心損傷に至らない。

※1： １次オーバフロー系、１次ナトリウム純化系及び１次ナトリウム充填ドレン系は配管破損により原子炉容器液位確保機能を喪失しないため、異常事象等に抽出していない。

１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）
破損）

異常事象※1

53 条(1)-22

[27]

破損

破損

健全

安全容器内配管
（内管）

失敗

成功

失敗

成功

失敗

成功

１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却

失敗

成功

２次主冷却系による除熱

冷却機能
事故シーケンス

炉心損傷なし事象グループ

炉心損傷なし炉心損傷なし原子炉容器液位確保機能喪
１次補助冷却系配管破損（原子炉容器液
位：１次主冷却系の循環に必要な液位より低 失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）※2下）

交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋１次主循環ポンプポニー
れた状態での崩壊熱除去機
モータによる強制循環２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）※2

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋１次主循環ポンプポニー
れた状態での崩壊熱除去機
モータによる強制循環２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）※2

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋１次主循環ポンプポニー
れた状態での崩壊熱除去機
モータによる強制循環２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）※4

交流動力電源が存在し、か原子炉容器液位：１次主冷却系の循環に必つ原子炉容器液位が確保さ要な液位が確保＋２次主冷却系による除熱れた状態での崩壊熱除去機
２ループとも失敗
能喪失（PLOHS）※4

炉心損傷なし※4：

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（3）

補助中間熱交換器伝熱管破損を起因とする事故は、炉心損傷が生じると格納容器バイパスとなるが、補助中間熱交換器伝熱管破損が生じると、運転員は２次補助中間熱交換器出入口弁を閉止することから、炉心損傷に至ったとしても破損した伝熱管を通じた格納容器バイパスは防止される。

※3： 異常事象により補助冷却系による強制循環冷却に失敗。

炉心損傷が生じると格納容器バイパスをもたらすおそれのある補助中間熱交換器伝熱管破損は、異常事象により補助冷却系による強制循環冷却に失敗する点で異常事象「１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）」と※2： 同様である。ただし、補助中間熱交換器伝熱管破損が生じると、２次補助冷却系から１次補助冷却系への冷却材流入が生じ、原子炉容器液位の低下要因とならないことから、原子炉容器液位確保機能について「破損」側の分岐は考慮不要であり、その結果、本事故シーケンスのような崩壊熱除去機能喪失には至らない。

※1： １次オーバフロー系、１次ナトリウム純化系及び１次ナトリウム充填ドレン系は配管破損により原子炉容器液位確保機能を喪失しないため、異常事象等に抽出していない。

破損

健全

健全

１次主冷却系配管（内管）

１次補助冷却系配管（外管）

原子炉容器液位確保機能※1

異常事象※1

１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）※2、※3

53 条(1)-23

[28]

※1：

失敗

成功

２次主冷却系による除熱

冷却機能

失敗

成功

補助冷却系による
強制循環冷却

１次主循環ポンプポニーモータによる強制
循環２ループとも失敗＋補助冷却系による強制循環冷却失敗

炉心損傷なし２次主冷却系による除熱２ループとも失敗

炉心損傷なし事故シーケンス

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし事象グループ

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（4）

異常事象が「出力運転中の制御棒の異常な引抜き」、「２次冷却材流量増大」、「２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）」、「主冷却器空気流量増大」、「主冷却器空気流量減少」、「２次主循環ポンプ軸固着」及び「主送風機風量瞬時低下」の場合も同じ。また、コンクリート遮へい体冷却系の異常等に伴う原子炉通常停止の場合も同じ。

失敗

成功

１次冷却材流量減少
１次主循環ポンプポニーモー（１次主循環ポンプト
タによる強制循環冷却リップ）※1

異常事象

53 条(1)-24

[29]

失敗※1

成功

１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却

失敗

成功

２次主冷却系による除熱

冷却機能

失敗

成功

補助冷却系による
強制循環冷却

１次主循環ポンプポニーモータによる強制
循環２ループとも失敗＋補助冷却系による強制循環冷却失敗

炉心損傷なし２次主冷却系による除熱２ループとも失敗

炉心損傷なし事故シーケンス

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（5）※1： 異常事象により１ループの１次主循環ポンプポニーモータの強制循環冷却に失敗。

１次主循環ポンプ
軸固着

異常事象

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし事象グループ

53 条(1)-25

[30]

失敗※2

成功

２次主冷却系による除熱

失敗

成功

補助冷却系による
強制循環冷却

１次主循環ポンプポニーモータによる強制
循環２ループとも失敗＋補助冷却系による強制循環冷却失敗

炉心損傷なし２次主冷却系による除熱２ループとも失敗

炉心損傷なし事故シーケンス

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）※1

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）※1

炉心損傷なし事象グループ

主中間熱交換器伝熱管破損は、2次冷却材インベントリの減少をもたらす点で異常事象「２次冷却材漏えい」と同様である。主中間熱交換器伝熱管破損に起因する事故は、炉心損傷が生じると格納容器バイパスとなり、炉心損傷後の格納容器の機能に期待することが困難なものであり、炉心損傷防止で対策する。

失敗

成功

１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却

冷却機能

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（6）※2： 異常事象により１ループの２次主冷却系による除熱に失敗。

※1：

２次冷却材漏えい※1

異常事象

53 条(1)-26[31]

外部電源喪失

異常事象

失敗

成功

失敗

成功

１次主循環ポンプポニーモー
タによる強制循環冷却

失敗

成功

２次主冷却系による除熱

失敗

成功

補助冷却系による
強制循環冷却ディーゼル発電機（2台）起動失敗

１次主循環ポンプポニーモータによる強制
循環２ループとも失敗＋補助冷却系による強制循環冷却失敗

炉心損傷なし２次主冷却系による除熱２ループとも失敗

炉心損傷なし事故シーケンス

第 4.3.1.2 図 炉心全体の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（冷却機能）（7）

ディーゼル発電機起動

冷却機能

全交流動力電源喪失（SBO）

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機
能喪失（PLOHS）

炉心損傷なし事象グループ異常事象
燃料破損検出及び原子炉停止

局所的過熱事象（約10％過出力）

成功

失敗

事故シーケンス

事象グループ

炉心健全※1－

燃料破損検出及び原子炉停止失敗

局所的燃料破損（LF）※1：原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）と同様である。

第 4.3.1.3 図 炉心局所の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（1）

異常事象
燃料破損検出及び原子炉停止

燃料要素の
偶発的破損

成功

失敗

事故シーケンス

事象グループ

炉心健全※1－

燃料破損検出及び原子炉停止失敗

局所的燃料破損（LF）※1：原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）と同様である。

第 4.3.1.3 図 炉心局所の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（2）
異常事象
燃料破損検出及び原子炉停止

流路閉塞事象（1サブチャンネル
閉塞）

成功

失敗

事故シーケンス

事象グループ

炉心健全※1－

燃料破損検出及び原子炉停止失敗

局所的燃料破損（LF）※1：原子炉停止後の崩壊熱除去については、第4.3.1.2図（4）と同様である。

第 4.3.1.3 図 炉心局所の昇温に至るものについて展開したイベントツリー（3）53 条(1)-27[32]

4.3.2 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価の条件等
4.3.2.1 基本的考え方
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故が発生した場合に、炉心損傷防止措置が有効であること及び炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合に、格納容器破損防止措置が有効であることを示すため、評価対象とする事故シーケンスを整理し、対応する評価項目を設定した上で、計算プログラム（以下「計算コード」という。
）を用いた解析等を踏まえて、措置の有効性を評価することを基本とする。
4.3.2.2 解析に当たって考慮する事項
有効性評価は、「添付書類 8 10.10 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材」の「「燃料体の損傷が想定される事故」に係る資機材」等を用いたものを対象とし、原則として事故が収束し、又は当該事故の収束が合理的に判断できる時点までを対象とする。
【解析にあたって考慮する事項：別紙 3 参照】
4.3.2.3 有効性評価における解析の条件設定の方針
有効性評価における解析の条件設定については、「4.3.2.2 解析に当たって考慮する事項」を考慮するとともに、評価対象とする事故の発生頻度が極めて小さいことを踏まえて、設計値
等の現実的な条件を用いた最適評価を行うことを基本とする。また、計算コードや解析条件の不確かさが大きい場合には、感度解析等によりその影響を適切に考慮する。
【有効性評価における解析条件の設定：別紙 4 参照】
4.3.2.4 解析の実施方針
有効性評価における解析においては、評価項目となるパラメータの推移の他、事象進展の状況を把握する上で必要なパラメータの推移について解析を実施し、事象進展が適切に解析されていることを確認する。
4.3.2.5 有効性評価に使用する計算コード
有効性評価において使用する計算コードは、評価事故シーケンスの特徴に応じて、評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（以下「重要現象」という。
）がモデル化されており、実験等を基に検証され、適用範囲を含めて不確かさが把握されている以下の計算コードを選定して使用する。
【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価に使用する計算コード：別紙 5 参照】
4.3.2.5.1 Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤ
4.3.2.5.1.1 概要
Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤは、その前身の計算コードによる「常陽」及び「もんじゅ」の安全設計及び安全評価に適用された実績を有しており、ナトリウム冷却型高速炉を対象としたプラント冷却系の動特性解析機能と炉心の核熱安全解析機能を有する汎用モジュール型
プラント動特性解析コードである。評価事故シーケンスの解析に必要な炉心核計算、炉心53 条(1)-28[33]

及び原子炉容器内の熱流動計算、冷却系及び熱交換器の熱流動計算、動的機器（弁、ポンプ等）の計算、並びに原子炉保護系の計算等の機能を有する。
本計算コードは、炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価において、原子炉冷却材バウンダリの健全性を評価するために必要な原子炉容器出口冷却材温度、再配置・冷却過程の解析に必要な原子炉容器入口冷却材温度、炉心流量等の計算に使用される。また、Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤに独立モジュールとして組み込まれているデブリベッド
熱計算モジュールは、それ単独で、事象グループ「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」の再配置・冷却過程におけるデブリベッド冷却の解析に用いられる。
4.3.2.5.1.2 重要現象のモデル化
評価事故シーケンスの特徴に応じ、炉心、原子炉容器、１次主冷却系、２次主冷却系、１次補助冷却系及び２次補助冷却系における重要現象をモデル化し、評価項目であるパラ
メータ又は評価項目の解析に必要なパラメータを計算する。炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価で使用するモデルは以下である。
(1) 炉心及び原子炉容器
各種反応度フィードバック及び核動特性、崩壊熱、燃料ペレット、被覆管、冷却材等の温度変化等が重要であり、モデル化されている。自然循環条件では炉心流量再配分、
炉心径方向熱移行、炉上部プレナム温度成層化等が重要であり、モデル化されている。
１次冷却材が漏えいする事故シーケンスでは、原子炉トリップのタイミングに影響する
原子炉容器ナトリウム液位変化が重要であり、モデル化されている。
(2) １次主冷却系
冷却材の熱流動として、除熱源喪失型原子炉停止機能喪失の事故シーケンスでは強制循環、除熱源喪失型除熱機能喪失の事故シーケンスでは自然循環が重要であり、モデル化されている。１次冷却材が漏えいする事故シーケンスでは、ナトリウム漏えい流量及
び主中間熱交換器のナトリウム液位変化、長時間にわたる事故シーケンスでは主中間熱
交換器の熱交換が重要であり、モデル化されている。
(3) ２次主冷却系
除熱源喪失型原子炉停止機能喪失や、除熱源喪失型除熱機能喪失等、長時間にわたる
事故シーケンスでは、冷却材熱流動（強制循環、自然循環）、主冷却機の除熱（強制通風、自然通風）が重要であり、モデル化されている。
(4) １次補助冷却系
補助冷却設備を起動する事故シーケンスでは、冷却材熱流動（強制循環）、補助中間
熱交換器の熱交換が重要であり、モデル化されている。
(5) ２次補助冷却系
補助冷却設備を起動する事故シーケンスでは、冷却材熱流動（強制循環）、補助冷却
機の除熱（強制通風）が重要であり、モデル化されている。
(6) デブリベッド
格納容器破損防止措置の有効性評価において、内部発熱するデブリベッド内の温度分
布及び冷却性限界を解析するため、サブクール状態及び沸騰状態に応じた等価熱伝導率53 条(1)-29[34]

が重要であり、モデル化されている。
4.3.2.5.1.3 妥当性確認及び不確かさの把握
Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤは、ナトリウム冷却型高速炉での単相冷却材の熱流動挙動を再現するプラント動特性解析及び安全評価に用いる計算コードとして、国内外の実プラントで取得したデータとの比較が行われている。高速実験炉「常陽」の自然循環試験を対象とした試験解析により、自然循環崩壊熱除去時の炉心部や系統の熱流動挙動をおおむね再現できることが確認されている。高速増殖原型炉「もんじゅ」では、40％出力運転状態からのプラントトリップ試験を対象とした試験解析によりプラントトリップ時のプラントの過渡変化、及びポンプ入熱による自然循環模擬試験を対象とした試験解析により１次系自然循
環及び２次系自然循環時のプラント挙動を、それぞれおおむね再現できることが確認されている。また、米国の実験炉 EBR-Ⅱの自然循環試験解析により、自然循環崩壊熱除去時のプラント挙動をおおむね再現できることが確認されている。デブリベッド熱計算モジュールについては、米国サンディア国立研究所の試験炉 ACRR を用いて実施されたデブリベッド冷却性炉内試験（D-10）を対象とした試験解析により、デブリベッド内の冷却材温度分
布をおおむね再現できることが確認されている。
以上の妥当性確認を通じて、計算コードを構成する各モジュールの妥当性や適用性が確認されており、計算コードとしての不確かさは小さく、評価事故シーケンスの解析における重要な評価項目である冷却材最高温度等の計算を適切に行うことができる。
4.3.2.5.2 ＡＳＦＲＥ
4.3.2.5.2.1 概要
ＡＳＦＲＥは、高速炉燃料集合体内の熱流動現象の解析を目的とし、三角配列された燃料要素の間の流路又は燃料要素とラッパ管で囲まれる流路を一つの流路（サブチャンネル）としてモデル化される単相サブチャンネル解析コードである。各サブチャンネル内でワイ
ヤスペーサの形状及び流れの方向を考慮して圧力損失を評価できるモデル、サブチャンネ
ル間の乱流混合を取り扱うモデルを用いている。また、ＡＳＦＲＥは任意のサブチャンネ
ルに対して流路が閉塞された状態を解析することができ、燃料集合体内冷却材流路閉塞事
故における評価事故シーケンス「冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故」の解析に使用する。
4.3.2.5.2.2 重要現象のモデル化
燃料集合体の解析モデルは、燃料ペレット、燃料ペレット－燃料被覆管ギャップ、燃料
被覆管、ワイヤスペーサ、燃料集合体内冷却材、ラッパ管から構成されており、燃料集合
体内冷却材は液相の単相流を取り扱う。流路が閉塞された状態を解析する場合は、サブチ
ャンネル単位で当該部を閉塞物に置き換える。また、被覆管のクリープ破損により、冷却材中にガスが噴出された状態を解析する場合は、サブチャンネル単位で当該部をガス相に置き換える。本評価事故シーケンスにおける重要現象は、燃料被覆管の温度変化と冷却材の温度変化及び速度分布である。

53 条(1)-30[35]

(1) 燃料被覆管温度変化
被覆管内の熱伝導については、支配方程式（３次元熱伝導方程式）を直接計算する。
燃料ペレットと被覆管内面間の熱伝達は、「常陽」の照射試験データに基づいて評価したギャップ熱伝達率を設定して計算する。被覆管と冷却材との熱伝達は、米国 FFTF での模擬燃料集合体を用いた炉外ナトリウム試験の結果から導出された相関式を用いる。
(2) 燃料集合体内冷却材温度変化及び速度分布
燃料集合体内の冷却材温度変化は、渦拡散モデル（Todereas-Turi 相関式）を用いて計算し、速度分布の計算では、冷却材が燃料集合体の燃料要素やワイヤスペーサから受ける局所的な摩擦及び抗力を考慮できる分布抵抗モデルを用いるとともに、相関式（Aoki の式）を用いて乱流による付加的な渦粘性の効果を考慮して計算する。閉塞物と冷却材間の熱伝達は、液体金属での実測に基づいて提案されている相関式（Subbotin式）を用いて計算する。
4.3.2.5.2.3 妥当性確認及び不確かさの把握
ＡＳＦＲＥは、既往試験を対象とした試験解析により、その妥当性が確認されている。
「常陽」及び「もんじゅ」の燃料集合体の水試験を対象とした試験解析により、燃料集合
体内軸方向圧力損失について、解析結果は試験結果を再現することが確認されている。また、模擬燃料集合体内の温度分布を計測したナトリウム試験を対象とした試験解析により妥当性が確認されている。これら妥当性確認を通じて、計算コードを構成する各解析モデ
ルの妥当性が確認されており、計算コードとしての不確かさは小さく、評価事故シーケンスの解析における重要な評価項目である冷却材最高温度等の計算を適切に行うことができる。
4.3.2.5.3 ＳＡＳ４Ａ
4.3.2.5.3.1 概要
ＳＡＳ４Ａは、高速増殖原型炉「もんじゅ」の安全解析に使用したＳＡＳ３Ｄの次世代改良版として米国アルゴンヌ国立研究所で開発された計算コードで、原子力機構では 1980年代に導入し、酸化物燃料版のモデル改良及び検証を行ってきた。
ＳＡＳ４Ａは、事象グループ「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」の起因過程において炉心の各部で時間遅れをもって発生する種々の現象を解析するモジュールを有機的に結合させた計算コードである。
ＳＡＳ４Ａでは、炉心を構成する燃料集合体を出力－流量比等の条件によりグループ化
し（ＳＡＳチャンネル）、炉心全体を 10～33 程度のＳＡＳチャンネルで代表させる。各チャンネルは、上部プレナム及び下部プレナムで水力学的に結合するとともに、1 点炉近似
動特性で核的に結合することにより、炉心全体の事故の進展挙動を解析する。一つのＳＡ
Ｓチャンネルは、径方向及び軸方向に分割した単一燃料要素伝熱モデルで構成され、燃料ペレット、燃料－被覆管ギャップ、被覆管、冷却材、ラッパ管は、径方向伝熱モデルにより結合されているとともに、軸方向には冷却材の熱流動を介して結合されている。燃料の破損後の冷却材流路中の溶融燃料等の挙動については、軸方向 1 次元の質量、運動量及び53 条(1)-31[36]

エネルギーの保存則を解く。冷却材沸騰後に燃料が破損するチャンネルにおいては、ナト
リウム蒸気流による溶融被覆管の移動挙動と、その後の燃料崩壊に伴う燃料の移動挙動を、
未沸騰又は部分沸騰で燃料が破損するチャンネルにおいては、燃料破損後の FCI 挙動と燃料の移動挙動を計算する。
4.3.2.5.3.2 重要現象のモデル化
ＳＡＳ４Ａは「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」及び「過出力時原子炉停止機能喪失」の起因過程における重要現象がモデル化されている。具体的には、重要なパラメータ
である炉心の反応度変化に影響を及ぼす以下の重要現象がモデル化されている。
(1) 燃料定常照射挙動
燃料の再組織化、燃料のスエリングに伴う膨張、FP ガスの放出等がモデル化されている。ここでは重要な反応度効果を持つ燃料移動に影響を及ぼす FP ガスの保持量の計算がモデル化されている。
(2) 原子炉出力及び反応度フィードバック挙動
燃料ドップラ反応度、燃料及び構造材(スティール)の密度反応度（軸伸び反応度）、
冷却材密度及びナトリウムボイド反応度、並びに燃料及び構造材(スティール)の移動反応度がモデル化されている。
原子炉出力は物質の温度及び質量の分布と反応度係数から求めた反応度変化に基づき
１点炉近似動特性により計算される。また、遅発中性子は６群近似でモデル化されている。この他に、６群近似の崩壊熱及び構造材のガンマ発熱もモデル化されている。
(3) 燃料要素の熱的・機械的挙動
熱的挙動としては、燃料ペレットと被覆管の熱伝導、燃料－被覆管間ギャップ熱伝
達、及び被覆管と冷却材との間の熱伝達を考慮した、径方向１次元の熱伝導方程式を解くことで径方向温度分布を計算する。機械的挙動としては、燃料ペレットと被覆管にかかる圧力と温度変化による熱膨張から応力と歪みを計算するとともに、燃料の軸方向の変形やスエリングも考慮している。
(4) 冷却材の熱流動及び沸騰挙動
冷却材は１次主冷却系のポンプ圧力と各部圧損を考慮した軸方向 1 次元の運動方程式を解くことで流量が計算される。冷却材が沸騰に至る場合には軸方向１次元の多気泡モ
デルにより冷却材のボイド化挙動を模擬する。
(5) 被覆管の溶融・移動挙動
被被覆管の溶融と移動がモデル化されている。溶融した被覆管はナトリウム蒸気流と燃料ペレット表面からの摩擦力及び重力により移動速度が計算される。
(6) 燃料の破損挙動
燃料の溶融割合に応じて破損位置及び破損タイミングを計算する、燃料破損予測モデ
ルが導入されている。破損が判定されると燃料等が冷却材流路に放出される。
(7) 沸騰チャンネルにおける燃料挙動
冷却材の沸騰が十分に拡大したチャンネルにおいて燃料要素の破損が生じた場合には、被覆管が強度を失い燃料が崩壊する形で冷却材流路中に燃料等が分散する状況が模
53 条(1)-32[37]擬される。燃料要素の破損後は、破損によって冷却材流路に放出された燃料や被覆管等の相変化や各成分間の熱伝達、ドラグ又は摩擦等を考慮して、燃料を含む各成分の熱的挙動及び移動挙動が計算される。
(8) 未沸騰チャンネルにおける FCI 挙動
冷却材が未沸騰又は部分的な沸騰に留まるチャンネルにおいて燃料要素の破損が生じた場合に生じる、冷却材と高温の燃料の熱交換による蒸気圧力の発生や冷却材の急速なボイド化といった FCI 挙動がモデル化されている。
4.3.2.5.3.3 妥当性確認及び不確かさの把握
事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。
具体的には Phénix 炉における燃料要素の照射試験解析、CABRI 炉内試験解析により確認している。なお、反応度フィードバック挙動に用いる反応度係数は入力で指定し、各反応度の要因（温度及び密度）に関しては他の解析モデルにより導出されるものであるため、反応度フィードバック挙動に関する解析モデルの妥当性確認は不要とした。また、妥当性確認により、各モデルの不確かさを把握している。具体的には、燃料定常照射挙動に関して
は、燃料ペレットの FP ガス保持量の総量もおおむね再現できることが確認された。加えて、被覆管の溶融・移動挙動に関しては、被覆管の上下方向への移動挙動を過大に評価すること（これは、反応度効果としては保守的となる）が確認されている。これ以外のモデルに関しては解析により試験をおおむね再現し不確かさは小さいことが確認されている。
4.3.2.5.4 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳ及びＳＩＭＭＥＲ－Ⅲ
4.3.2.5.4.1 概要
ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳ及びＳＩＭＭＥＲ－Ⅲ（以下「ＳＩＭＭＥＲ」という。
）は損傷炉心の核熱流動挙動を総合的に解析する計算コードで、流体力学、核計算、構造材の３つのモジュールから構成される。ＳＩＭＭＥＲは炉心物質を固体、液体及び気体状態の多相成分として取り扱い、流体力学モジュールでは多成分多相流体の多速度場流動、多相流動様式、
成分間の熱及び質量移行並びに運動量交換を計算する。構造材モジュールでは燃料要素及び集合体壁と流体との間の熱伝達及び溶融・固化・破損挙動を計算する。核計算モジュー
ルでは炉心物質の質量及び温度分布に基づく核断面積、多群輸送理論による中性子束分布及び改良準静近似の動特性により反応度と出力過渡を計算する。各計算モデルの概要を以下に示す。
(1) 多成分流動
多成分・多速度場の熱流動に関する質量、運動量及びエネルギーの保存式を解く。流
体間の相対運動を取り扱うことができる。また、液体の圧縮性、非理想気体、超臨界状態までの広い温度・圧力範囲を取り扱う関数形式の状態方程式モデルを採用している。
(2) 流動様式及び境界面積
構造材壁の有無や流体成分の体積率を基に多相流の流動様式を計算する。成分間の境
界面積については、生成項や対流による時間変化を考慮して計算する。

53 条(1)-33[38]

(3) 運動量交換
速度の異なる流体間の抵抗力及び流体－構造材間の摩擦を多相流の流動様式及び境界面積に基づいてモデル化している。
(4) 熱及び質量移行
成分間の熱伝達係数並びに境界面積に基づいて熱伝達、溶融・固化、蒸発・凝縮等を非平衡の相変化挙動を含めて一般化してモデル化している。
(5) 構造材モジュール
燃料ペレット及び被覆管からなる燃料要素と集合体壁をモデル化している。集合体壁
表面で固化する溶融燃料については燃料クラストとしてモデル化している。
(6) 核計算モジュール
改良準静近似法に基づく時間及び空間依存の動特性モデルにより反応度及び出力を計算する。
4.3.2.5.4.2 重要現象のモデル化
ＳＩＭＭＥＲは「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」及び「過出力時原子炉停止機能喪失」の遷移過程と機械的応答過程の解析に使用する。遷移過程解析と機械的応答過程の評価における重要現象は以下のとおりである。
①

燃料スロッシング挙動
溶融炉心プール内で発生する揺動現象である。多成分流動、流動様式及び境界面積、運動量交換、熱及び質量移行のモデルにより総合的に計算する。
②

構造壁の溶融破損挙動
炉心内の集合体管壁の溶融破損挙動である。熱及び質量移行モデルと構造材モジュー

ルにより、破損に伴う炉心プールの拡大挙動をモデル化できる。
③

燃料流出挙動炉心上部のピン束流路、制御棒駆動機構下部案内管（LGT）の流路及び反射体・遮へい集合体のラッパ管ギャップを通じた炉心物質の流出である。多成分流動、流動様式及び境界面積、運動量交換、熱及び質量移行モデル及び構造材モジュールを連結することで評価する。
④

FCI 挙動高温の炉心物質と冷却材が接触することによって生じる冷却材の蒸気圧発生である。

多成分流動、流動様式及び境界面積、熱及び質量移行モデルを連結することにより計算する。
⑤

損傷炉心の核的挙動
時空間的に変化する損傷炉心物質の分布に応じた反応度と出力分布の時間変化である。核計算モジュールにより計算する。
4.3.2.5.4.3 妥当性確認及び不確かさの把握
各モデルの基礎検証とモデルを包括した、実機条件に近い実験を用いた妥当性確認を行った。具体的な妥当性確認の例は以下のとおりである。
53 条(1)-34[39]

・燃料スロッシング挙動：スロッシング挙動試験解析
・構造壁の溶融破損挙動：EAGLE 炉内試験解析
・燃料流出挙動：EAGLE 炉内試験、GEYSER 試験解析など
・FCI 挙動：THINA 試験解析など
・損傷炉心の核的挙動：炉心物質の再配置を模擬した臨界実験の解析
検証解析を通して重要現象に対するモデルの複合的な妥当性確認を実施し、重要現象に対する不確かさを把握している。遷移過程において不確かさを考慮すべき重要現象は FCI
及び燃料スロッシング挙動であり、機械的応答過程においてはモデルの不確かさよりも初期条件としての不確かさの影響が大きいと判断した。
4.3.2.5.5 ＦＬＵＥＮＴ
4.3.2.5.5.1 概要
ＦＬＵＥＮＴは、様々な工学的な問題に現れる熱と流れ、化学反応、構造への伝熱等を解析するための多くの物理モデルを備えた世界的に最も多く使われている汎用の計算コードの一つであり、その適用実績は、航空機の翼周り空気流動から燃焼炉内の燃焼現象、気泡塔、石油掘削プラットフォーム、半導体製造工程、クリーンルーム設計等の各種工学プ
ラントでの解析評価等の広範囲に及んでおり、ナトリウム冷却高速炉を含む原子炉プラン
トにおける熱流動解析への適用実績を多数有している。格納容器破損防止措置の有効性評
価において、ＦＬＵＥＮＴは事象グループ「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」の再配置・冷却過程、及び事象グループ「原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失」の炉外事象過程の解析に使用する。
4.3.2.5.5.2 重要現象のモデル化
ＦＬＵＥＮＴの解析では、冷却材（ナトリウム）が沸騰しない単相流の範囲を取り扱う。
また、境界条件である発熱量、流量及び温度等は、時間と共に変化するが、固体と液体との相変化や物質の凝固・溶融等の複雑な多成分問題となる物理現象は含まれない。解析では、プレナム部等での対流拡散熱移行、燃料集合体内及び構造部での摩擦又は形状の変化
による圧力損失、発熱体又は境界面からの熱移行、固体内の熱伝導、流体と固体（構造物）との熱伝達等に関する解析モデルを組み合わせて行う。これら評価項目及び評価に必要なパラメータに影響を及ぼす重要現象を以下のようにモデル化している。
（1） 原子炉容器、リークジャケット、炉心構成要素及び炉内構造物の複雑な配置や幾
何形状、並びに構造内部の伝熱をモデル化している。また、この他に安全容器、遮へいグラファイト、コンクリート遮へい体、コンクリート遮へい体冷却系等をモデル化している。
（2） 損傷炉心物質からの発熱及び伝熱に関して、炉心に残留した損傷炉心物質（以下「残留炉心物質」という。
）が占める領域を非計算領域として設定し、非計算領域の表面に別途解析した表面熱流束の時間変化を境界条件として与え、ナトリウム等への伝熱をモデル化している。また、安全容器に流出した損傷炉心物質の内部発熱を考慮した解析を実施している。さらに、原子炉容器外からの冷却においては、健全炉心を
53 条(1)-35[40]維持し、各燃料集合体内の発熱領域に単位体積当たりの発熱量を与え、崩壊熱をモデ
ル化している。
（3） ナトリウムの熱流動に関して、原子炉容器内の熱流動、炉心構成要素内及び集合
体ラッパ管間ギャップ内の熱流動（残留炉心物質が占める領域を除く。）の他、構造物への伝熱、幾何形状に応じた圧力損失等をモデル化している。
（4） これらの他、コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガスを安全容器とコンクリート
遮へい体ライナとの間に通気することによる安全容器の冷却に関して、窒素ガスと安全容器との間の熱伝達をモデル化している。また、原子炉容器とリークジャケットとの間の窒素ガス（コンクリート遮へい体冷却系）の流動伝熱をモデル化するとともに、原子炉容器とリークジャケット間の輻射伝熱を考慮している。
4.3.2.5.5.3 妥当性確認及び不確かさの把握
基本問題を対象として実施されたＦＬＵＥＮＴの多数の検証解析事例はコード開発者により「ANSYS 検証マニュアル」としてまとめられており、本評価事故シーケンス（IVR、EVR
及び RVACS）で考慮すべき物理モデルが検証されていることを確認するとともに、基本的な追加の解析を行った。また、考慮すべき物理モデルを用いたＦＬＵＥＮＴの解析実績か
ら妥当性を確認し、「常陽」を対象とする本解析へのＦＬＵＥＮＴの適用性を確認した。原
子力プラントの安全解析評価への適用事例として、ECCS 水注入時の低温側配管（コールドレグ）内での温度成層化試験解析、ROSA 試験、加圧型軽水炉における大破断 LOCA 時に高温となる溶融燃料と溶融スティールの熱流動現象評価及びコリウム（ZrO2-UO2）と炉容器壁との相互作用の評価等に使用されている。プール型ナトリウム冷却高速炉を対象として構造物を介した共役熱伝達モデルを用いた中間熱交換器内の伝熱流動現象の予測評価や、ワ
イヤスペーサ付きの燃料要素を束ねた燃料集合体内の詳細な熱流動評価が行われている。
また、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器、一次冷却系、中間熱交換器、二次冷却系、崩壊熱除去系を模擬したナトリウム試験装置（PLANDTL-1 及び PLANDTL-2）を対象に、炉心損傷防止措置の有効性評価に必要となる原子炉容器内の多次元熱流動解析体系モデルと同様の解析体系モデルを整備し、炉心冷却において重要な熱流動現象であるインターラッパフ
ロー（炉上部プレナム部に設置された崩壊熱除去システムを模擬した炉心冷却器からの低温流体が、炉心を構成する燃料集合体間のギャップ部に潜り込む流れ）の予測に係る適用性が確認されている。この他、格納容器破損防止措置の有効性評価で必要となる輻射伝熱モデル（S2S モデル）の有効性について、使用済燃料貯蔵施設内の解析事例の他、原子力分
野以外での解析事例が複数報告されており、その適用性が示されている。
このように、ＦＬＵＥＮＴは、既往解析事例及び文献等により、ナトリウム冷却高速炉
を含む原子力分野の他、航空宇宙、自動車、各種工業プラントなどの様々な分野における使用実績を有しており、妥当性は確認されている。
4.3.2.5.6 ＡＵＴＯＤＹＮ
4.3.2.5.6.1 概要
ＡＵＴＯＤＹＮは爆発・衝撃問題のような非線形の強い問題の時刻歴応答解析のための53 条(1)-36[41]

専用の計算コードとして開発された。本計算コードでは、流体（気体及び液体）の流動解析に適したオイラー型計算要素を用いた計算格子、及び構造物の変形解析に適したラグラ
ンジェ型及びシェル型計算要素を用いた計算格子を同時に扱うとともに、これら計算格子間の相互作用を扱うことが可能である。これにより、流体の流動と構造物の変形との間の相互作用を考慮した解析（流体-構造連成解析）が可能となっている。
ＡＵＴＯＤＹＮは種々の爆発・衝撃問題に適用可能な汎用性の高い計算コードであり、流体中の圧力源が周囲の流体を加速して構造壁に圧力負荷を与えるような問題への適用においては、解析対象の幾何形状及び構造物の材料特性、並びに作用する圧力源の特性に基づいて、流体-構造連成挙動を解析し、構造物のひずみ及び変位を計算することができる。
4.3.2.5.6.2 重要現象のモデル化
ＡＵＴＯＤＹＮは事象グループ「炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失」の機械的応答過程において、発生する機械的エネルギーに対する原子炉容器の健全性の評価に使用される。
原子炉容器のひずみ及び変位は、有効性評価の評価項目のうち、原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できることに関わる重要なパラメータである。ＡＵＴＯＤＹＮでは、これらのパラメータの計算に必要な重要現象を以下のようにモデル化している。
(1)

先行して実施したＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにより計算された熱エネルギーから機械的エネ
ルギーへの変換の過程で発生する圧力源の膨張特性を「圧力－体積曲線」としてモデ
ル化する。

(2)

圧力源の膨張による原子炉容器内の冷却材の多次元流動、特に上部プレナムのナト
リウムスラグの加速と運動エネルギーの発達、カバーガス空間の圧縮、原子炉容器内の圧力分布とその動的変動をモデル化する。

(3)ナトリウムスラグの遮へいプラグ下面への衝突又はカバーガスの急激な圧縮による圧力発生に伴う流体と原子炉容器構造の連成解析を通じて、原子炉容器の弾塑性変形
挙動及びひずみを解析する。

なお、(1)に述べた通り、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳで計算した圧力－体積曲線をＡＵＴＯＤＹＮに引き渡すことにより両者の一貫した解析を可能としている。
4.3.2.5.6.3 妥当性確認及び不確かさの把握
ＡＵＴＯＤＹＮは衝撃問題、爆発問題等に幅広く適用できる汎用性の高い計算コードであり産業界や研究機関において多くの利用実績により妥当性が確認されており、その信頼性は高い。原子力分野においては、水素爆発によるＰＷＲ格納容器の健全性評価、原子炉
容器外における水蒸気爆発によるＰＷＲ原子炉キャビティのコンクリート構造の健全性評
価、及び高速実証炉における炉心損傷事故時の原子炉容器の健全性評価に使用されている。
格納容器破損防止措置の有効性評価への適用についての妥当性確認の例としては、1970
年代に米国 SRI インターナショナルにて実施された、クリンチリバー増殖炉の原子炉容器の 1/30 スケール試験体を用いた FV102 試験の試験解析を行い、試験容器の最大変形部位の周方向ひずみがほぼ再現できることを確認している。

53 条(1)-37[42]

4.3.2.5.7 ＰＬＵＧ
4.3.2.5.7.1 概要
ＰＬＵＧは、原子炉容器の遮へいプラグを構成する複数のプラグとそれらを固定又は連結するボルトの運動をモデル化するとともに、遮へいプラグ上下の圧力差によるプラグ間隙を通じた格納容器床上へのナトリウムの噴出量を解析するための計算コードである。
ＰＬＵＧでは、種々の遮へいプラグを剛体として扱い、連結ボルトを弾塑性体としてモデル化し、各プラグの 1 次元の運動方程式を連成させて解くことによりその相対運動を計算する。また、原子炉容器内と格納容器床上との圧力差を用いて、ベルヌーイの式から遮へいプラグ間の相対変位により生じる間隙から噴出するナトリウム量を計算する。
4.3.2.5.7.2 重要現象のモデル化
格納容器破損防止措置の有効性評価において、ＰＬＵＧは事象グループ「炉心流量喪失
時原子炉停止機能喪失」の機械的応答過程における格納容器床上へのナトリウム噴出量の評価に使用される。格納容器床上へ噴出するナトリウム量は、有効性評価の評価項目のうち、「格納容器床上へ噴出するナトリウムの燃焼等に対して、格納容器健全性が維持できること」に関わる重要なパラメータである。ＰＬＵＧでは、この計算に必要な重要現象を以下のようにモデル化している。
(1)

遮へいプラグを構成する複数のプラグ（大回転プラグ、小回転プラグ及び炉心上部機構）、各プラグ間及び大回転プラグとソールプレートとの間の連結ボルトをモデル
化する。

(2)

プラグ下面の圧力履歴、格納容器床上圧力、各プラグに働く重力による全てのプラ
グの相対運動を計算し、各プラグの変位及び生じるプラグ間の全ての間隙と間隙の継続時間を計算する。ボルトは弾塑性体としてモデル化され、その応力－ひずみ関係に
区分線形関数を用いる。また、プラグ下面の圧力の減少によるプラグの着座と間隙の消滅を計算する。さらに、プラグが衝突する際には反発係数を用いて反発後の速度を
計算する。

(3)

プラグ間に生じる間隙と間隙の継続時間をもとに、プラグ上下の圧力差による原子
炉容器内のナトリウムの間隙内への浸入量及びプラグ上面からのナトリウムの噴出量を計算する。ナトリウムの噴出流路となるプラグ間隙部は垂直環状流路、水平矩形
流路及びエルボとしてモデル化し、摩擦損失及び形状損失を考慮する。

4.3.2.5.7.3 妥当性確認及び不確かさの把握
ＰＬＵＧはボルトで連結された複数の質点の１次元運動方程式を連立して解く計算コー
ドであり、複雑な物理現象を取り扱うことはない。また、ナトリウムの噴出量の解析も物理の基本法則であるベルヌーイの式を用いて圧力差と継続時間により計算を行っている。
解析の妥当性については、単一プラグを対象としたボルトの弾性解析及び弾塑性解析、プラグの衝突解析、プラグ間隙を流れるナトリウム流の鉛直方向及び水平方向の摩擦圧力損
失解析により確認している。ナトリウムの噴出量の計算には定常のベルヌーイ式を用いており、これは非定常の流動解析に比べて、流出開始時の慣性による影響（定常流量に至る
53 条(1)-38[43]

までの流量の立ち上がり）を無視することとなり、噴出量を保守的に評価する。
4.3.2.5.8 ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲ
4.3.2.5.8.1 概要
ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲは、シビアアクシデント時に格納容器内で生じる様々な現象（ナトリウム燃焼、水素燃焼、ナトリウム－コンクリート反応等）を解析し、環境へ漏えい・放出される放射性物質の種類と量（ソースターム）を解析するための計算コードである。
ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲでは、解析体系をセルと呼ぶ単位に分割して、各セルの物理量（圧力、ガス温度・成分、エアロゾル濃度等）は平均値で記述される。また、セル内には複数の構造物（床、壁、天井、内部構造物）を設定することができる。構造物内部の温度変化
は 1 次元の熱伝導で扱われ、セルの雰囲気との間での自然対流熱伝達、水やナトリウム蒸
気の凝縮、エアロゾルの沈着等を考慮できる。
4.3.2.5.8.2 重要現象のモデル化
評価事故シーケンスの特徴に応じて、格納容器応答過程における以下の重要現象がモデル化されている。
(1) スプレイ燃焼
雰囲気中に噴出したナトリウム液滴の燃焼挙動をモデル化している。酸素との反応（燃焼）に加えて、雰囲気中の水分との反応も考慮し、その際の反応生成物及び反応熱による雰囲気の圧力及び温度上昇等を計算する。
(2) プール燃焼
噴出または漏えいしたナトリウムが床上でプールを形成した場合の燃焼挙動をモデル化している。酸素との反応（燃焼）に加えて、雰囲気中の水分との反応も考慮し、その際の反応生成物及び反応熱による雰囲気の圧力及び温度上昇等を計算する。
(3) ナトリウム－コンクリート反応
ナトリウムプールとコンクリートが接触した場合の反応挙動をモデル化している。
種々のコンクリート（主にシリカ系コンクリート）に対して、化学反応に伴うコンクリ
ート侵食量や水素発生量を計算する。
(4) 構造物への熱移行
雰囲気と構造物間の対流及び輻射による熱伝達をモデル化しており、各種構造物の温度分布を計算する。
(5) エアロゾル挙動
複数成分のエアロゾルに対して粒径分布を考慮しつつ、凝集、沈着、重力沈降等をモデル化しており、エアロゾルの浮遊濃度や構造物表面への沈着量を計算する。
(6) ナトリウムの凝縮・蒸発
ナトリウムの飽和蒸気圧曲線として、Na-NaK ハンドブックや Kirchhoff 式と同等の式を採用しており、これをもとにナトリウムの凝縮及び蒸発を計算する。
4.3.2.5.8.3 妥当性確認及び不確かさの把握
53 条(1)-39[44]

評価事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの検証が行われている。具
体的には、ナトリウム燃焼に関しては、スプレイ燃焼及びプール燃焼試験を対象とした試
験解析により、発生圧力及び温度等について、試験結果をおおむね再現することが確認されている。また、ナトリウム－コンクリート反応に関しては、複数仕様のコンクリートによる反応試験を対象とした試験解析が行われ、コンクリート侵食量及び水素発生量との比較において、試験結果をおおむね再現できることが確認されている。さらに、重要現象に影響を与えるパラメータ（スプレイ液滴径、コンクリート侵食速度係数等）について感度解析を行い、その不確かさを把握している。
以上より、ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲの各解析モデルの妥当性が確認されており、評価項
目に関わる重要なパラメータである格納容器雰囲気の温度・圧力、水素濃度等の計算を適切に行うことができる。
4.3.2.6 有効性を評価するための評価項目の設定（ⅰ）炉心損傷防止措置
炉心損傷防止措置に有効性があることを確認するため、以下の評価項目を設定する。
（1） 炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであることを基本とし、具体的な評価項目として以下を設定する。
①

燃料最高温度が熱設計基準値（2,650℃）以下であること。

②

被覆管最高温度（肉厚中心）が熱設計基準値（840℃）以下であること。

③

冷却材最高温度が熱設計基準値（910℃）以下であること。

④

被覆管のクリープ寿命分数和と疲労寿命分数和を加えた累積損傷和が設計上の制限値（1.0）以下であること。

⑤

原子炉冷却材バウンダリの温度が制限温度（550℃）以下であること。

①～③は、「添付書類 8」に記載したとおり、運転時の異常な過渡変化時において、燃料ペレットが溶融温度に達することなく、被覆管が機械的に破損せず、かつ、冷却材が沸騰しないように定めた燃料の許容設計限界である。④は燃料の許容設計限界を超えないが、高温状態が長期間継続する事象において、燃料破損の防止を判定するための評価項目である。また、⑤は原子炉冷却材バウンダリの二次的破損を確実に防ぐために十分な余裕を持たせた限界値である。したがって、解析結果がこれらの値を超えたとしても、それにより直ちに炉心の著しい損傷に至るものではないことは明らかではあるが、本原子炉施設は低圧システムで、伝熱特性に優れたナトリウムを冷却材に使用していること、燃料の装荷量の少ない小型の原子炉で、高い固有の安全特性を有していることなどの特徴により、発熱と除熱のバランスからの逸脱に対して大きな安全余裕を有していることを確認するために、あえて安全側に厳しく評価項目を設定する。ただし、個別の評価事故シーケンスについて具体的な評価項目①～⑤の一部が満足できない場合であっても、炉心の著しい損傷が防止でき、炉心の十分な冷却が可能であることを合理的に示すことができれば、当該シーケンスにおいて措置に有効性があることが確認されたものとする。
なお、④については、クリープ損傷の増大が有意になる条件である被覆管最高温度が 10 秒
程度以上継続して 700℃を上回る場合に評価結果を記載する。また、熱設計基準値を下回る
53 条(1)-40[45]

限り、原子炉冷却材バウンダリにかかる圧力の変化はほとんど生じないため、冷却材圧力を評価項目とする必要はない。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合において、必ずしもすべての評価事故
シーケンスにおいて直ちに格納容器への負荷が発生するわけではなく、事故の進展は評価事
故シーケンスによって大きく異なる。また、本原子炉施設は低圧システムで、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していること、燃料の装荷量の少ない小型の原子炉で、高い固有の安全特性を有していること、原子炉冷却材バウンダリが放射性物質の閉じ込めに有効な物理障壁を形成していること、原子炉容器外側に安全容器を設置していること、格納容器（床下）を窒素ガス雰囲気としていること、格納容器（床上）には大きな自由空間体積が存在することなどの特徴を有している。したがって、格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するための評価項目の設定においては、これらの本原子炉施設の設計の特徴と評価事故シーケンスの特徴を適切に考慮するものとする。
以上を踏まえて、格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するため、以下の評価項目を設定する。
（1） 負の反応度フィードバックが卓越し、炉心の発熱と冷却とがバランスし静定する事
象において、炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。具体的な評価項目は、「4.3.2.6 有効性を評価するための評価項目の設定 （ⅰ）炉心損傷防止措置」で設定した評価項目を適用する。
なお、炉心損傷が防止できれば原子炉冷却材バウンダリは健全であり、格納容器への負荷も発生せず、格納容器は破損しないことから、炉心損傷防止措置の評価項目の適用が可能である。また、主冷却系及び補助冷却設備による炉心冷却は、格納容器バウンダ
リの機能に依存しないことから、格納容器の先行破損に起因して炉心損傷に至る可能性はない。
（2） 炉心の著しい損傷に至った場合において、放射性物質等（溶融炉心物質を含む。）（以下「損傷炉心物質」という。）を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること。具体的な評価項
目として以下を設定する。
①

原子炉容器内で分散し再配置した損傷炉心物質を安定に保持・冷却できること。

②

原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。

（3） 燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。

②

格納容器（床上）へ噴出するナトリウムの燃焼等に対して、格納容器の健全性が維持できること。

③

放射性物質の総放出量は、環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。
53 条(1)-41[46]

（4） （2）が達成できない事象においては、原子炉容器外に流出した損傷炉心物質等を安
全容器内にて保持・冷却できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

安全容器内に流出した損傷炉心物質等を安定に保持・冷却できること。

②

安全容器バウンダリの健全性が維持できること。

（5） 炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでにナトリウムの蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になる場合には、主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉
冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の健全性が維持できること。

（6） 炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに蒸発した冷却材（ナトリウム）が格
納容器（床下）に流出する場合において、格納容器の破損を防止できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

格納容器（床下）に流出するナトリウムの熱的影響に対して、格納容器の健全性が維持できること。

②

放射性物質の総放出量は、環境への影響をできるだけ小さくとどめるものである
こと。

4.3.2.7 資機材に関する手順書の整備及び教育訓練
多量の放射性物質等を放出するおそれがある事故が発生した場合に、炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置を講じるための手順書を整備する。また、措置の実施に関して、要員の必要な力量を確保するために、要員への適切な内容の教育及び訓練を定期的（年 1 回以上）に実施する。これらについては、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定等に定める。

53 条(1)-42[47]

4.3.3 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価結果【多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止に係る資機材及び手順：別紙 6 参照】
4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で外部電源が喪失した後、「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、１次主循環ポンプトリッ
プによる炉心流量減少時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において冷却材が沸騰し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時
間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合に、損傷炉心物質の冷却及び機
械的エネルギーの影響緩和が必要であることから、通常運転状態及び自動作動による格納容器破損防止措置を講じる。
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、「１次主循環ポンプトリッ
プ」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（代替原
子炉トリップ信号による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、
２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により、損傷炉心物質を冷却することで原
子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエ
ネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるた
め、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.1.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、「電源喪失」の原子炉トリップ信号発信失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置

53 条(1)-43[48]

（ⅰ）炉心損傷防止措置
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主循環ポンプ及び駆動電動機に適切な慣性を持たせ、この慣性と１次冷却材の流体慣性により、主電動機停止の際の１次冷却材流量の減少率を小さくする（ポンプ回転数の慣性降下時の時定数は約 10 秒）。
ｂ．
「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｅ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。また、条件によっては、1 次主冷却系の流量を増大すると、炉心の著しい損傷を回避できる可能性があるため、運転員は手動で１次主冷却系の流量を増大できるものとする。なお、本措置は上記ｂ．
～ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．外部電源喪失時は非常用ディーゼル電源系、交流無停電電源系及び直流無停電電源系により非常用電源が確保され、原子炉保護のために必要な施設内補機への給電が行われる。なお、原子炉保護系は、直流及び交流無停電電源系より給電され、１次主循環ポンプのポニーモータは、直流無停電電源系より給電される。
ｂ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｃ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｄ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
53 条(1)-44[49]

ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｅ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及
び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.1.1 表及び第 4.3.3.1.2 表に示す。これ
らの設備等は、「添付書類 8 10.その他試験研究用等原子炉の附属施設 10.11 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材」に定める設計方針に基づき整備する。
（５）作業と所要時間
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.1.3 表及び第 4.3.3.1.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。なお、これらの値は、「4.3.2.3 有効性評価における解析の条件設定の方針」に基づき、設計値等の現実的な条件を用いたものである。以下同じ。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
53 条(1)-45[50]また、燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度の初期値をそれぞれ、1,794℃、540℃及び 531℃とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）一般電源系の電源が全て同時に失われ、2 ループの１次主循環ポンプの主電動機が同時に停止し、2 ループのポニーモータによる低速運転に引き継がれるものとする。
5）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）原子炉の自動停止は「１次主循環ポンプトリップ」によるものとし、応答時間
は 4.2 秒とする。
7）応答時間を長くし、かつ、負の反応度の挿入量を小さくすることにより、炉心温度の上昇を高めに評価するため、原子炉保護系及び主炉停止系には期待しないものとし、後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 1.4%△k/k とする。また、解析では制御棒の挿入速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価
値 90%挿入までの時間を 0.8 秒とする。
8）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
9）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.1.2 図に示す。
外部電源喪失の発生により、１次主循環ポンプの主電動機、２次主循環ポンプ及び主冷却機の主送風機等の機器が停止する。「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、代替原子炉トリップ信号である「１次主循環ポンプトリップ」が事故発生後 1.2 秒で後備炉停止系用論理回路に到達し、時刻 4.2 秒に後備炉停止系用論
理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入を開始する。
外部電源喪失により炉心流量は事象発生 0 秒から減少しており、後備炉停止制御
棒の挿入が開始されるまで被覆管温度及び冷却材温度が上昇する。その間、主に冷却材温度の上昇による負の反応度が投入され、原子炉出力は定格出力の約 92%まで低下
し、燃料温度も低下する。また、１次主循環ポンプの主電動機及び２次主循環ポンプのトリップ後は、１次主冷却系は１次主循環ポンプのポニーモータ運転に引き継がれ、２次主冷却系は自然循環に移行する。２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後は、原子炉出力が急速に低下し、それに伴い燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度も低下するが、炉心流量と原子炉出力のバランスにより、一度上昇に転じてから再び低下する。原子炉容器出口
冷却材温度は、初期温度から上昇せず緩やかに低下する。以降は、安定に原子炉の崩
53 条(1)-46[51]

壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、後備炉停止制御棒の挿入開始時に出現し、それぞれ約 630℃及び約 620℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却
材温度は、初期値からほとんど上昇せず最高温度は約 460℃であり、評価項目を満足する【制御棒の落下速度による影響評価：別紙 7-1 参照】。
以上より、外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさの影響について、計算コードの不確かさの影響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる反応度係数の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。反応度係数の不確かさ幅は、炉心構成の変動等による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、それぞれ以下のとおり設定する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
ドップラ係数：燃料温度の低下に対して、正のフィードバック効果が最大となるよう絶対値が最大の負の値を使用する。

燃料温度係数：

ドップラ係数と同様に、絶対値が最大の負の値を使用する。

被覆管温度係数：

被覆管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

冷却材温度係数：

冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

ラッパ管温度係数 ：ラッパ管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

炉心支持板温度係数：

本評価事故シーケンスにおける評価項目である燃料温度
及び炉心冷却材温度等が最大値となるまでの間は原子炉容器入口冷却材温度の変化が生じないため、炉心支持板温53 条(1)-47[52]度係数の不確かさは考慮しない。
解析結果を第 4.3.3.1.3 図に示す。
後備炉停止制御棒の挿入が開始されるまでに、主に冷却材の負のフィードバック反応度が小さくなることにより、原子炉出力の低下が基本ケースの解析に比べ小さくなった。しかし、結果として、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析とほとんど変わらず、それぞれ約 630℃及び約 620℃であり、評価項目を満足する。また、
燃料最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約 1,800℃、原子炉容器出口冷却材の最高温度は、「ⅰ)基本ケース」の解析とほとんど変わらず約 460℃であり、評価項目を満足する。
以上より、外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケースⅰ．起因過程の解析
事故の開始から炉心燃料が溶融してラッパ管が破損するまでの初期の過程を起因過程と呼び、計算コードＳＡＳ４Ａにより解析する。
a．解析条件
ＳＡＳ４Ａにおける解析体系を第 4.3.3.1.4 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）炉心領域の全集合体を 33 のチャンネル（以下「ＳＡＳ４Ａチャンネル」という。
）で代表する。各チャンネルは、単一の燃料要素とこれに付随する冷却材流路及び構造材で代表する。ＳＡＳ４Ａチャンネルの配置図を第 4.3.3.1.5 図に示す。
2）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
3）一般電源系の電源が全て同時に失われ、2 ループの１次主循環ポンプの主電動機が同時に停止し、2 ループのポニーモータによる低速運転に引き継がれ、炉心流量は定格値の約 10％が確保されるものとする。１次主循環ポンプの主電動機の停止後の冷却材流量を第 4.3.3.1.6 図に示す。
4）何らかの理由により原子炉トリップ信号の発信に失敗するものとする。
5）ドップラ係数、燃料密度係数、冷却材密度係数（ナトリウムボイド反応度）及び構造材密度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
7）炉心の燃焼状態は、標準平衡炉心の運転サイクル初期とする。
8）照射燃料集合体は炉心燃料集合体と比べて内部構造が複雑であり燃料要素の形状や組成も異なるため、炉心燃料集合体と同様に忠実にモデル化することは合理的ではない。また、その燃料装荷量は炉心燃料集合体に比べて少なく、仮に53 条(1)-48[53]

燃料損傷が発生したとしても事象推移に与える影響は小さい。このため、照射
燃料集合体は炉心燃料集合体に置き換え、集合体の出力、冷却材流量及び反応度係数は、照射燃料集合体の値を用いることで、起因過程では損傷しない想定とする。
9）燃料要素の照射挙動を扱う定常計算と、冷却材流量減少挙動等の過渡挙動を扱
う過渡計算に分けて計算する。定常計算では、燃料要素の熱計算及び変形計算、
各メッシュの出力に応じた核分裂生成物（以下「FP」という。
）ガスの生成量の計算や燃料中の FP ガスの保持量と温度に応じた放出量の計算を行い、炉心の燃焼状態を模擬する。過渡計算では、定常計算の結果を初期条件として各種過渡現象を模擬した計算を行う。
10）ナトリウムボイド反応度が負であるため、本評価事故シーケンスでは、原子炉の出力が十分に低下し、燃料の温度低下と収縮により被覆管による拘束力は燃料が溶融する前に喪失し、燃料自身の強度が失われれば崩壊する状態になる。
また、燃料内の温度分布が平坦化し、燃料の中心部で溶融が生じる段階では、高温化によって既に強度が低下した燃料は、短時間で崩壊に至ると考えられる。
燃料破損時の燃料溶融割合が小さいほど燃料分散による負の反応度効果が抑えられることを考慮し、燃料は溶融開始直後に破損するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.1.7 図及び第 4.3.3.1.8 図に示す。
本評価事故シーケンスにおいては、１次主循環ポンプの主電動機の停止によって冷却材流量が減少するため、燃料要素からの除熱が減少し冷却材温度が上昇する。冷却
材温度の上昇に伴う密度反応度は負であるため、原子炉出力はゆっくりと低下する。
燃料温度は、燃料要素からの除熱の減少でいったん上昇するが、その後、原子炉出力の低下とともに低下する。燃料温度の低下に伴う反応度効果は、正の燃料密度反応度とドップラ反応度であるがいずれも小さい。冷却材温度は、更に上昇を続け出力／流量比が最も大きいチャンネル（第 4.3.3.1.5 図のチャンネル 12）において、燃料上端部で冷却材の沸騰が始まる。沸騰気泡が成長し炉心中心に拡大すると、燃料要素か
らの除熱は更に減少する。ナトリウムボイド反応度は負であるため、沸騰気泡の拡大は負の反応度効果を持つ。燃料要素からの除熱の減少により被覆管の溶融と移動が始
まるが、ナトリウム蒸気流と重力による溶融被覆管の炉心中央から上下への移動は正の反応度効果を持つため、単調に減少していた原子炉出力がわずかに上昇し、これに伴い燃料温度も若干上昇する。炉心全体では、負の冷却材密度反応度及びナトリウム
ボイド反応度が卓越しているため、全反応度は未臨界の状態が維持される。冷却材温
度の上昇に伴う負の反応度、その後破損した燃料の上下への分散に伴う負の反応度が投入されることで原子炉出力は低下する。時刻約 71.7 秒でチャンネル 12 のラッパ
管の温度が融点まで上昇し、ＳＡＳ４Ａの適用限界に達する。約 70 秒間の起因過程の範囲では、炉心は出力／流量比が大きい 1 チャンネル（チャンネル 12、炉心燃料集合体数：2）の損傷にとどまる。
起因過程において、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである反応度変化は、
53 条(1)-49[54]

事象全体を通じて負にとどまり臨界（0.0$）を超えない。また、炉心損傷の範囲も限定的であり、有意なエネルギー放出はなく、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメー
タである炉心平均燃料温度は、初期値から約 10℃上昇した後に低下し、その後も大きく上昇することはない。なお、内側炉心の軸方向中心領域に一部冷却材密度反応度
及びボイド反応度が正となる領域があるが、その領域の反応度価値はその上下の負となる領域の反応度価値に比べて絶対値は小さく、事象推移に与える影響は極めて小さい【ボイド反応度が正となる領域と事象推移への影響：別紙 8-1 参照】。
以上より、起因過程において、有意な正の反応度効果はなく、反応度及び原子炉出力の上昇がないまま低温状態で推移し、部分的な炉心損傷の状態で後続の遷移過程に移行する。
ⅱ．遷移過程の解析
起因過程の後、ラッパ管の溶融から炉心損傷が全炉心に拡大し、事象推移を経て事故が核的に収束するまでの過程を遷移過程と呼び、計算コードＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにより解析する。
a．解析条件ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系を第 4.3.3.1.9 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）起因過程の解析結果を初期状態とし、炉心物質の分布（質量、温度、速度及び圧力）及び原子炉の出力及び反応度をそのまま引き継ぐ。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布を第 4.3.3.1.10 図に示す。
2）起因過程の解析結果を引き継ぐタイミングは、ＳＡＳ４Ａの適用限界であるラッパ管が破損する直前とする。
3）低エンタルピーの液体燃料及び液体スティールについて、固体粒子の混在による流動抵抗の増加効果を考慮する。また、密度がほぼ等しい、液体燃料及び燃料粒子（燃料が一旦溶融した後に固化した固体粒子）並びに液体スティール及びスティール粒子は、それぞれ同じ速度を持つものとする。ナトリウム、制御材及び蒸気相は、これらと独立の速度場を持つものとする。
4）空間依存動特性における中性子束分布の計算には、3 次元の輸送計算モデルを用いる。また、使用する核データは、核設計に用いられている高速炉用炉定数を 18 群エネルギー構造に縮約した核反応断面積セット（無限希釈断面積及び自己遮蔽因子テーブル）を用いる。
5）原子炉容器内全体を 3 次元直交座標（流体力学メッシュ：21×19×67）でモデ
ル化し、鉛直方向は低圧プレナムからカバーガス領域までを、径方向は内側炉
心から遮へい集合体までをモデル化する。核計算メッシュは、流体力学メッシ
ュの一部の燃料物質が存在する領域を対象とする。
6）炉心下部の高圧プレナム部及び上部プレナム部の側面には、炉心流量を再現するための圧力境界条件を与える。各炉心燃料集合体の入口には、定格時の流量を再現できるようオリフィス圧力損失係数を与える。また、遷移過程開始時には、すでに１次主循環ポンプのポニーモータによる低速運転に移行しているた
53 条(1)-50[55]

め、定格運転時の約 10%流量を再現するように入口圧力を設定する。
7）B 型及び C 型照射燃料集合体は、同じ列に装荷されている燃料集合体の平均出力に最も近い炉心燃料集合体に置き換える。
8）炉心からの燃料流出経路としては、制御棒駆動機構下部案内管、後備炉停止制
御棒駆動機構下部案内管（以下両者ともに「LGT」という。
）及び径方向の反射体の集合体間ギャップを考慮する。
9）被覆管が溶融した時点又は燃料ペレットが固相線温度に達した時点で燃料ペレットを直ちに破損させ、可動性のある燃料チャンク（未溶融の固体燃料粒子）とする。
10）損傷燃料のスエリングは考慮せず製造時密度で沈降するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.1.11 図から第 4.3.3.1.13 図に示す。
遷移過程の初期には、大半の燃料集合体は健全状態にある。一方、冷却材による除熱は不十分であり炉心の昇温は続くが、原子炉出力が低いため、炉心損傷の進展は極めて緩慢なものとなる。また、遷移過程の初期には、損傷集合体が限定されているため、反応度及び原子炉の出力に大きな変化はない。起因過程終了時に損傷していた集合体に隣接する燃料集合体では、損傷炉心物質の接触に伴い、集合体管壁が損傷又は集合体内の冷却材がボイド化する。冷却材がボイド化した燃料集合体では、被覆管が溶融して燃料ペレットが損傷し、損傷した燃料が沈降すると正の反応度が投入され、時刻 100 秒前後に反応度と原子炉出力の上昇が見られる。損傷領域が狭い間は、反応度の上昇量は大きくないが、ラッパ管の溶融により損傷領域が拡大するとともに燃料の横方向の移動が可能になると反応度変化も徐々に大きくなる。反応度は、変動しながら徐々に上昇し、特に外側炉心の燃料が内側炉心領域に移動すると鉛直方向の燃料
凝集よりも更に大きな正の反応度が投入される。時刻 115 秒から反応度と原子炉出力の振幅が大きくなり、時折原子炉出力が定格値を超える。原子炉出力の上昇により燃料温度の上昇と溶融スティール量が増加し、炉心物質の可動性が増加し、即発臨界近くまで反応度は上昇するようになる。数回の反応度上昇とパルス状の原子炉出力の上昇を経て燃料集合体が全炉心規模で損傷し、損傷した燃料の炉心下部への凝集により時刻 129 秒に初めて反応度が即発臨界（1.0$）を超過する。この時に発生した圧力によって、いったん分散した燃料が再度凝集することにより時刻 131 秒にも即発臨界を超過する。2 回目の即発臨界超過の燃料の集中運動によって比較的大きな出力パルスとエネルギー放出が生じる。評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである炉
心平均燃料温度の最大値は約 3,700℃である。これらの事象推移における炉心内の物
質分布の変動を可視化した解析結果を受けて、機械的応答過程において評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである機械的エネルギーを解析する【最終的即発臨界超過に至るまでの炉心物質挙動の視覚的説明：別紙 8-2 参照】。
この時に発生するスティール蒸気圧により炉心インベントリの約 30%の損傷炉心
物質が炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップに移行して固化する。この結果、反応度は、深い未臨界状態（-200$未満）に低下し、原子炉出力53 条(1)-51[56]

も急速に低下する。その後、再び反応度は、正に回復することはなく、エネルギー放出が生じる可能性はない。なお、炉心領域の下部には、固化した燃料とスティールが堆積しており、短時間で溶融燃料が LGT を通じて炉心領域の下方に流出することはない。炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップ部及び遷移過程
終了時に炉心に残留した燃料及びスティール（以下「残留炉心物質」という。）において、崩壊熱により発熱を続ける炉心燃料のその後の長期にわたる再配置挙動及び冷却挙動については、再配置・冷却過程において解析する。なお、この炉心内の燃料の凝集挙動の解析においては保守的に炉心物質の粘性を零としている【固体粒子の存在による炉心物質の実効的な粘性の増加を考慮した場合の事象推移：別紙 8-3 参照、遷移過程解析における炉心物質の流動性とその影響について：別紙 8-4 参照、高速炉燃料ペレットの急速加熱時の過渡挙動について：別紙 8-5 参照】。
ⅲ．再配置・冷却過程の解析
起因過程及び遷移過程を経て事故が核的に収束（反応度が再び正にもどることのない、深い未臨界状態に移行）した後も損傷した炉心燃料の崩壊熱による発熱によって事故は更に進展する。原子炉容器内での損傷炉心物質の再配置挙動には、崩壊熱による残留炉心物質の溶融と流出挙動に依存して大きな変動幅がある。このため、事象推移に関しては、基本となるシナリオを想定した上で、遷移過程における熱エネルギーの放出状況及び残留炉心物質の溶融と炉心領域からの流出挙動（損傷炉心物質の量及び形態）の考え得る変動幅から長時間の再配置挙動を検討し、想定される最終的な再配置場所での損傷炉心物質の量及び形態に基づいて冷却挙動の解析を行う。
エネルギー放出が小さい場合には、損傷炉心物質の再配置場所として、下部プレナム底部
及び炉心領域を対象とする。大きなエネルギー放出を伴う場合には、損傷炉心物質の再配置
場所として、上部プレナムの炉心支持台上面（炉心構造物を支持する水平構造物の上面）及び材料照射ラック底部を対象とする。それぞれの場所について、損傷炉心物質による熱的負荷に対する解析を行う。原子炉容器内での損傷炉心物質の再配置場所を第 4.3.3.1.14 図に示す。
a．解析条件下部プレナムにおけるデブリベッドの冷却については、１次主冷却系流量等の境界条件をＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤで計算し、下部プレナムに形成されるデブリベッドの冷却をデブリベッド熱計算モジュールで解析する。残留炉心物質の冷却については、１次主冷却系流量等の境界条件をＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤで計算し、炉心領域における残留炉心物質から周囲構造材等への伝熱過程を伝熱計算モデルで計算し、残留炉心物質の再配置場所から周辺の冷却材への熱移行及び原子炉容器内での熱流動挙動をＦＬ
ＵＥＮＴで解析する。また、上部プレナムにおけるデブリベッドの冷却については、堆積状態に応じてデブリベッド熱計算モジュール（炉心支持台上面に堆積した扁平なデブリベッドが対象）及び伝熱計算モデル（材料照射ラック底部に堆積した縦長円柱状のデブリベッドが対象）で解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条
件等について、1）から 5）に共通的な解析条件等を、6）から 11）にそれぞれの再配
置場所に対する解析条件等を示す。
53 条(1)-52[57]

1）再配置・冷却過程の初期状態は、遷移過程の解析において核的挙動が収束した
時点の炉心状態から設定する。遷移過程の終状態では、炉心インベントリの約30%の損傷炉心物質が炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップに移行して固化している。ここでは、炉心領域に残留する損傷炉心物質の量及び下部プレナムへ移行する損傷炉心物質の量が保守的に多くなるように
炉心周囲へ移行する損傷炉心物質の量を炉心インベントリの 30%から 20%に、炉心領域に残留する損傷炉心物質の量を炉心インベントリの 80%とした状態を再配置・冷却過程の初期状態とする。
2）核分裂による発熱は考慮しない。
3）１次主冷却系の循環パスは確保されており、１次主循環ポンプのポニーモータ
運転と２次主冷却系の自然循環による冷却パスは確保されるものとする。
4）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を基に、燃料の損傷・溶融と高温状態が継続していることを考慮して、希ガス及び揮発性の FP からの崩壊熱を除いた値を用いる。原子炉停止後の経過時間は、遷移過程後の事象進展を考慮してそれぞれの再配置場所について設定する。
5）炉心領域から下部プレナム又は上部プレナムに移行した溶融炉心物質は、サブ
クール度の高い大量のナトリウムによって効率的に冷却・固化・微粒化して、下部プレナムでは原子炉容器底部に、上部プレナムでは炉心支持台上面（炉心構造物を支持する水平構造物の上面）及び材料照射ラック底部に粒子状のデブ
リベッドとして堆積するものとする【損傷燃料のデブリ化に対する炉外試験データの適用性について：別紙 8-6 参照】。デブリベッドの性状については、炉心物質を用いた試験結果に基づき、デブリ粒子径を 400µm、空隙率を 0.6 とする【FCI 試験におけるナトリウム温度条件と粒径の関係：別紙 8-7 参照】、【デブ
リベッドの冷却性解析におけるデブリベッドの性状：別紙 8-8 参照】。
6）遷移過程の終状態の残留炉心物質は、未溶融又は再固化した燃料と溶融スティールの混合物となり、崩壊熱によって徐々に再溶融する。溶融した残留炉心物
質の一部は、LGT を通じ下部プレナムに流出する。炉心領域に残留する損傷炉
心物質の量が炉心インベントリの約 50%を下回ると、崩壊熱と炉心周辺構造への熱損失のバランスによって残留炉心物質の溶融が止まるとともに下部プレナ
ムへの流出も止まる。従って、遷移過程終了時に炉心領域に残留する損傷炉心物質の量である炉心インベントリの 80%から下部プレナムへ移行する損傷炉心物質の量は炉心インベントリの 30%とする。
7）本評価事故シーケンスでは、事象の開始から約 130 秒後に炉心領域から溶融炉
心物質の一部が径方向反射体及び遮へい集合体のラッパ管間のギャップに移行
し、炉心領域での核反応が停止すると遷移過程の終状態となる。このため、下部プレナムのデブリベッドの崩壊熱の起点は事象の発生から約 130 秒後とする。
また、下部プレナムのデブリベッド、周囲の冷却材及び原子炉容器壁の初期温度は、それぞれ約 420℃、約 420℃及び 350℃とする。
53 条(1)-53[58]8）6）より炉心領域に残留する損傷炉心物質の量は炉心インベントリの 50%とする。
9）炉心領域に残留する燃料の崩壊熱の起点は、7）と同様に事象の発生から約 130秒後とする。また、冷却過程開始時点の炉心条件として、残留炉心物質の温度は最高約 1,930℃、構造材及び冷却材温度について、支持板下方の領域は約350℃、炉心周辺領域を除く支持板上方の領域は約 500℃並びに炉心周辺領域は
約 460℃とする。この残留炉心物質の温度は遷移過程の終状態で炉心に残留す
る燃料とスティールの平衡温度である。また構造材及び冷却材の温度は、１次主冷却系流量等の境界条件をＳｕｐｅｒ−ＣＯＰＤで計算した際に得られた冷却過程開始時点における各領域の温度である。
10）大きなエネルギー放出が生じた場合には、炉心領域全体が短時間で溶融するとともに、圧力上昇により相当量の損傷炉心物質が上部プレナムに放出される。
ここでは、保守的に炉心上部構造（炉心燃料集合体内の上部反射体ペレット下端からハンドリングヘッドの上端までの間に位置する構造物）による損傷炉心物質の放出の抑制効果を無視して、上部プレナムに移行する損傷炉心物質の量は炉心インベントリの 100%とする。また、次節のⅳ．機械的応答過程において
高温炉心物質やナトリウムの蒸発・膨張による機械的エネルギーの発生をＳＩ
ＭＭＥＲ－Ⅳで解析した結果によると、上部プレナムに放出された損傷炉心物
質は炉容器壁近傍の上部プレナム底部に沈降し、その位置にある材料照射ラッ
ク及び炉心支持台上面に堆積する。堆積位置の広がり面積に対する材料照射ラックの開口面積の比より、炉心インベントリの約 4%の損傷炉心物質が材料照射
ラック底部に堆積し、残りは炉心支持台上面に堆積するものとする。
11）機械的応答過程の解析より、上部プレナムに損傷炉心物質が噴き上げられた高さから炉心支持台上面までの高さを終端速度で落下すると保守的に仮定して、上部プレナムのデブリベッドの崩壊熱の起点は、遷移過程における核反応の停止から 10 秒後とする。また、デブリベッドの初期温度は、遷移過程の不確かさの影響評価の解析結果より約 5,110℃の損傷炉心物質が上部プレナムに放出されて燃料集合体頂部位置まで沈降した際の損傷炉心物質の温度を保守的に切り上げた 600℃とする。この温度は上部プレナムに放出された炉心物質と上部プ
レナム内のナトリウムの平衡温度である。
b．解析結果
本評価事故シーケンスで想定される解析条件において、原子炉容器を通過する冷却材の原子炉容器出口温度は、冷却材の流量減少、原子炉出力の変動及び崩壊熱によって変動する。Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析した原子炉容器出口冷却材温度の変化
を第 4.3.3.1.15 図に示す。原子炉容器出口冷却材温度は約 500℃まで上昇するが、炉心損傷防止措置の評価項目として設定した原子炉冷却材バウンダリ温度 550℃を
超えないことから、冷却材温度の上昇によって原子炉冷却材バウンダリの損傷に至ることはない。
①

下部プレナムにおけるデブリベッド冷却
炉心インベントリの 30%の損傷炉心物質からなるデブリベッドの冷却につい
53 条(1)-54
[59]

ては、
「ⅲ．再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心インベント
リの 70%の損傷炉心物質からなるデブリベッドの場合の結果に対して大きな余裕がある。また、原子炉容器底部に生じる最大応力（１次応力）について、「ⅲ．
再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心インベントリの 70%の損
傷炉心物質からなるデブリベッドの条件における結果は、ＳＵＳ３０４のクリー
プ破断強度と比較して小さい。したがって、炉心インベントリの 30%の損傷炉心物質からなるデブリベッドも原子炉容器内で安定に保持・冷却できる。
②

残留炉心物質の冷却炉心領域に残留した損傷炉心物質の量が炉心インベントリの 50%となる場合
については、「ⅲ．再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心イン
ベントリの 80%の損傷炉心物質が炉心領域に残留した場合の結果に対して余裕がある。このため、残留炉心物質は、再溶融かつ移動することなく炉心領域において固化した状態で安定に冷却できる。また、原子炉容器内の冷却材温度も過大になることはなく、崩壊熱の減衰とともに単調に低下する。したがって、残留炉心物質が原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはない。

③

上部プレナムにおけるデブリベッド冷却
材料照射ラック底部に堆積したデブリベッドの最高温度は約 760℃、炉心支持台上面に堆積したデブリベッドの最高温度は約 760℃まで上昇するが、その後、崩壊熱の減衰によって、これらのデブリベッドの温度は低下する。また、原子炉
容器内の冷却材温度も過大になることはなく、崩壊熱の減衰とともに単調に低下する。したがって、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。

ⅳ．機械的応答過程の解析
機械的応答過程では、起因過程又は遷移過程において即発臨界超過の結果、大きな熱エネ
ルギー放出がある場合、高温となった炉心物質は、炉心内の圧力に駆動されて上部プレナムへ移動し、ナトリウムとの熱的相互作用を生じる。その結果発生するナトリウム蒸気圧によって上部プレナム内のナトリウムが上方に加速され、大回転プラグ、小回転プラグ及び炉心上部機構等（以下「回転プラグ」という。）の下面のカバーガス領域を圧縮し、原子炉冷却材バウンダリ等に対して機械的な負荷を与える。上部プレナム内のナトリウムの加速による機械的エネルギーの発生並びに機械的エネルギー発生時の原子炉容器内の圧力上昇に伴う原子炉容器構造応答、回転プラグ及び固定ボルトの応答挙動並びに回転プラグの間隙を通じた格納容器（床上）へのナトリウム噴出挙動の解析を行う。ナトリウム噴出に係る解析
結果は、格納容器応答過程の解析に引き渡して、ナトリウムの燃焼等に対する格納容器の応答を解析する。
a．解析条件
高温炉心物質やナトリウムの蒸発・膨張による機械的エネルギーの発生をＳＩＭＭ
ＥＲ－Ⅳで解析する。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系を第 4.3.3.1.16 図に示す。
機械的エネルギー発生時の原子炉容器内の圧力上昇に伴う原子炉容器構造応答をＡ
ＵＴＯＤＹＮで解析する。ＡＵＴＯＤＹＮにおける解析体系を第 4.3.3.1.17 図に示す。機械的エネルギー発生時の回転プラグ下面の圧力上昇に伴う回転プラグ及び固定53 条(1)-55[60]

ボルトの応答挙動並びに回転プラグの間隙を通じた格納容器（床上）へのナトリウム
噴出をＰＬＵＧで解析する。ＰＬＵＧにおける解析体系を第 4.3.3.1.18 図に示す。
本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）遷移過程において即発臨界を超過して原子炉の出力の急上昇が起こった直後の、炉心平均燃料温度が最高値に達した時点の炉心状態（炉心物質の質量、温度、速度及び圧力）を機械的応答過程の初期状態とする。熱エネルギーの放出により高温となった炉心物資が蒸発・膨張しつつ炉心から上方に噴出され、ナトリウムを蒸発・膨張させながら機械的エネルギーに変換されるものとする。
2）ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳによる機械的エネルギー発生の解析は、水平方向は炉心中心から原子炉容器の内面まで、鉛直方向は炉心燃料下端部から回転プラグ底板の下端面までを、3 次元直交座標を用いてモデル化する。炉心及びその周辺の初期状態は、遷移過程の解析結果をそのまま接続する。初期の炉心平均燃料温度
及び炉心平均スティール温度は、「ⅰ）基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」の結果よりそれぞれ 3,700℃及び 1,470℃とする。なお、炉心物質が保有する全熱エネルギーに対応する指標として、ここでは炉心平均燃料温度に加えて炉心平均
スティール温度も示した。
3）炉心部から上部プレナムへと溶融炉心物質が容易に噴出するように、遷移過程
において炉心部の上部構造の流路中に侵入した溶融炉心物質が固化することによって形成される閉塞を無視し、また、原子炉容器内において、機械的エネル
ギーの吸収に寄与する構造の流動に対する抵抗を無視するなど、機械的エネル
ギーの発生が大きくなるような条件とする。
4）ＡＵＴＯＤＹＮによる原子炉容器の構造応答解析は、原子炉容器全体を 2 次元
円筒座標でモデル化する。原子炉容器全体は、上端で支持される構造とし、原子炉容器胴部の変形及び底部の変位を解析する。機械的エネルギー発生の解析で得られた炉心物質の膨張における圧力-体積変化を圧力源として解析する。
5）回転プラグは動かない剛体としてモデル化し、この構造物の変形による機械的エネルギーの吸収効果を無視するなど、原子炉容器への負荷が大きくなるような条件とする。
6）ＰＬＵＧによる解析は、回転プラグ及びその固定ボルトをモデル化する。また、
回転プラグ間隙の垂直部分を環状流路、水平部分を矩形流路としてモデル化す
る。回転プラグの応答及び固定ボルトの変形を駆動するプラグ下面の圧力履歴
は、機械的エネルギー発生の解析で得られた圧力履歴【プラグ応答に関わる機械的応答過程解析の具体的内容について：別紙 8-9 参照】を用い、原子炉容器の変形による圧力緩和効果を無視し、回転プラグへの負荷が大きくなる条件とする。
7）定常の流動方程式を用いて噴出ナトリウムの流量を計算するなど、ナトリウム
噴出量が多くなる条件とする。
b．解析結果①

機械的エネルギーの発生
53 条(1)-56[61]

即発臨界超過による熱エネルギーの放出で高温・高圧となった炉心から溶融燃
料と溶融スティールの混合物が上方に放出され、液体ナトリウムを蒸発させる。
これが圧力源となって、上部プレナムのナトリウムを上方へ加速し、原子炉構造に機械的負荷を与える機械的エネルギーへ変換される。機械的エネルギーの最大値は約 1.8MJ である。なお、圧力源の最大膨張時におけるカバーガス領域の体積は初期の 25％程度である。機械的エネルギーを発生させる物理現象は溶融した炉心物質とナトリウムの FCI である。FCI では高温物質と低温物質の接触時に単相圧力が発生する Phase A と呼ばれる現象が知られている【高速炉における FCI
現象について：別紙 8-10 参照】。
②

原子炉容器の構造応答
圧力源の膨張により上部プレナムのナトリウムの上昇速度は、徐々に増大しカ
バーガス領域を圧縮する。この間に生じる機械的負荷は、原子炉容器を水平方向に変形させるものの、原子炉容器に生ずる周方向ひずみの最大値は 0.1％程度（弾性変形の範囲内）であり、許容限界である 10％を超えない【原子炉容器の歪みの判断基準（10%）の設定について：別紙 8-11】。したがって、原子炉容器の健全性が損なわれることはない。なお、安全容器側面及び底面に作用を及ぼさない。

③

回転プラグ及び固定ボルトの応答並びにナトリウム噴出挙動
炉心上部機構及び小回転プラグは大回転プラグと一体となって変位し、大回転
プラグとの相対変位は生じない。大回転プラグは 80ms 程度の短時間の間だけ、最大約 1.2mm 上向きに浮き上がるが、原子炉容器内の圧力が回転プラグの浮き上がりに必要な圧力以下に低下すると、支持フランジ上に落下・着座する。回転
プラグの固定ボルトのひずみは最大でも 0.1％程度であり、破断伸びである 15％
より十分小さく、固定ボルトの健全性が損なわれることはない。
以上より、機械的負荷により回転プラグは短時間の間、垂直上方向へ変位する
ものの落下・着座し、固定ボルトの健全性は損なわれない。
また、大回転プラグの浮き上がりは極短時間であって、その間に一時的に形成される回転プラグ間の間隙を通じてナトリウムが格納容器（床上）へ噴出することはない。

ⅴ．格納容器応答過程の解析
機械的応答過程より、不確かさの影響を考慮したとしても、原子炉容器内から格納容器（床上）へナトリウムが噴出することはないが、ここでは、格納容器の頑健性を確認するために、あえてナトリウムが噴出すると仮定し、格納容器応答過程の解析によりその影響を評価する。
a．解析条件
計算コードＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにより解析する。解析体系を第 4.3.3.1.19 図に示すとともに、主要な解析条件等を以下に示す。
1）格納容器（床上）及び外気をモデル化する。
2）不確かさの影響を考慮したとしても、格納納容器（床上）へナトリウムが噴出
53 条(1)-57[62]

することはないが、ここでは、格納容器の健全性を入念に確認するために、敢えて 230kg のナトリウムが噴出すると仮定する。
3）ナトリウムの燃焼形態として、スプレイ燃焼及びプール燃焼をそれぞれ想定し、それぞれの燃焼形態が支配的となるような液滴径を設定する。また、ナトリウ
ムとコンクリートが直接接触して反応することも想定し、この場合、噴出したナトリウムがプール燃焼と同じ面積で広がり、全てコンクリートと反応すると仮定する。
4）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を基に、希ガスの FP の 100％、揮発性のFP の 50％が格納容器（床上）へ放出されるものとし、これらの崩壊熱は格納容
器内雰囲気ガスに対する熱源とする。
5）雰囲気から構造材への伝熱は自然対流による熱伝達及び熱輻射を考えるものとする。
6）水素の発生については、ナトリウムと雰囲気中の湿分又はコンクリート中の水分との反応をそれぞれ考慮するものとする。
7）Cs-137 の格納容器外への放出量については、定格出力運転を継続し炉心燃料が平均燃焼度に到達したとの保守的な仮定で計算した炉内蓄積量を基に、炉心から冷却材には全量が放出されると仮定し、冷却材中での捕獲及び格納容器（床上）での凝集、沈着等による除去を考慮するものとする。
【格納容器応答過程における放熱等の解析条件及びセシウム挙動の評価方法について：別紙 8-12 参照】
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.1.20 図から第 4.3.3.1.22 図に示す。
ナトリウムの熱的影響については、スプレイ燃焼、プール燃焼及びナトリウム－コ
ンクリート反応する場合についてそれぞれ解析した。
格納容器（床上）の雰囲気の圧力が最高となるのは、スプレイ燃焼のケースであり、最高圧力は約 0.93kg／cm2[gage]（約 0.092MPa[gage]）まで上昇するが、格納容器の設計圧力 1.35kg／cm2[gage]（約 0.13MPa[gage]）を超えない。
格納容器鋼壁の温度が最高となるのは、同様にスプレイ燃焼のケースであり、最高温度は約 68℃まで上昇するが、格納容器鋼壁の設計温度 150℃を超えない。
格納容器（床上）の水素濃度が最大となるのは、ナトリウム－コンクリート反応のケースであり、最大水素濃度は約 0.76vol％まで上昇するが、燃焼限界濃度の 4vol％
を下回る。
また、
格納容器外への Cs-137 の放出について、原子炉冷却材による除去率は 90％、格納容器内から格納容器外への放出率は 0.083％、総放出量は約 0.33TBq となり、100TBq を十分に下回る【BDBA 時の Cs-137 の放出量の評価及び中央制御室の実効線
量の評価：別紙 8-13 参照】。
53 条(1)-58[63]

以上より、格納容器（床上）へのナトリウム噴出を仮想しても、評価項目である格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影響も十分に抑制される。
以上ⅰ.からⅴ.より、外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
ⅰ．起因過程の不確かさの影響評価
起因過程の不確かさの影響について、計算コードの不確かさとして、FP ガスの保持量の不確かさの影響を評価する。また、解析条件の不確かさのうち、事象進展に有意な影響を与えるものとしては反応度係数と燃料破損条件が挙げられるが、燃料破損
条件は既に十分に保守的な条件であるため、反応度係数の不確かさとして、ナトリウ
ムボイド反応度、ドップラ反応度及び燃料の軸伸びの不確かさの影響を評価する。考慮する不確かさ幅は、以下のとおり設定する。
1）FP ガスの保持量：燃料ペレット中の FP ガスの保持量は、ＳＡＳ４Ａの定常照
射挙動モデルの計算値に対して、負の反応度効果を持つ破損燃料の分散の駆動力となる FP ガス圧力の効果を無視する。
2）ナトリウムボイド反応度：炉心の核設計においては 30%の不確かさを考慮している。ナトリウムボイド反応度は、炉心の極一部の領域を除いておおむね負である。評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、正の領域では 1.3 倍に、負の領域では 0.7 倍に設定する。
3）ドップラ反応度：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される
不確かさは 30%である。ドップラ反応度係数は負であるが、起因過程のドップ
ラ反応度は正となるため、評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、1.3 倍に設定する。
4）燃料の軸伸び：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される燃
料密度反応度の不確かさは 30%である。起因過程の事故シーケンスでは燃料は収縮し反応度変化が正となる。評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応
度を大きく計算するため、1.3 倍に設定する。
これらの解析条件等の間には物理的相関はなく、互いに独立であると考えられ、それぞれ保守的に設定した不確かさを重ね合わせることは過度に保守的な想定となる。
そこで、感度解析においては、保守的な条件の重畳は行わず、「（６）措置の有効性評
価ⅰ.起因過程の解析」に対してそれぞれの不確かさの影響を評価する。

起因過程に関する感度解析の結果、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである反応度については、どの不確かさを考慮したとしても、「ⅰ）基本ケース ⅰ.起因過程の解析」と同様に臨界（0.0$）を超えることはない。すなわち、不確かさの影響を考慮したとしても、起因過程は、出力及び燃料温度が低い状態で推移し、部分的な炉心損傷のまま後続の遷移過程に移行する。事象の推移と破損集合体の数に最も大きな影響が生じたケースは、2)のナトリウムボイド反応度の不確かさを保守的に考慮したケースである。基本ケースに比べて過渡開始直後から反応度の減少が若干緩やかになり、沸騰開始時刻や燃料崩壊時刻が早くなっている。このことによって事象進展が53 条(1)-59[64]

速くなり、基本ケースに比べて沸騰及び損傷に至る集合体数が増加した。しかしながら、損傷集合体の数は基本ケースの 2 集合体から 5 集合体に増加しているが、その内の 3 集合体は被覆管の溶融に至っただけであり、炉心全体の燃料分布は基本ケースと大きく変わらず、遷移過程の事象推移に大きな影響を与えることはない【SAS4A の妥当性確認で抽出された不確かさの影響評価の詳細について：別紙 8-14 参照】。
ⅱ．遷移過程の不確かさの影響評価
遷移過程の不確かさの影響について、評価項目のうち、「（2）炉心の著しい損傷に至った場合において、損傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること」に影響を及ぼす不確かさは、遷移過程の事象推移の幅広い不確かさの範囲を含める形で再配置・冷却過程の解析を行う。他方、評価項目の「（3）即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること」の具体的な評価項目のうち、「①原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること」に影響を及ぼす重要なパラメータである即発臨界超過に伴う放出エネルギー及び炉心平均燃料温度の計算において、大きなエネルギー放出を伴う反応度の急速な挿入を引き起こすメカニ
ズムは、溶融燃料の大規模な凝集である【燃料の分布等を踏まえた燃料凝集率と反応度挿入率の評価について：別紙 8-15 参照、即発臨界超過に伴う放出エネルギー評価に係る想定条件の保守性・妥当性について：別紙 8-16 参照】。
「ⅰ）基本ケース ⅱ．
遷移過程の解析」において、このような大規模な溶融燃料の凝集が起こったのは、遷移過程の開始後約 60 秒であり、炉心の損傷が広範囲に進展した段階であった。遷移過程の初期条件は、起因過程の解析結果をできるだけ厳密に接続していること、炉心の損傷が広範囲に進展するまでの間の事象推移は極めて緩慢で大きな反応度の変動がないことなどから、ここでは、遷移過程の後期の段階で大規模な燃料の移動に影響を及ぼす条件又は解析上の想定における不確かさを考慮する【SIMMER による遷移過程解析における、燃料粒子径等の解析条件の即発臨界超過への影響、及び炉心物質質
量の変化について：別紙 8-17】。
具体的には、以下の 2 つの包絡的なケースについての感度解析を行い、その影響を評価する。
①

炉心中心への溶融燃料の凝集移動（炉心溶融プールのスロッシング）を発生させるケース：2 次元円筒座標で周方向同時の燃料移動を許容する保守的な条件を設定する。LGT や反射体間及び遮へい集合体間ギャップを通じた溶融燃料の炉心外への流出を遮断する意味からも保守的な想定となる。

②

LGT の溶融貫通時の燃料－冷却材相互作用（以下「FCI」という。）の発生を仮定して大規模な燃料の移動を駆動するケース：すでに炉心高さの中央部で燃料の破損が生じているものの炉心下部の流路中に冷却材が残っており FCI が発生する可能性がある LGT の位置に対して、炉心平均燃料温度のピークが生じる直前にナトリウムの混入を仮定し、実験的に得られている FCI による発生圧力を包絡する強さの FCI を発生させる。
53 条(1)-60[65]

①の解析は、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにより解析する。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにおける 2 次元
円筒座標の解析体系を第 4.3.3.1.23 図に示す。制御棒、後備炉停止制御棒及び B 型・
C 型照射燃料集合体は、「（６）措置の有効性評価 ⅱ）遷移過程の解析評価」と同様に炉心での同じ列に装荷された集合体の平均出力に最も近い集合体に置き換える。解析における反応度、出力及び炉心平均燃料温度の履歴を第 4.3.3.1.24 図から第4.3.3.1.26 図に示す。2 次元円筒体系では、物質の移動が鉛直・径方向のみに束縛されるため、径方向外側から軸中心に向かう燃料集中が 3 次元解析に比べて強くなる。
外側炉心燃料も含めた大規模な炉心中心に向かう溶融燃料の凝集移動が発生することによって反応度が即発臨界を超過し、極めて厳しい熱エネルギーの放出があり、炉心平均燃料温度の最大値は約 5,110℃である。この解析においては遷移過程の非線形性の影響も考慮している【高速炉重大事故時の即発臨界超過現象における非線形性の影響評価：別紙 8-18 参照】。機械的応答過程の不確かさの影響評価の解析において機械的エネルギーの発生を解析する際には、初期条件の不確かさを考慮してこの解析結果を用いる。
②の解析は、ＳＩＭＭＥＲ−Ⅳにより解析する。FCI による発生圧力を保守的に仮定する【遷移過程解析及び機械的エネルギー発生の解析における FCI 実験からの知見の適用性：別紙 8-19 参照】ことにより、これに伴う燃料凝集の効果による炉心平均
燃料温度を解析した。3 次元体系では、2 次元体系に比べて燃料が炉心内で分散しているために核出力が小さく、炉心燃料の溶融度は低く流動性が小さい。このため、保守的な FCI による圧力を与えても 2 次元体系に比べて燃料凝集量は少ない。反応度
は、即発臨界を超過するもののこれに伴う炉心平均燃料温度は約 4,070℃であり、FCIによる圧力によって駆動される燃料移動により大きな反応度挿入や過大なエネルギ
ー放出が生じることはない。
以上の不確かさの影響評価の解析とその結果について【遷移過程解析における不確
かさ影響評価の保守性について：別紙 8-20】にまとめた。また１次元コンパクショ
ンを想定した簡易評価による不確かさ影響評価解析の保守性を確認した結果を【重力コンパクションによる簡易評価と遷移過程解析基本ケースとの反応度挿入率の違いについて：別紙 8-21】に示す。
ⅲ．再配置・冷却過程の不確かさの影響評価
再配置・冷却過程の不確かさの影響について、評価項目の「（2）炉心の著しい損傷に至った場合において、損傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること」に影響を及ぼす不確かさは、再配置した損傷炉心物質の量の不確かさの影響が最も重要となる。そこで、不確かさ幅を十分に包絡する損傷炉心物質の量をそれぞれの再配置場所に対して設定し、冷却性を評価する。
下部プレナムへの損傷炉心物質の流出量は、流出タイミングに依存する。炉心領域から溶融した残留炉心物質が LGT を通じて下部プレナムに移行しないと想定した場合は、崩壊熱と炉心周辺構造への熱損失のバランスによって炉心領域で溶融し得る燃料の量は炉心インベントリの約 70%となる。この状態で、溶融した残留炉心物質が LGT
53 条(1)-61[66]

を通じて下部プレナムに移行する場合を下部プレナムのデブリベッドの冷却に対する保守的な上限とする。また、残留炉心物質の冷却に対しては、保守的な損傷炉心物質の量として、炉心インベントリの 80%（残り 20%は炉心周囲の集合体ラッパ管間ギャップに移行・固化）が炉心領域に残存するものとする【再配置・冷却過程における損傷炉心物質の炉心からの流出の不確かさ及びその影響評価について:別紙 8-22 参
照】。
なお、上部プレナムに移行した損傷炉心物質の冷却については、「（６）措置の有効性評価 ⅲ）再配置・冷却過程の解析」において、最大量となる炉心インベントリの100%の損傷炉心物質の移行を仮定した解析を行っているため、不確かさ影響評価は行わない。
①

下部プレナムにおけるデブリベッド冷却
炉心インベントリの 70%の損傷炉心物質からなるデブリベッドの冷却をデブ
リベッド熱計算モジュールで解析する。デブリベッドの性状については、「（６）
措置の有効性評価 ⅲ.再配置・冷却過程の解析」と同じとする。原子炉容器底部にデブリベッドが形成される時刻は、「② 残留炉心物質の冷却」において、炉心インベントリの約 70%の燃料が再溶融する時刻（事象発生から約 1,200 秒後）とする。
解析結果を第 4.3.3.1.27 図に示す。また、ＳＵＳ３０４について 900℃を超える温度条件におけるクリープ試験結果を第 4.3.3.1.28 図に示す。
デブリベッド最高温度は、事象発生から約 1,800 秒後に約 720℃まで上昇する
が、その後は崩壊熱の減衰とともに低下する。ここで、デブリベッドにより高温条件となる原子炉容器底部の鏡板において、原子炉容器の自重、ナトリウム重量及びデブリベッド重量により発生する応力は 2.8MPa（1 次応力）であり、ＳＵＳ
３０４について 900℃を超える温度条件で得られているクリープ試験結果に対して十分に小さくクリープ破断は発生しない。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、原子炉容器底部に堆積したデブリベ
ッドは、周囲の冷却材や構造材による除熱と崩壊熱の低下によって安定に冷却される。したがって、原子炉容器底部の鏡板がクリープ破損し、溶融炉心物質等が原子炉容器外に流出することはない。なお、デブリベッドの厚み、粒子径、空隙率の設定によって熱容量や等価熱伝導率が変わるため、実験での粒子径や空隙率に係るデータのばらつき、粒子径の代表径として質量中央値ではなく Sauter 平
均値を用いた場合の影響、及びデブリベッドが不均一に堆積した場合の影響を考慮しても、この結論は変わらない【デブリベッドの冷却性解析におけるデブリベ
ッドの性状：別紙 8-8 参照】、【デブリベッドの冷却性評価における粒子径の評価方法とその影響について：別紙 8-23 参照】。

①

残留炉心物質の冷却炉心領域に残留した損傷炉心物質の量が炉心インベントリの 80%となる場合
について、伝熱計算モデルにより残留炉心物質内部の温度変化と残留炉心物質とその周囲の構造物との境界温度が構造物の融点であるとして残留炉心物質から53 条(1)-62[67]

周囲の構造物への熱移行を解析する【FLUENT 解析に与える損傷炉心物質から周囲への熱流束の設定について：別紙 8-24 参照】。また、ＦＬＵＥＮＴを用いて、炉心バレル構造物内の内側及び外側反射体、遮へい集合体及びラッパ管間ギャッ
プ部を流れるナトリウムによる残留炉心物質及びギャップ閉塞部の除熱挙動を解析する【FLUENT 解析における解析体系及び境界条件の設定について：別紙 825 参照】。
解析結果を第 4.3.3.1.29 図及び第 4.3.3.1.30 図に示す。
伝熱計算モデルの解析によって、事象発生から約 670 秒後に燃料が再溶融し始め、残留炉心物質の最高温度は約 2,890℃まで上昇するが、その後は崩壊熱の減衰とともに低下することが示された。残留炉心物質の内部がスティールの蒸気圧が発生する様な高温となることはなく、周囲の冷却材や構造材による除熱と崩壊熱の低下によって長期的に安定に冷却される。
また、ＦＬＵＥＮＴの解析より、残留炉心物質の下面温度は、残留炉心物質の形成後から発熱条件の時間変化に従って上昇し、事象発生から約 3,900 秒後に
約 850℃であり、その後はなだらかに低下する。このとき炉心下部において、集合体ラッパ管間ギャップのナトリウムは、炉心外側に位置する内側及び外側反射
体、遮へい集合体内部を流れる低温ナトリウムによってラッパ管を介して冷却され、ギャップ部のナトリウムに低温の炉心外側と高温の残留炉心物質周辺との間で循環流が形成される。この循環流によって低温のナトリウムが残留炉心物質の周辺に輸送され、残留炉心物質の下面が冷却される。残留炉心物質側面は、集合
体ラッパ管間ギャップと内側反射体内を流れるナトリウムによって冷却される。
残留炉心物質側面の最高温度は約 770℃であり、残留炉心物質に接する内側反射
体の内部を流れるナトリウムの最高温度は約 580℃である。なお、原子炉容器の最高温度は上部プレナムの上端部で約 500℃であり、これは「4.3.2.6 有効性を評価するための評価項目の設定」における原子炉冷却材バウンダリの制限温度（550℃）以下であることから、原子炉容器近傍の冷却材温度が過大とならず、原子炉冷却材バウンダリである原子炉容器の健全性が損なわれることはない。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、原子炉容器内の冷却材温度が過大になることはなく、崩壊熱の減衰とともに単調に低下し、原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはない。
ⅳ．機械的応答過程の不確かさの影響評価
有効性評価における不確かさについて、評価項目の「（3）燃料の溶融に伴う即発臨
界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格
納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること」の具体的な評価項目「②格納容器（床上）へ噴出するナトリウムの燃焼等に対して、格納容器の健全性が維持できること」に対しては、機械的エネルギー発生における重要現象の不確かさの影響を確認する解析を実施した。不確かさの影響を確認した重要現象は、燃料からスティールへの熱移行、炉心上部構造への熱及び圧力損失、蒸気泡の成長、及び遷移過程の不確かさによる放出熱エネルギーの大きさである。こ
53 条(1)-63[68]

の結果【機械的エネルギー発生の解析における（初期熱エネルギーの不確かさ以外の）
解析パラメータの不確かさの影響について：別紙 8-26 参照】【機械的エネルギー発生の解析におけるエネルギー散逸について：別紙 8-27 参照】【機械的エネルギー発生に係る極短時間挙動の解析への SIMMER の適用性について：別紙 8-28 参照】、初期条件
としての放出熱エネルギーの大きさが最も大きな影響を持つ。このため、遷移過程の不確かさの影響評価の解析から最も大きな熱エネルギー放出があったケースの結果に基づいて機械的エネルギーを解析する。このケースにおける炉心平均燃料温度及び炉心平均スティール温度の最大値はそれぞれ約 5,110℃及び約 2,400℃である。
上部プレナム下部の FCI の不確かさの影響も考慮した解析【機械的エネルギー発生の解析における（初期熱エネルギーの不確かさ以外の）解析パラメータの不確かさの影響について：別紙 8-26 参照】の結果得られた機械的エネルギーの最大値は約3.6MJ である。圧力源の最大膨張時におけるカバーガス領域の体積は初期の 4%程度である。原子炉容器の構造応答解析の結果、第 4.3.3.1.31 図に示すように、原子炉
容器内圧力上昇に伴う水平方向の機械的負荷は、原子炉容器を水平方向に変形させる
ものの、原子炉容器に生ずる周方向ひずみの最大値は 0.7％程度であり、許容限界
10％を超えない。すなわち、評価項目である機械的負荷に対する原子炉容器の健全性は確保される。なお、安全容器側面及び底面に作用を及ぼさない。
第 4.3.3.1.32 図に回転プラグの動的応答に関する解析結果を示す【プラグ応答に関わる機械的応答過程解析の具体的内容について：別紙 8-9 参照】。回転プラグは 1
秒未満の極短時間の間、垂直上方向へ変位するものの、原子炉容器内の圧力が回転プ
ラグの浮き上がりに必要な圧力以下に低下すると、支持フランジ上に落下・着座する。
この間、ナトリウムは、回転プラグの間隙に流入するが格納容器（床上）まで到達せず、原子炉容器内から格納容器（床上）へのナトリウムの噴出は生じない。各回転プ
ラグの固定ボルトのひずみは、最大で 1.6％であり、破断伸び 15％より十分小さく、固定ボルトの健全性は損なわれない。
以上より、最も大きな不確かさ要因である放出熱エネルギーの不確かさの影響を考慮したとしても、評価項目である機械的負荷に対する原子炉容器の健全性は確保される。また、機械的負荷により回転プラグは、短時間の間、垂直上方向へ変位するものの、固定ボルトの健全性は損なわれず、一時的に形成される回転プラグ間の間隙を通じてのナトリウムの格納容器（床上）への噴出は生じない。
ⅴ．格納容器応答過程の不確かさの影響評価
不確かさの影響評価について、スプレイ燃焼において、最も影響のある因子はスプレイの液滴径である。「ⅰ）基本ケース ⅴ.格納容器応答過程の解析」において、不確かさの影響を考慮した上で、評価項目に対して厳しい結果となるような液滴径を入力値として設定していることから感度解析は不要である。したがって、ここでは、不確かさの影響評価として、次に影響のあるプール広がり面積を選定する。「ⅰ）基本ケース ⅴ.格納
容器応答過程の解析」においては、ナトリウムの表面張力等から算出されるプールの厚み（約 1cm）を設定しており、これに対してプール厚みを 1/2 倍（プール面積を 2 倍）とした場合の感度解析をナトリウム－コンクリート反応を対象として実施する。また、解析条
53 条(1)-64[69]

件の不確かさとして崩壊熱があり、崩壊熱計算に用いた計算コードの不確かさとして、崩壊熱の 10％増加を考慮した解析を実施する。
解析結果を第 4.3.3.1.33 図から第 4.3.3.1.35 図に示す。
格納容器（床上）の雰囲気圧力及び格納容器の鋼壁温度が最高となるスプレイ燃焼における崩壊熱の増加の影響については、圧力は変わらず（最高圧力は約 0.93kg/cm2[gage]）、
格納容器の鋼壁温度は若干上昇する（最高温度は約 69℃）程度である。これは、スプレ
イ燃焼によって発生する熱量に比べて崩壊熱の増加の影響が僅かだからである。また、格納容器（床上）の水素濃度が最大となるナトリウム－コンクリート反応におけるプール面
積（反応面積）の増加の影響については、水素の発生速度は増加するものの、ナトリウムの早期消費により反応時間が短くなるため、最大水素濃度はほとんど変わらず（約0.77vol％）、燃焼限界濃度の 4vol％を下回る。
また、格納容器外への Cs-137 の放出について、原子炉冷却材による除去率は 90％、格
納容器内から格納容器外への放出率は約 0.085％、総放出量は約 0.34TBq となり、100TBq
を十分に下回る。
以上より、格納容器（床上）へのナトリウム噴出を仮想した場合において、不確かさの影響を考慮しても、評価項目である格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影
響も十分に抑制される。
以上ⅰ.からⅴ.より、外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-65[70]

第4.3.3.1.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

事故発生
の判断

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信及び原子炉ス
クラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。
・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信を確認し、発信に失敗している場合は事故発生と判断する。

代替
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「１次主循環ポンプトリッ
プ」による原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作
及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

原子炉
自動停止失敗の
判断

原子炉
手動停止

・「１次主循環ポンプトリッ
プ」による後備炉停止系用論
理回路動作に伴う後備炉停止
系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停
止系スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。
・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。
・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

常設設備

設備
可搬設備

－

－

①原子炉トリップ信号「電源喪失」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系

－

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系－

計装設備①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」①代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」①原子炉保護系（スクラム）②代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」③核計装（線形出力系）①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」③核計装（線形出力
系）

－

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-66[71]

第 4.3.3.1.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
可搬設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ
低速運転）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がない
ことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス
圧力計②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全
施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション
信号「格納容器内
圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」

常設設備

①格納容器
②格納容器バウンダリに属す
る配管・弁

計装設備
①原子炉出入口冷却
材温度、１次主冷
却系冷却材流量、主冷却器出口冷却材温度、２次主冷
却系冷却材流量

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-67[72]

第4.3.3.1.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長
状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信失敗を確認する。

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「１次主循環ポンプトリップ」
による原子炉スクラム（自動停止）を確認する。
・「１次主循環ポンプトリップ」
による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）を確認す
る。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

自主対策

運転員B、C2・１次主冷却系流量増大

・１次主冷却系流量増大に係る操作を実施する。

第4.3.3.1.4表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長

状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

運転員B、C2

・原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉
カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・燃料破損検出系により燃料破損の有無を確認する。
・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

運転員D

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イ
ソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

53 条(1)-68
[73]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業

外部電源喪失原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「電源喪失」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

：有効性評価上期待しない措置（Yes）

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「電源喪失」

原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「１次主循環ﾎﾟﾝﾌﾟﾄﾘｯﾌﾟ」（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「１次主循環ﾎﾟﾝﾌﾟﾄﾘｯﾌﾟ」（後備炉停止系用
論理回路動作）（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断

（Yes）

（Yes）
炉心の著しい損傷（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風【炉心損傷防止措置】

格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉ｶﾊﾞｰｶﾞｽ等のﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい

格納容器アイソレーション確認＊「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes）

格納容器内閉
じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温
度・圧力等上昇抑制）（No）
格納容器手動アイソレーション＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等により、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合【格納容器破損防止措置】

第4.3.3.1.1図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-69[74]

4.2秒：原子炉自動停止（代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止系用論理回路）

1.2秒：「1次主循環ポンプトリップ」信号の発信
0秒：事象発生（外部電源喪失）、「電源喪失」信号の発信失敗

第 4.3.3.1.2 図 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替トリップ信号及び後備炉停止制御棒による原子炉停止）

53 条(1)-70[75]

第 4.3.3.1.3 図 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（不確かさの影響評
価）

53 条(1)-71[76]

第 4.3.3.1.4 図 ＳＡＳ４Ａにおける解析体系

53 条(1)-72[77]

A：バッチ数
B：出力／流量比
C：ＳＡＳ４Ａ解析上のチャンネル番号
CR：制御棒BR：後備炉停止制御棒
Ch.20：C型照射燃料集合体
Ch.6及びCh.19：
B型照射燃料集合体

CMIR：材料照射用反射体

第 4.3.3.1.5 図 ＳＡＳ４Ａの解析におけるチャンネルの配置図

10090

冷却材流量割合 （%）

80

冷却材流量割合

70

60
50
40
30
20
10

0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間 （s）

第 4.3.3.1.6 図 １次主循環ポンプの主電動機停止に伴う冷却材流量減少の推移
53 条(1)-73
[78]

0.20

140

0.10

120

0.00

100

（$）

-0.10

80

反応度

原子炉出力

-0.20

60

-0.30

40

-0.40

20

-0.50

原子炉出力（定格値に対する割合）（％）

全反応度

0
0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間 （s）

第 4.3.3.1.7 図 起因過程における原子炉出力及び反応度履歴1060

炉心平均燃料温度1040

炉心平均燃料温度

（℃）

1020

1000
980
960
940
920
900
880
860
0

10

20

30
時間

40
50
（s）

60

70

80

第 4.3.3.1.8 図 起因過程における炉心平均燃料温度履歴53 条(1)-74[79]

：制御棒駆動機構下部案内管及び後備炉停止制御棒駆動機構下部案内管：燃料要素の破損が生じている燃料集合体：計算除外セル

y方向セル番号

内側反射体

炉心構成の番号は、起因過程の解析におけるチャンネル番号

33
31
32

BR

26

24
22
33

CR

17
25

29

31

5

15
33

6

10
24

28

9

32

17

33
21

27
23

25
22

29
26

12

18

32
24

20

CR

27
30

18
11

11
14

33
27

7
4

3

CR
26

22
13

10

1

8

21

11

CMIR

28
25

CR

2

7
16

27

15

9

19

33

23

8

11

23
32

30
27

17

12

遮へい集合体

32
21

27

外側反射体

BR
31

33
29

y
ｘ方向セル番号

CMIRは、第2列の集合体出力平均値に最も近い4番として評価

x「常陽」炉心構成

炉心構成の紫破線は、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳの解析体系における紫一点破線にて表現（紫一点破線は、第4.3.3.1.10図の鉛直
断面取得位置）ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳ解析体系（炉心水平断面図）

第 4.3.3.1.9 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系（遷移過程の解析）

ｚ方向セル番号（解析体系の領域構成）
紫一点破線は、第4.3.3.1.9図の水平断面取得位置

ｘ方向セル番号
遮へい集合体内側反射体（初期条件分布の鉛直断面図）

第 4.3.3.1.10 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布53 条(1)-75
[80]

2.0

反応度 ($)

0.0

-2.0

-4.0

-6.0

-8.0
70

90

110

130

150

170

時間 (s)

第 4.3.3.1.11 図 遷移過程における反応度履歴

原子炉出力 (定格値に対する割合）

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
70

90

110

130

150

170

時間 (s)

第 4.3.3.1.12 図 遷移過程における原子炉出力履歴

53 条(1)-76
[81]

6000

炉心平均燃料温度 (℃)

5000
4000
3000
2000
1000
0
70

90

110

130

150

170

時間 (s)

第 4.3.3.1.13 図 遷移過程における炉心平均燃料温度履歴53 条(1)-77[82]

第 4.3.3.1.14 図 再配置・冷却過程における損傷炉心物質の最終的な再配置場所

第 4.3.3.1.15 図 原子炉容器出口冷却材温度履歴

53 条(1)-78
[83]

アルゴン
カバーガス

Z方向メッシュ番号

回転プラグ下面

上部プレナム

原子炉容器
内面

炉心燃料
集合体
計算除外領域

炉心燃料下端

X方向メッシュ番号

第 4.3.3.1.16 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系（機械的応答過程の解析）

上部胴体
回転プラグ
ナトリウム液面

円錐部胴体

アルゴン
カバーガス

上部プレナム

炉心上部機構オーバーフローノズル

下部胴体

原子炉容器
材料照射ポット
内側反射体、外側反射体及び遮へい集合体

炉心

炉心バレル

炉心支持板

支持構造物

高圧プレナム

冷却材入口ノズル鏡板

第 4.3.3.1.17 図 ＡＵＴＯＤＹＮにおける解析体系

53 条(1)-79[84]

小回転プラグ
遮蔽上部胴＋
駆動フランジ＋
軸受＋
軸受固定台

ミサイル防止
リング
軸受取付用
ボルト

炉心上部機構
据付ボルト

ミサイル防止ボルト

大回転プラグ
駆動フランジ＋軸受(上)GL-3315
GL-3455

軸受固定台＋
軸受(下)大回転プラグ
支持フランジ

GL-3970

ソールプレート
炉心上部機構小回転プラグ

大回転プラグ

プラグ間隙
原子炉容器

：ナトリウム噴出レベル
r=505

r=1110r=1930

第 4.3.3.1.18 図 ＰＬＵＧにおける解析体系

53 条(1)-80[85]

第 4.3.3.1.19 図 ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにおける解析体系

格納容器内圧力（kg/㎠[gage]）

1.0

スプレイ燃焼プール燃焼

0.8

ナトリウム-コンクリート反応

0.6
0.4
0.2
0.0
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24
時間（h）

第 4.3.3.1.20 図 格納容器内圧力の推移

53 条(1)-81
[86]

70

スプレイ燃焼格納容器鋼壁温度（℃）

プール燃焼

ナトリウム-コンクリート反応

60

50

40
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24
時間（h）

第 4.3.3.1.21 図 格納容器鋼壁温度の推移

1.0

スプレイ燃焼プール燃焼ナトリウム-コンクリート反応

水素濃度（vol%）

0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24
時間（h）

第 4.3.3.1.22 図 格納容器内水素濃度の推移

53 条(1)-82[87]

カバーガス

圧力境界

炉心上部機構高圧プレナム

圧力境界

冷却材の流れ
第 4.3.3.1.23 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにおける解析体系

53 条(1)-83
[88]

2.0

反応度 ($)

0.0

-2.0

-4.0

-6.0

-8.0
70

75

80

85

90

95

100

105

時間 (s)

第 4.3.3.1.24 図 遷移過程の不確かさの影響評価における反応度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）

原子炉出力 (定格値に対する割合)

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
70

75

80

85

90

95

100

105

時間 (s)

第 4.3.3.1.25 図 遷移過程の不確かさの影響評価における原子炉出力履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）53 条(1)-84
[89]

6000

炉心平均燃料温度 (℃)

5000
4000
3000
2000
1000
0
70

75

80

85

90

95

100

105

時間 (s)

第 4.3.3.1.26 図 遷移過程の不確かさの影響評価における炉心平均燃料温度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）

デブリベッド最高温度（℃）

1000
900
800
700
600
500
400
300
1200

2400
3600
時間（ｓ）

4800

第 4.3.3.1.27 図 デブリベッド最高温度の履歴

53 条(1)-85[90]

第 4.3.3.1.28 図 ＳＵＳ３０４のクリープ破断時間と応力の関係（900℃から 1,000℃）

53 条(1)-86[91]

残留炉心物質最高温度 （℃）

4000
3500

3000
2500
2000
1500
0

1200

2400 3600
時間 （ｓ）

4800

第 4.3.3.1.29 図 残留炉心物質最高温度の履歴

残留炉心物質下面温度（℃）

1000
900
800

700
600
500
400
300
0

1200

2400
時間（ｓ）

3600

4800

第 4.3.3.1.30 図 残留炉心物質下面の最高温度の履歴

53 条(1)-87
[92]

20

周方向ひずみの最大値：0.7％

径方向変位 (mm)

15

10

5

0

0

50

100

150

時間 (ms)(A) 径方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の径方向変位

10

鉛直方向変位 (mm)

5

0

-5

-10
0

50

100

150

時間 (ms)(B) 鉛直方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の鉛直方向変位
第 4.3.3.1.31 図 径方向及び鉛直方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の変位の履歴

53 条(1)-88
[93]

10
9

炉心上部機構小回転プラグ

8

大回転プラグ

相対変位 (mm)

7
6

5
4
3
2
1
0
0

200

400
600
時間 (ms)800

1000

第 4.3.3.1.32 図 回転プラグ及び炉心上部機構の動的応答の解析結果

格納容器内圧力（kg/cm2[gage]）

1.0

スプレイ燃焼不確かさ解析[崩壊熱1.1倍]

0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24
時間（h）

第 4.3.3.1.33 図 格納容器内圧力の推移（不確かさの影響評価）

53 条(1)-89[94]

格納容器鋼壁温度（℃）

70

スプレイ燃焼不確かさ解析[崩壊熱1.1倍]

60

50

40
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24
時間（h）

第 4.3.3.1.34 図 格納容器鋼壁温度の推移（不確かさの影響評価）1.0

水素濃度（vol%）0.8
0.6
ナトリウム-コンクリート反応

0.4

不確かさ解析[プール面積2倍]

0.2
Na 消費により反応停止

0.0
0

2

4

6

8

10

時間（min）

第 4.3.3.1.35 図 格納容器内水素濃度の推移（不確かさの影響評価）

53 条(1)-90[95]

4.3.3.2 外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で外部電源が喪失した後、「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信に成功するものの、原子炉保護系（スクラム）が正常に動作しなかったことで、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、１次主循環ポンプト
リップによる炉心流量減少時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において冷却材が沸騰し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時
間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合に、損傷炉心物質の冷却及び機
械的エネルギーの影響緩和が必要であることから、通常運転状態及び自動作動による格納容器破損防止措置を講じる。
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、代替安全保護回路として、後備炉停止系用論理回路を整備し、当該回路の動作により後備炉停止制御棒を急速挿入することで、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、原子炉トリップ信号発信失敗を想定し、「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ
信号として整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（後備炉停止系用論理回路による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損
傷に至ることから、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により、損傷炉心物質を冷却すること
で原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエ
ネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるた
め、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置
及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.2.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、原子炉保護系（スクラム）動作失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
53 条(1)-91[96]外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主循環ポンプ及び駆動電動機に適切な慣性を持たせ、この慣性と１次冷却材の流体慣性により、主電動機停止の際の１次冷却材流量の減少率を小さくする（ポンプ回転数の慣性降下時の時定数は約 10 秒）。
ｂ．
「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｅ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。また、1 次主冷却系の流量を増大すると、炉心の著しい損傷を回避できる可能性があるため、運転員は手動で１次主冷却系の流量を増大できるものとする。なお、本措置は上記のｂ．～ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．外部電源喪失時は非常用ディーゼル電源系、交流無停電電源系及び直流無停電電源系により非常用電源が確保され、原子炉保護のために必要な施設内補機への給電が行われる。なお、原子炉保護系は、直流及び交流無停電電源系より給電され、１次主循環ポンプのポニーモータは、直流無停電電源系より給電される。
ｂ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｃ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｄ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
53 条(1)-92[97]

ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｅ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及
び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置
及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.2.1 表及び第 4.3.3.2.2 表に示す。
これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、
後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置
及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.2.3 表及び第 4.3.3.2.4
表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び炉心損傷防止措置は「4.3.3.1

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評価は「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び格納容器破損防止措置は「4.3.3.1 外部電源喪失
及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評
価は「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」において実施
53 条(1)-93
[98]

する。
上記の評価結果から、外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

第 4.3.3.2.1 表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信及び原子炉ス
クラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認
する。

事故発生
の判断

・「電源喪失」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認
し、発信に失敗している場合
は事故発生と判断する。

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①原子炉トリップ信号「電源喪失」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」

・「１次主循環ポンプトリッ
プ」による後備炉停止系用論
理回路動作に伴う後備炉停止
系による原子炉スクラム（自動停止）を核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」③核計装（線形出力系）

原子炉
自動停止失敗の判断

・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する

－

－

－

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-94[99]

第4.3.3.2.2表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
可搬設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ
低速運転）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がない
ことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス
圧力②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全
施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション
信号「格納容器内
圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」

常設設備

①格納容器
②格納容器バウンダリに属す
る配管・弁

計装設備
①原子炉出入口冷却材
温度、１次主冷却系
冷却材流量、主冷却
器出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材
流量

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-95[100]

第4.3.3.2.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・「電源喪失」による原子炉保護
系（スクラム）動作失敗を確認する。
・「１次主循環ポンプトリップ」
による原子炉スクラム（自動停止）を確認する。
・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、 ・「１次主循環ポンプトリップ」
自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計してによる後備炉停止系用論理回路動いる。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、 作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）を確認す
原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。
る。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

自主対策

運転員B、C2・１次主冷却系流量増大

・１次主冷却系流量増大に係る操作を実施する。

第 4.3.3.2.4 表 格納容器防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長

状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

運転員B、C2

・原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉
カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・燃料破損検出系により燃料破損の有無を確認する。
・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

運転員D

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、 隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動アイ
ソレーション操作を開始する。機器の操作時間に余裕を見込んだ時間を設定している。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

53 条(1)-96
[101]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業

外部電源喪失：有効性評価上期待しない措置

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「電源喪失」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「電源喪失」（Yes）

原子炉自動停止（No）

低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

（Yes）
後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「１次主循環ﾎﾟﾝﾌﾟﾄﾘｯﾌﾟ」（後備炉停止系用
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断

（Yes）

（Yes）

炉心の著しい損傷（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風【炉心損傷防止措置】

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉ｶﾊﾞｰｶﾞｽ等のﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい

格納容器アイソレーション確認＊「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes）

格納容器内閉
じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温
度・圧力等上昇抑制）（No）
格納容器手動アイソレーション＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等により、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.2.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-97[102]

4.3.3.3 １次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの機械的原因により１次主循環ポンプ 1 台の軸が固着し、１次冷却材流量が減少した際に、「１次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、１次主循環ポ
ンプ軸固着による炉心流量減少時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において冷却材が沸騰し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時
間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合に、損傷炉心物質の冷却及び機
械的エネルギーの影響緩和が必要であることから、通常運転状態及び自動作動による格納容器破損防止措置を講じる。
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（代替原子炉トリップ信号による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、1 ループの１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により、損傷炉心物
質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエ
ネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるた
め、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.3.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、「１次冷却材流量低」の原子炉トリップ信号発信失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著
53 条(1)-98[103]

しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主循環ポンプ及び駆動電動機に適切な慣性を持たせ、この慣性と１次冷却材の流体慣性により、主電動機停止の際の１次冷却材流量の減少率を小さくする（ポンプ回転数の慣性降下時の時定数は約 10 秒）。
ｂ．
「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「１次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｅ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。また、条件によっては、1 次主冷却系の流量を増大すると、炉心の著しい損傷を回避できる可能性があるため、運転員は手動で１次主冷却系の流量を増大できるものとする。なお、本措置は上記のｂ．
～ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、1 ループの１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｄ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及
び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学53 条(1)-99[104]

的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.3.1 表及び第 4.3.3.3.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
また、後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.3.3 表第 4.3.3.3.4
表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度の初期値をそれぞれ、1794℃、540℃及び 531℃とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）最も厳しい想定として、事故ループの１次主循環ポンプの回転数が瞬時に零になるものとする。また、１次主循環ポンプは、１基が停止した場合に、相互イ
ンターロックにより他ループの１基を停止する設計であるため、他の 1 ループ
53 条(1)-100[105]

の１次主循環ポンプの主電動機も同時に停止し、1 ループのポニーモータによる低速運転に引き継がれるものとする。
5）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）原子炉の自動停止は「１次主循環ポンプトリップ」によるものとし、応答時間
は 4.2 秒とする。
7）応答時間を長くし、かつ、負の反応度の挿入量を小さくすることにより、炉心温度の上昇を高めに評価するため、原子炉保護系及び主炉停止系には期待しないものとし、後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 1.4%△k/k とする。また、解析では制御棒の挿入速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価
値 90%挿入までの時間を 0.8 秒とする。
8）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
9）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.3.2 図に示す。
１次主循環ポンプ軸固着の発生により、事故ループの冷却材流量は急速に減少するとともに、他の 1 ループの１次主循環ポンプの主電動機も同時に停止する。
「１次冷
却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、代替原子炉トリップ信号である「１次主循環ポンプトリップ」が事故発生後 1.2 秒で後備炉停止系用論理回路に到達し、時刻 4.2 秒に後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入を開始する。
１次主循環ポンプ軸固着により炉心流量は事象発生 0 秒から減少しており、後備
炉停止制御棒の挿入が開始されるまで被覆管温度及び冷却材温度が上昇する。その間、主に冷却材の温度上昇による負の反応度が投入され、原子炉出力は定格出力の約80%まで低下し、燃料温度も低下する。また、健全ループの１次主循環ポンプの主電動機はポニーモータ運転に引き継がれるとともに、原子炉スクラム信号の発信により、両ループの２次主循環ポンプがトリップし、２次主冷却系は自然循環に移行する。
２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後は、原子炉出力が急速に低下し、それに伴い燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度も低下するが、炉心流量と原子炉出力のバランスにより、一度上昇に転じてから再び低下する。原子炉容器出口冷却
材温度は、初期温度からほとんど上昇せず緩やかに低下する。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、後備炉停止制御棒の挿入開始時に出現し、それぞれ約 750℃及び約 740℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却53 条(1)-101[106]

材温度は、初期値からほとんど上昇せず最高温度は約 460℃であり、評価項目を満足する。
【制御棒の落下速度による影響評価：別紙 7-1 参照 】
以上より、１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる反応度係数の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。反応度係数の不確かさ幅は、炉心構成の変動等による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、それぞれ以下のとおり設定する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
ドップラ係数：燃料温度の低下に対して、正のフィードバック効果が最大となるよう絶対値が最大の負の値を使用する。

燃料温度係数：

ドップラ係数と同様に、絶対値が最大の負の値を使用する。

被覆管温度係数：

被覆管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

冷却材温度係数：

冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

ラッパ管温度係数 ：ラッパ管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

炉心支持板温度係数：

本評価事故シーケンスにおける評価項目である燃料温度
及び炉心冷却材温度等が最大値となるまでの間は原子炉容器入口冷却材温度の変化が生じないため、炉心支持板温度係数の不確かさは考慮しない。

解析結果を第 4.3.3.3.3 図に示す。
後備炉停止制御棒の挿入が開始されるまでに、主に冷却材の負のフィードバック反応度が小さくなることにより、原子炉出力の低下が「i)基本ケース」の解析に比べ小さくなった。結果として、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と比53 条(1)-102[107]

べ、それぞれ約 10℃高く、約 760℃及び約 750℃であり、評価項目を満足する。また、燃料最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約 1,800℃、原子炉容器出口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析とほとんど変わらず約 460℃であり、評価項目を満足する。
以上より、１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケースⅰ．起因過程の解析
事故の開始からラッパ管内で炉心燃料が溶融するまでの過程を起因過程と呼び、計算コードＳＡＳ４Ａにより解析する。
a．解析条件解析体系は、「4.3.3.1

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）炉心領域の全集合体を 33 のＳＡＳ４Ａチャンネルで代表する。各チャンネル
は、単一の燃料要素とこれに付随する冷却材流路及び構造材で代表する。ＳＡＳ４Ａチャンネルの配置は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号
発信失敗の重畳事故」に同じである。
2）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
3）最も厳しい想定として、事故ループの１次主循環ポンプの回転数が瞬時に零になるものとする。他の 1 ループの１次主循環ポンプの主電動機も同時に停止し、
1 ループのポニーモータによる低速運転に引き継がれ、炉心流量は定格値の約6.5％が確保されるものとする。1 ループの１次主循環ポンプの軸固着後の冷却材流量を第 4.3.3.3.4 図に示す。
4）ドップラ係数、燃料密度係数、冷却材密度係数（ナトリウムボイド反応度）及び構造材密度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
5）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）炉心の燃焼状態は、標準平衡炉心の運転サイクル初期とする。
7）照射燃料集合体は炉心燃料集合体に置き換える。ただし、集合体の出力、冷却材流量及び反応度係数は、照射燃料集合体の値を用いる。
8）燃料要素の照射挙動を扱う定常計算と、冷却材流量減少挙動等の過渡挙動を扱
う過渡計算に分けて計算する。定常計算では、燃料要素の熱計算及び変形計算、
各メッシュの出力に応じた FP ガスの生成量の計算や燃料中の FP ガスの保持量と温度に応じた放出量の計算を行い、炉心の燃焼状態を模擬する。過渡計算では、定常計算の結果を初期条件として各種過渡現象を模擬した計算を行う。
53 条(1)-103[108]9）ナトリウムボイド反応度が負であるため、本評価事故シーケンスでは、原子炉の出力が十分に低下し、燃料に対する被覆管による拘束力は燃料が溶融する前に喪失し、燃料自身の強度が失われれば崩壊する状態になる。また、燃料内の温度分布が平坦化し、燃料の中心部で溶融が生じる段階では、高温化によって既に強度が低下した燃料は、短時間で崩壊に至ると考えられる。燃料破損時の燃料溶融割合が小さいほど燃料分散による負の反応度効果が抑えられることを考慮し、燃料は溶融開始直後に破損するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.3.5 図及び第 4.3.3.3.6 図に示す。
本評価事故シーケンスにおいては、1 ループの１次主循環ポンプの軸固着によって冷却材流量が減少するため、燃料要素からの除熱が減少し冷却材温度が上昇する。冷却材温度の上昇に伴う密度反応度は負であるため、原子炉出力はゆっくりと低下する。燃料温度は、燃料要素からの除熱の減少でいったん上昇するが、その後、原子炉出力の低下とともに低下する。燃料温度の低下に伴う反応度効果は、正の燃料密度反応度とドップラ反応度であるがいずれも小さい。冷却材温度は、更に上昇を続け出力／流量比が最も大きいチャンネル（第 4.3.3.1.5 図のチャンネル 12）において、燃料上端部で冷却材の沸騰が始まる。沸騰気泡が成長し炉心中心に拡大すると、燃料要素からの除熱は更に減少する。ナトリウムボイド反応度は負であるため、沸騰気泡の拡大は負の反応度効果を持つ。燃料要素からの除熱の減少により被覆管の溶融と移動が始まるが、ナトリウム蒸気流と重力による溶融被覆管の炉心中央から上下への移動は正の反応度効果を持つため、単調に減少していた原子炉出力がわずかに上昇し、これに伴い燃料温度も若干上昇する。炉心全体では、負の冷却材密度反応度及びナトリ
ウムボイド反応度が卓越しているため、全反応度は未臨界の状態が維持される。冷却
材温度の上昇に伴う負の反応度、その後破損した燃料の上下への分散に伴う負の反応度が投入されることで原子炉出力は低下する。時刻約 52.3 秒でチャンネル 12 のラ
ッパ管の温度が融点まで上昇し、ＳＡＳ４Ａの適用限界に達する。その約 50 秒間の起因過程の範囲では、炉心は出力／流量比が大きい 3 チャンネル（炉心燃料集合体数：4）の損傷にとどまる。
起因過程において、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである反応度変化は、事象全体を通じて負にとどまり臨界（0.0$）を超えない。また、炉心損傷の範囲も限定的であり、有意なエネルギー放出はなく、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメー
タである炉心平均燃料温度は、初期値から約 20℃上昇した後に低下し、その後も大きく上昇することはない。なお、内側炉心の軸方向中心領域に一部冷却材密度反応度
及びボイド反応度が正となる領域があるが、その領域の反応度価値はその上下の負となる領域の反応度価値に比べて絶対値は小さく、事象推移に与える影響は極めて小さい【ボイド反応度が正となる領域と事象推移への影響：別紙 8-1 参照】。
以上より、起因過程において、有意な正の反応度効果はなく、反応度及び原子炉の出力の上昇がないまま低温状態で推移し、部分的な炉心損傷の状態で後続の遷移過程に移行する。
53 条(1)-104[109]

ⅱ．遷移過程の解析
起因過程の後、ラッパ管の溶融から炉心溶融が全炉心規模に進展する過程を遷移過程と呼び、計算コードＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにより解析する。
a．解析条件ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系を第 4.3.3.3.7 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）起因過程の解析結果を初期状態とし、炉心物質の分布（質量、温度、速度及び圧力）及び原子炉の出力及び反応度をそのまま引き継ぐ。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布を第 4.3.3.3.8 図に示す。
2）起因過程の解析結果を引き継ぐタイミングは、ＳＡＳ４Ａの適用限界であるラッパ管が破損する直前とする。
3）低エンタルピーの液体燃料及び液体スティールについて、固体粒子の混在による流動抵抗の増加効果を考慮する。また、密度がほぼ等しい、液体燃料及び燃料粒子並びに液体スティール及びスティール粒子は、それぞれ同じ速度を持つものとする。ナトリウム、制御材及び蒸気相は、これらと独立の速度場を持つものとする。
4）空間依存動特性における中性子束分布の計算には、3 次元の輸送計算モデルを用いる。また、使用する核データは、核設計に用いられている高速炉用炉定数を 18 群エネルギー構造に縮約した核反応断面積セット（無限希釈断面積及び自己遮蔽因子テーブル）を用いる。
5）原子炉容器内全体を 3 次元直交座標（流体力学メッシュ：21×19×67）でモデ
ル化し、鉛直方向は低圧プレナムからカバーガス領域までを、径方向は内側炉
心から遮へい集合体までをモデル化する。核計算メッシュは、流体力学メッシ
ュの一部の燃料物質が存在する領域を対象とする。
6）炉心下部の高圧プレナム部及び上部プレナム部の側面には、炉心流量を再現するための圧力境界条件を与える。各炉心燃料集合体の入口には、定格時の流量を再現できるようオリフィス圧力損失係数を与える。また、遷移過程開始時には、すでに 1 ループの１次主循環ポンプのポニーモータによる低速運転に移行しているため、定格運転時の 6.5%流量を再現するように入口圧力を設定する。
7）B 型及び C 型照射燃料集合体は、同じ列に装荷されている燃料集合体の平均出力に最も近い炉心燃料集合体に置き換える。
8）炉心からの燃料流出経路としては、LGT 及び径方向の反射体の集合体間ギャップを考慮する。
9）被覆管が溶融した時点又は燃料ペレットが固相線温度に達した時点で燃料ペレットを直ちに破損させ、可動性のある燃料粒子とする。
10）損傷燃料のスエリングは考慮せず製造時密度で沈降するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.3.9 図から第 4.3.3.3.11 図に示す。
遷移過程の初期には、大半の燃料集合体は健全状態にある。一方、冷却材による除53 条(1)-105[110]

熱は不十分であり炉心の昇温は続くが、原子炉の出力が低いため、炉心損傷の進展は極めて緩慢なものとなる。また、遷移過程の初期には、損傷集合体が限定されているため、反応度及び原子炉の出力に大きな変化はない。起因過程終了時に損傷していた集合体に隣接する燃料集合体では、損傷炉心物質の接触に伴い、集合体管壁が損傷又は集合体内の冷却材がボイド化する。冷却材がボイド化した燃料集合体では、被覆管が溶融して燃料ペレットが損傷し、損傷した燃料が沈降すると正の反応度が投入され、時刻 70 秒前後に反応度と原子炉の出力の上昇が見られる。損傷領域が狭い間は、反応度の上昇量は大きくないが、ラッパ管の溶融により損傷領域が拡大するとともに燃料の横方向の移動が可能になると反応度変化も徐々に大きくなる。反応度は、変動
しながら徐々に上昇し、特に外側炉心の燃料が内側炉心領域に移動すると鉛直方向の
燃料凝集よりも更に大きな正の反応度が投入される。時刻 75 秒から反応度と原子炉の出力の振幅が大きくなり、時折原子炉の出力が定格値を超える。原子炉の出力上昇
により燃料温度の上昇と溶融スティール量が増加し、炉心物質の可動性が増加し、即発臨界近くまで反応度は上昇するようになる。数回の反応度上昇とパルス状の原子炉の出力上昇を経て燃料集合体が全炉心規模で損傷し、損傷した燃料の炉心下部への凝集により時刻 78.6 秒に初めて反応度が即発臨界（1.0$）を超過する。この時に発生した圧力によって一旦分散した燃料が再度凝集することにより時刻 79.8 秒にも即発
臨界を超過する。2 回目の即発臨界超過の燃料の集中運動によって比較的大きな出力
パルスとエネルギー放出が生じる。評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである
炉心平均燃料温度の最大値は約 4,200℃である。この解析結果を受けて、機械的応答過程において評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである機械的エネルギーを解析する。
この時に発生するスティール蒸気圧により炉心インベントリの約 30%の損傷炉心
物質が炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップに移行して固化する。この結果、反応度は、深い未臨界状態（-600$未満）に低下し、原子炉出力も急速に低下する。その後、再び反応度は、正に回復することはなく、エネルギー放出が生じる可能性はない。なお、炉心領域の下部には、固化した燃料とスティールが堆積しており、短時間で溶融燃料が LGT を通じて炉心領域の下方に流出することはない。炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップ部及び遷移過程
終了時に残留炉心物質において、崩壊熱により発熱を続ける炉心燃料のその後の長期にわたる再配置挙動及び冷却挙動については、再配置・冷却過程において解析する。
ⅲ．再配置・冷却過程の解析
起因過程及び遷移過程を経て事故が核的に収束（反応度が再び正にもどることのない、深い未臨界状態に移行）した後も損傷した炉心燃料の崩壊熱による発熱によって事故は更に進展する。原子炉容器内での損傷炉心物質の再配置挙動には、崩壊熱による残留炉心物質の溶融と流出挙動に依存して大きな変動幅がある。このため、事象推移に関しては、基本となるシナリオを想定した上で、遷移過程における熱エネルギーの放出状況及び残留炉心物質の溶融と炉心領域からの流出挙動（損傷炉心物質の量及び形態）の考え得る変動幅から長時間の再配置挙動を検討し、想定される最終的な再配置場所での損傷炉心物質の量及び形態
53 条(1)-106[111]

に基づいて冷却挙動の解析を行う。原子炉容器内での損傷炉心物質の再配置場所は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じとする。
エネルギー放出が小さい場合には、損傷炉心物質の再配置場所として、下部プレナム底部
及び炉心領域を対象とする。大きなエネルギー放出を伴う場合には、損傷炉心物質の再配置
場所として、上部プレナムの炉心支持台上面（炉心構造物を支持する水平構造物の上面）及び材料照射ラック底部を対象とする。それぞれの場所について、損傷炉心物質による熱的負荷に対する解析を行う。
a．解析条件下部プレナムにおけるデブリベッドの冷却については、１次主冷却系流量等の境界条件をＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤで計算し、下部プレナムに形成されるデブリベッドの冷却をデブリベッド熱計算モジュールで解析する。残留炉心物質の冷却については、１次主冷却系流量等の境界条件をＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤで計算し、炉心領域における残留炉心物質から周囲構造材への伝熱過程を伝熱計算モデルで計算し、残留炉心物質の再配置場所から周辺の冷却材への熱移行及び原子炉容器内での熱流動挙動をＦＬＵ
ＥＮＴで解析する。また、上部プレナムにおけるデブリベッドの冷却については、堆積状態に応じてデブリベッド熱計算モジュール（炉心支持台上面に堆積した扁平なデブリベッドが対象）及び伝熱計算モデル（材料照射ラック底部に堆積した縦長円柱状のデブリベッドが対象）で解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件
等について、1）から 5）に共通的な解析条件等を、6）から 11）にそれぞれの再配置
場所に対する解析条件等を示す。
1）再配置・冷却過程の初期状態は、遷移過程の解析において核的挙動が収束した
時点の炉心状態から設定する。遷移過程の終状態では、炉心インベントリの約30%の損傷炉心物質が炉心周囲の反射体及び遮へい集合体間のラッパ管間のギャップに移行して固化している。ここでは、炉心領域に残留する損傷炉心物質の量及び下部プレナムへ移行する損傷炉心物質の量が保守的に多くなるように
炉心周囲へ移行する損傷炉心物質の量を炉心インベントリの 30%から 20%に、炉心領域に残留する損傷炉心物質の量を炉心インベントリの 80%とした状態を再配置・冷却過程の初期状態とする。
2）核分裂による発熱は考慮しない。
3）１次主冷却系の循環パスは確保されており、1 ループの１次主循環ポンプのポ
ニーモータ運転と２次主冷却系の自然循環による冷却パスは確保されるものとする。
4）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を基に、燃料の損傷・溶融と高温状態が継続していることを考慮して、希ガス及び揮発性の FP からの崩壊熱を除いた値を用いる。原子炉停止後の経過時間は、遷移過程後の事象進展を考慮してそれぞれの再配置場所について設定する。
5）炉心領域から下部プレナム又は上部プレナムに移行した溶融炉心物質は、サブ
クール度の高い大量のナトリウムによって効率的に冷却・固化・微粒化して、53 条(1)-107[112]

下部プレナムでは原子炉容器底部に、上部プレナムでは炉心支持台上面（炉心構造物を支持する水平構造物の上面）及び材料照射ラック底部に粒子状のデブ
リベッドとして堆積するものとする。デブリベッドの性状については、炉心物質を用いた試験結果に基づき、デブリ粒子径を 400µm、空隙率を 0.6 とする。
6）遷移過程の終状態の残留炉心物質は、未溶融又は再固化した燃料と溶融スティールの混合物となり、崩壊熱によって徐々に再溶融する。溶融した残留炉心物
質の一部は、LGT を通じて下部プレナムに流出する。炉心領域に残留する損傷
炉心物質の量が炉心インベントリの約 40%を下回ると、崩壊熱と炉心周辺構造への熱損失のバランスによって残留炉心物質の溶融が止まるとともに下部プレ
ナムへの流出も止まる。このため、炉心領域から下部プレナムへ移行する損傷
炉心物質の量は炉心インベントリの 40%とする。
7）本評価事故シーケンスでは、事象の開始から約 80 秒後に炉心領域から溶融炉心物質の一部が径方向反射体及び遮へい集合体のラッパ管間のギャップに移行し、炉心領域での核反応が停止すると遷移過程の終状態となる。ここでは、デブリ
ベッドが形成されるまでの時間を保守的に無視して、下部プレナムのデブリベ
ッドの崩壊熱の起点は事象の発生から約 80 秒後とする。また、下部プレナムのデブリベッド、周囲の冷却材及び原子炉容器壁の初期温度は、それぞれ約 440℃、
約 440℃及び 350℃とする。
8）6）より炉心領域に残留する損傷炉心物質の量は炉心インベントリの 40%とする。
9）炉心領域に残留する燃料の崩壊熱の起点は、7）と同様に事象の発生から約 80秒後とする。また、冷却過程開始時点の炉心条件として、残留炉心物質の温度は最高約 1,930℃、構造材及び冷却材温度について、支持板下方の領域は約350℃、炉心周辺領域を除く支持板上方の領域は約 470℃並びに炉心周辺領域は約 500℃とする。
10）大きなエネルギー放出が生じた場合には、炉心領域全体が短時間で溶融するとともに、圧力上昇により相当量の損傷炉心物質が上部プレナムに放出される。
ここでは、保守的に炉心上部構造による損傷炉心物質の放出の抑制効果を無視
して、上部プレナムに移行する損傷炉心物質の量は炉心インベントリの 100%とする。また、上部プレナムに放出された損傷炉心物質の広がり面積に対する材
料照射ラックの開口面積の比より、炉心インベントリの約 4%の損傷炉心物質が材料照射ラック底部に堆積し、残りは炉心支持台上面に堆積するものとする。
11）機械的応答過程の解析より、上部プレナムに損傷炉心物質が噴き上げられた高さから炉心支持台上面までの高さを終端速度で落下すると保守的に仮定して、上部プレナムのデブリベッドの崩壊熱の起点は、遷移過程における核反応の停止から 10 秒後とする。また、デブリベッドの初期温度は、遷移過程の不確かさの影響評価の解析結果より約 5,130℃の損傷炉心物質が上部プレナムに放出されて燃料集合体頂部位置まで沈降した際の損傷炉心物質の温度を保守的に切り上げた 600℃とする。
上記で示した上部プレナムにおけるデブリベッド冷却に係る条件は、「4.3.3.1 外53 条(1)-108[113]

部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に包絡される。このため、上部プレナムにおけるデブリベッド冷却の解析は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
b．解析結果
本評価事故シーケンスで想定される解析条件において、原子炉容器を通過する冷却材の原子炉容器出口温度は、冷却材の流量減少、原子炉出力の変動及び崩壊熱によって変動する。Ｓｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析した原子炉容器出口冷却材温度の変化
を第 4.3.3.3.12 図に示す。原子炉容器出口冷却材温度は約 490℃まで上昇するが、炉心損傷防止措置の評価項目として設定した原子炉冷却材バウンダリ温度 550℃を
超えないことから、冷却材温度の上昇によって原子炉冷却材バウンダリの損傷に至ることはない。
①

下部プレナムにおけるデブリベッド冷却
炉心インベントリの 40%の損傷炉心物質からなるデブリベッドの冷却については、「ⅲ）再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心インベント
リの 70%の損傷炉心物質からなるデブリベッドの場合の結果に対して大きな余裕がある。また、原子炉容器底部に生じる最大応力（１次応力）について、「ⅲ）
再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心インベントリの 70%の損
傷炉心物質からなるデブリベッドの条件における結果は、ＳＵＳ３０４のクリー
プ破断強度と比較して小さい。したがって、炉心インベントリの 40%の損傷炉心物質からなるデブリベッドも原子炉容器内で安定に保持・冷却できる。

②

残留炉心物質の冷却炉心領域に残留した損傷炉心物質の量が炉心インベントリの 40%となる場合
については、「ⅲ）再配置・冷却過程の不確かさの影響評価」における炉心イン
ベントリの 80%の損傷炉心物質が炉心領域に残留した場合の結果に対して余裕がある。このため、残留炉心物質は、再溶融かつ移動することなく炉心領域において固化した状態で安定に冷却できる。また、原子炉容器内の冷却材温度も過大になることはなく、崩壊熱の減衰とともに単調に低下する。したがって、残留炉心物質が原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはない。

ⅳ．機械的応答過程の解析
機械的応答過程では、起因過程又は遷移過程において即発臨界超過の結果大きな熱エネ
ルギー放出がある場合、高温となった炉心物質は、炉心内の圧力に駆動されて上部プレナムへ移動し、ナトリウムとの熱的相互作用を生じる。その結果発生するナトリウム蒸気圧によって上部プレナム内のナトリウムが上方に加速され、回転プラグの下面のカバーガス領域を圧縮し、原子炉冷却材バウンダリ等に対して機械的な負荷を与える。上部プレナム内のナ
トリウムの加速による機械的エネルギーの発生並びに機械的エネルギー発生時の原子炉容器内の圧力上昇に伴う原子炉容器構造応答、回転プラグ及び固定ボルトの応答挙動並びに回転プラグの間隙を通じた格納容器（床上）へのナトリウム噴出挙動の解析を行う。ナトリ
ウム噴出に係る解析結果は、格納容器応答過程の解析に引き渡して、ナトリウムの燃焼等に対する格納容器の応答を解析する。
53 条(1)-109[114]

a．解析条件
高温炉心物質やナトリウムの蒸発・膨張による機械的エネルギーの発生をＳＩＭＭ
ＥＲ－Ⅳで解析する。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。機械的エネルギー発
生時の原子炉容器内の圧力上昇に伴う原子炉容器構造応答をＡＵＴＯＤＹＮで解析する。ＡＵＴＯＤＹＮにおける解析体系は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリ
ップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。機械的エネルギー発生時の回転プラグ
下面の圧力上昇に伴う回転プラグ及び固定ボルトの応答挙動並びに回転プラグの間隙を通じた格納容器（床上）へのナトリウム噴出をＰＬＵＧで解析する。ＰＬＵＧにおける解析体系は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）遷移過程において即発臨界を超過して原子炉の出力の急上昇が起こった直後の、炉心平均燃料温度が最高値に達した時点の炉心状態（炉心物質の質量、温度、速度及び圧力）を機械的応答過程の初期状態とする。熱エネルギーの放出により高温となった炉心物資が蒸発・膨張しつつ炉心から上方に噴出され、ナトリウムを蒸発・膨張させながら機械的エネルギーに変換されるものとする。
2）ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳによる機械的エネルギー発生の解析は、水平方向は炉心中心から原子炉容器の内面まで、鉛直方向は炉心燃料下端部から回転プラグ底板の下端面までを、3 次元直交座標を用いてモデル化する。炉心及びその周辺の初期状態は、遷移過程の解析結果をそのまま接続する。初期の炉心平均燃料温度
及びスティール平均温度は、「i)基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」の結果よりそれぞれ 4,200℃及び 1,700℃とする。
3）炉心部から上部プレナムへと溶融炉心物質が容易に噴出するように、遷移過程
において炉心部の上部構造の流路中に侵入した溶融炉心物質が固化することによって形成される閉塞を無視し、また、原子炉容器内において、機械的エネル
ギーの吸収に寄与する構造の流動に対する抵抗を無視するなど、機械的エネル
ギーの発生が大きくなるような条件とする。
4）ＡＵＴＯＤＹＮによる原子炉容器の構造応答解析は、原子炉容器全体を 2 次元
円筒座標でモデル化する。原子炉容器全体は、上端で支持される構造とし、原子炉容器胴部の変形及び底部の変位を解析する。機械的エネルギー発生の解析で得られた炉心物質の膨張における圧力-体積変化を圧力源として解析する。
5）回転プラグは動かない剛体としてモデル化し、この構造物の変形による機械的エネルギーの吸収効果を無視するなど、原子炉容器への負荷が大きくなるような条件とする。
6）ＰＬＵＧによる解析は、回転プラグ及びその固定ボルトをモデル化する。また、
回転プラグ間隙の垂直部分を環状流路、水平部分を矩形流路としてモデル化す
る。回転プラグの応答及び固定ボルトの変形を駆動するプラグ下面の圧力履歴
は、機械的エネルギー発生の解析で得られた圧力履歴を用い、原子炉容器の変形による圧力緩和効果を無視し、回転プラグへの負荷が大きくなる条件とする。
53 条(1)-110[115]

7）定常の流動方程式を用いて噴出ナトリウムの流量を計算するなど、ナトリウム
噴出量が多くなる条件とする。
b．解析結果①

機械的エネルギーの発生
即発臨界超過による熱エネルギーの放出で高温・高圧となった炉心から溶融燃
料と溶融スティールの混合物が上方に放出され、液体ナトリウムを蒸発させる。
これが圧力源となって、上部プレナムのナトリウムを上方へ加速し、原子炉構造に機械的負荷を与える機械的エネルギーへ変換される。機械的エネルギーの最大値は約 2.6MJ である。なお、圧力源の最大膨張時におけるカバーガス領域の体積は初期の 15％程度である。

②

原子炉容器の構造応答
圧力源の膨張により上部プレナムのナトリウムの上昇速度は、徐々に増大しカ
バーガス領域を圧縮する。この間に生じる機械的負荷は、原子炉容器を水平方向に変形させるものの、原子炉容器に生ずる周方向ひずみの最大値は 0.5％程度であり、許容限界である 10％を超えない。したがって、原子炉容器の健全性が損
なわれることはない。なお、安全容器側面及び底面に作用を及ぼさない。

③

回転プラグ及び固定ボルトの応答並びにナトリウム噴出挙動
炉心上部機構及び小回転プラグは大回転プラグと一体となって変位し、大回転
プラグとの相対変位は生じない。大回転プラグは 80ms 程度の短時間、2 回に分けて最大約 2.4mm 上向きに浮き上がるが、原子炉容器内の圧力が回転プラグの浮上がりに必要な圧力以下に低下すると、支持フランジ上に落下・着座する。各回転プラグの固定ボルトのひずみは最大でも 0.2％程度であり、破断伸びである
15％より十分小さく、固定ボルトの健全性が損なわれることはない。
以上より、機械的負荷により回転プラグは短時間の間、垂直上方向へ変位する
ものの落下・着座し、固定ボルトの健全性は損なわれない。
また、大回転プラグの浮上がりは極短時間であって、その間に一時的に形成される回転プラグ間の間隙を通じてナトリウムが格納容器（床上）へ噴出することはない。

ⅴ．格納容器応答過程の解析
機械的応答過程より、不確かさの影響を考慮したとしても、原子炉容器内から格納容器（床上）へナトリウムが噴出することはないと評価された。このため、格納容器応答
過程の評価は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」
において実施する。
以上ⅰ．からⅴ．より、１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
ⅰ．起因過程の不確かさの影響評価
起因過程の不確かさの影響について、計算コードに関する不確かさとして、FP ガス
53 条(1)-111[116]

の保持量の不確かさを評価する。また、解析条件に関する不確かさのうち、事象進展に有意な影響を与えるものとしては反応度係数と燃料破損条件が挙げられるが、燃料破損
条件は既に十分に保守的な条件であるため、反応度係数の不確かさとして、ナトリウム
ボイド反応度、ドップラ反応度及び燃料の軸伸びの不確かさの影響を評価する。考慮す
る不確かさの幅は、以下のとおり設定する。
1）FP ガスの保持量：燃料ペレット中の FP ガスの保持量は、ＳＡＳ４Ａの定常照射挙動モデルの計算値に対して、負の反応度効果を持つ破損燃料の分散の駆動力となる FP ガス圧力の効果を無視する。
2）ナトリウムボイド反応度：炉心の核設計においては 30%の不確かさを考慮している。ナトリウムボイド反応度は、炉心の極一部の領域を除いておおむね負である。
評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、正の領
域では 1.3 倍に、負の領域では 0.7 倍に設定する。
3）ドップラ反応度：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される不確かさは 30%である。ドップラ反応度係数は負であるが、起因過程のドップラ反
応度は正となるため、評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、1.3 倍に設定する。
4）燃料の軸伸び：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される燃料
密度反応度の不確かさは 30%である。起因過程の事故シーケンスでは燃料は収縮し反応度変化が正となる。評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、1.3 倍に設定する。
これらの解析条件等の間には物理的相関はなく、互いに独立であると考えられ、それぞれ保守的に設定した不確かさを重ね合わせることは過度に保守的な想定となる。そこ
で、感度解析においては、保守的な条件の重畳は行わず、「i)基本ケース ⅰ．起因過程の解析」に対してそれぞれの不確かさの影響を評価する。
起因過程に関する感度解析の結果、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである
反応度に関しては、どの不確かさを考慮したとしても、「i)基本ケース

ⅰ．起因過程の解析」と同様に臨界（0.0$）を超えることはない。すなわち、不確かさの影響を考慮したとしても、起因過程は、出力及び燃料温度が低い状態で推移し、部分的な炉心損傷のまま後続の遷移過程に移行する。
ⅱ．遷移過程の不確かさの影響評価
遷移過程の不確かさの影響について、評価項目のうち、「（2） 炉心の著しい損傷に至った場合において、損傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること。
」に影響を及ぼす不確かさは、遷移過程の事象推移の幅広い不確かさの範囲を含める形で再配置・冷却過程の解析を行う。他方、評価項目の「（3） 燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること。
」の具体的な評価項目のうち、「① 原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。」に影響を及ぼす重要なパラメータである即発臨界超過に伴う放出エネルギー及び炉心平均燃53 条(1)-112[117]

料温度の計算において、大きなエネルギー放出を伴う反応度の急速な挿入を引き起こすメカニズムは、溶融燃料の大規模な燃料凝集である。「i)基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」において、このような大規模な燃料凝集が起こったのは、遷移過程の開始後約 60秒で炉心の損傷が広範囲に進展した段階であった。遷移過程の初期条件は、起因過程の解析結果をできるだけ厳密に接続していること、炉心の損傷が広範囲に進展するまでの間の事象推移は極めて緩慢で大きな反応度の変動がないことなどから、ここでは、遷移過程の後期の段階で大規模な燃料移動に影響を及ぼす条件又は解析上の想定における不確かさを考慮する。
ここでは、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」における結果を考慮して、炉心中心への溶融燃料の凝集移動に対する感度解析を行い、その影響を評価する。
本解析は、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにより解析する。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにおける解析体系は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。
制御棒、後備炉停止制御棒及び B 型・C 型照射燃料集合体は、「i)基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」と同様に炉心での同じ列に装荷された集合体の平均出力に最も近い集合体に置き換える。解析における反応度、出力及び炉心平均燃料温度履歴を第 4.3.3.3.13
図から第 4.3.3.3.15 図に示す。2 次元円筒体系では、物質の移動が鉛直・径方向のみに束縛されるため、径方向外側から軸中心に向かう燃料集中が 3 次元解析に比べて強くなる。外側炉心燃料も含めた大規模な炉心中心に向かう燃料凝集が発生することによって反応度が即発臨界を超過し、極めて厳しい熱エネルギーの放出があり、炉心平均燃
料温度の最大値は約 5,130℃である。機械的応答過程の不確かさの影響評価の解析において機械的エネルギーの発生を計算する際には、初期条件の不確かさを考慮してこの解析結果を用いる。
ⅲ．再配置・冷却過程の不確かさの影響評価
再配置・冷却過程の不確かさの影響について、評価項目の「（2） 炉心の著しい損傷に至った場合において、損傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること。」に影響を及ぼす不確かさは、再配置した損傷炉心物質の量の不確かさの影響が最も重要となる。そこで、不確かさ幅を十分に包絡する損傷炉心物質の量をそれぞれの再配置場所に対して設定し、冷却性を評価する。
下部プレナムへの損傷炉心物質の流出量は、流出タイミングに依存する。炉心領域から溶融した残留炉心物質が LGT を通じて下部プレナムに移行しないと想定した場合は、崩壊熱と炉心周辺構造への熱損失のバランスによって炉心領域で溶融し得る燃料の量
は炉心インベントリの約 70%となる。この状態で、溶融した残留炉心物質が LGT を通じて下部プレナムに移行する場合を下部プレナムのデブリベッドの冷却に対する保守的な上限とする。また、残留炉心物質の冷却に対しては、保守的な損傷炉心物質の量として、炉心インベントリの 80%（残り 20%は炉心周囲の集合体ラッパ管間ギャップに移行・固化）が炉心領域に残存するものとする。
①

下部プレナムにおけるデブリベッド冷却53 条(1)-113[118]

原子炉容器底部に形成される初期燃料インベントリが約 70%の炉心物質からなるデブリベッドの冷却をデブリベッド熱計算モジュールで解析する。デブリベッドの性状については、「i)基本ケース ⅲ．再配置・冷却過程の解析」と同じとする。
原子炉容器底部にデブリベッドが形成される時刻は、「i)基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」の終状態における残留炉心物質のうち、初期燃料インベントリの約 70%の炉心物質が再溶融する時刻（事象発生から約 1,200 秒後）とする。
解析結果を第 4.3.3.3.16 図に示す。
デブリベッド最高温度は、事象発生から約 1,800 秒後に約 720℃まで上昇するが、その後は崩壊熱の減衰とともに低下する。ここで、デブリベッドにより高温条件となる原子炉容器底部の鏡板において、原子炉容器の自重、ナトリウム重量及びデブ
リベッド重量により発生する応力は 2.8MPa（1 次応力）であり、ＳＵＳ３０４について 900℃を超える温度条件で得られているクリープ試験結果に対して十分に小さくクリープ破断は発生しない。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、原子炉容器底部に堆積したデブリベッ
ドは周囲の冷却材や構造材による除熱と崩壊熱の低下によって安定に冷却される。
したがって、原子炉容器底部の鏡板がクリープ破損し、炉心溶融物質等が原子炉容器外に流出することはない。なお、デブリベッドの厚み、粒子径、空隙率の設定によって熱容量や等価熱伝導率が変わるため、実験での粒子径や空隙率に係るデータのばらつき、デブリベッドが不均一に堆積した場合の影響を考慮しても、この結論は変わらない【デブリベッドの冷却性解析におけるデブリベッドの性状：別紙 8-8
参照】。
②

残留炉心物質の冷却炉心領域に残留した損傷炉心物質の量が炉心インベントリの 80%となる場合について、伝熱計算モデルにより残留炉心物質内部の温度変化と残留炉心物質とその周囲の構造物との境界温度が構造物の融点であるとして残留炉心物質から周囲の構造物への熱移行を解析する【FLUENT 解析に与える損傷炉心物質から周囲への熱流束の設定について：別紙 8-24 参照】。また、ＦＬＵＥＮＴを用いて、炉心バレル
構造物内の内側及び外側反射体、遮へい集合体及びラッパ管間ギャップ部を流れる
ナトリウムによる残留炉心物質及びギャップ閉塞部の除熱挙動を解析する。
解析結果を第 4.3.3.3.17 図及び第 4.3.3.3.18 図に示す。
伝熱計算モデルの解析より事象発生から約 580 秒後に燃料が再溶融し始め、残留炉心物質の最高温度は約 2,890℃まで上昇するが、その後は崩壊熱の減衰とともに低下する。残留炉心物質の内部がスティールの蒸気圧が発生する様な高温となることはなく、周囲の冷却材や構造材による除熱と崩壊熱の低下によって長期的に安定に冷却される。
また、ＦＬＵＥＮＴの解析より残留炉心物質の下面温度は、残留炉心物質の形成
後から発熱条件の時間変化に従って上昇し、事象発生から約 3,400 秒後に約 850℃
であり、その後はなだらかに低下する。このとき炉心下部において、集合体ラッパ
管間ギャップのナトリウムは、炉心外側に位置する内側及び外側反射体、遮へい集
53 条(1)-114[119]

合体内部を流れる低温ナトリウムによってラッパ管を介して冷却され、ギャップ部のナトリウムに低温の炉心外側と高温の残留炉心物質周辺との間で循環流が形成される。この循環流によって低温のナトリウムが残留炉心物質の周辺に輸送され、残留炉心物質の下面が冷却される。残留炉心物質側面は、集合体ラッパ管間ギャッ
プと内側反射体内を流れるナトリウムによって冷却される。残留炉心物質側面の最高温度は約 900℃であり、残留炉心物質に接する内側反射体の内部を流れるナトリ
ウムの最高温度は約 720℃である。なお、原子炉容器の最高温度は上部プレナムの上端部で約 490℃であり、原子炉容器近傍の冷却材温度が過大とならず、原子炉冷却材バウンダリである原子炉容器の健全性が損なわれることはない。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、原子炉容器内の冷却材温度が過大になることはなく、崩壊熱の減衰とともに単調に低下し、原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはない。
ⅳ．機械的応答過程の不確かさの影響評価
有効性評価における不確かさについて、評価項目の「（3） 燃料の溶融に伴う即発臨
界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること。
」の具体的な評価項目「② 格納容器（床上）へ噴出するナトリウムの燃焼等に対して、格納容器の健全性が維持できること。
」に対しては、初期条件としての放出熱エネルギ
ーの大きさが最も大きな影響を持つ。このため、遷移過程の不確かさの影響評価の解析
から最も大きな熱エネルギー放出があったケースの結果に基づいて機械的エネルギーを解析する。このケースにおける炉心平均燃料温度及びスティール平均温度の最大値はそれぞれ 5,130℃及び 2,310℃である。
上部プレナム下部の FCI の不確かさの影響も考慮した解析【機械的エネルギー発生の解析における（初期熱エネルギーの不確かさ以外の）解析パラメータの不確かさの影
響について：別紙 8-26 参照】【プラグ応答解析における FCI 挙動の不確かさの影響について：別紙 8-29 参照】の結果、得られた機械的エネルギーの最大値は約 3.4MJ である。
圧力源の最大膨張時におけるカバーガス領域の体積は初期の 8%程度である。原子炉容器の構造応答解析の結果、第 4.3.3.3.19 図に示すように、原子炉容器内圧力上昇に伴う水平方向の機械的負荷は、原子炉容器を水平方向に変形させるものの、原子炉容器に生ずる周方向ひずみの最大値は 0.8％程度であり、許容限界 10％を超えない。すなわ
ち、評価項目である機械的負荷に対する原子炉容器の健全性は確保される。なお、安全
容器側面及び底面に作用を及ぼさない。
第 4.3.3.3.20 図に回転プラグの動的応答に関する解析結果を示す【外部電源喪失に起因する事故及びポンプ軸固着に起因する事故におけるナトリウム噴出の解析結果に差異が生じた理由：別紙 8-30 参照】。回転プラグは 1 秒未満の極短時間の間、垂直上方
向へ変位するものの、原子炉容器内の圧力が回転プラグの浮上がりに必要な圧力以下に低下すると、支持フランジ上に落下・着座する。この間、ナトリウムは、回転プラグの間隙に流入するが格納容器（床上）まで到達せず、原子炉容器内から格納容器（床上）へのナトリウムの噴出は生じない。各回転プラグ固定ボルトのひずみは、最大で 0.6％53 条(1)-115[120]

であり、破断伸び 15％より十分小さく、固定ボルトの健全性は損なわれない。
以上より、最も大きな不確かさ要因である放出熱エネルギーの不確かさの影響を考慮したとしても、評価項目である機械的負荷に対する原子炉容器の健全性は確保される。
また、機械的負荷により回転プラグは、短時間の間、垂直上方向へ変位するものの、固定ボルトの健全性は損なわれず、一時的に形成される回転プラグ間の間隙を通じてのナ
トリウムの格納容器（床上）への噴出は生じない。
以上ⅰ．からⅳ．より、１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-116[121]

第4.3.3.3.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
常設設備

設備
可搬設備

－

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「１次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信及び原子炉スクラム（自動停止）
について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

①制御棒②制御棒駆動系

－

事故発生
の判断

・「１次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信を確認し、発信に失敗している場
合は事故発生と判断する。

－

代替
トリップ信号発信

－

－

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「１次主循環ポンプトリッ
プ」による原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作
及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

①制御棒②制御棒駆動系－

動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

原子炉
自動停止失敗の
判断

原子炉
手動停止

・「１次主循環ポンプトリッ
プ」による後備炉停止系用論
理回路動作に伴う後備炉停止
系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停
止系スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。
・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。
・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

計装設備①原子炉トリップ信号「１次冷却材流量
低」①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「１次冷却材流量低」③核計装（線形出力系）①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「１次冷却材流量低」①代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」①原子炉保護系（スクラム）②代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」③核計装（線形出力系）①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替トリップ信号「１次主循環ポン
プトリップ」③核計装（線形出力
系

－

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-117[122]

第 4.3.3.3.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
可搬設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ
低速運転）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がない
ことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス
圧力②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全
施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション
信号「格納容器内
圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」

常設設備

①格納容器
②格納容器バウンダリに属す
る配管・弁

計装設備
①原子炉出入口冷却
材温度、１次主冷
却系冷却材流量、主冷却器出口冷却材温度、２次主冷
却系冷却材流量

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-118[123]

第4.3.3.3.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（１次主循環ポンプ軸固着）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「１次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「１次冷却材流量低」による原
子炉トリップ信号発信失敗を確認する。
・「１次主循環ポンプトリップ」
による原子炉スクラム（自動停止）を確認する。
・「１次主循環ポンプトリップ」
による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）を確認す
る。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

自主対策

運転員B、C2・１次主冷却系流量増大

・１次主冷却系流量増大に係る操作を実施する。

第 4.3.3.3.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（１次主循環ポンプ軸固着）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「１次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長

状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

運転員B、C2

・原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉
カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・燃料破損検出系により燃料破損の有無を確認する。
・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

運転員D

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イ
ソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

53 条(1)-119
[124]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業

１次主循環ポンプ
軸固着

原子炉
信号発信
「１次冷却材流量低」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

：有効性評価上期待しない措置
（Yes）

原子炉
確認
「１次冷却材流量低」原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

原子炉
「１次主循環

（Yes）

確認
」

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

後備炉停止系
確認「１次主循環」（後備炉停止系用
論理回路動作）（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断

（Yes）

（Yes）
炉心の著しい損傷（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風【炉心損傷防止措置】

格納容器破損防止（原子炉冷却材
温度上昇抑制）原子炉冷却材及び原子炉等の
内に放射性物質を閉じ込め、貯留

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい

格納容器アイソレーション確認＊「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes）

格納容器内閉
じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器
温度・圧力等上昇抑制）（No）
格納容器手動アイソレーション＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等により、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.3.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-120[125]

4 2秒 : 原子炉自動停止（代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止系用論理回路）

1 2秒 : 「１次主循環ポンプトリップ」信号の発信
0秒 : 事象発生（１次主循環ポンプ軸固着）、原子炉トリップ信号発信失敗

第 4.3.3.3.2 図 １次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替トリップ信号及び後備炉停止制御棒による原子炉停止）

53 条(1)-121[126]

第 4.3.3.3.3 図 １次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-122[127]

第 4.3.3.3.4 図 １次主循環ポンプの軸固着時の冷却材流量の推移

第 4.3.3.3.5 図 起因過程における出力及び反応度履歴53 条(1)-123
[128]

1060
炉心平均燃料温度1040

炉心平均燃料温度

（℃）

1020
1000
980
960
940
920

900
880
860
0

10

20

30
時間 （s）

40

50

60

第 4.3.3.3.6 図 起因過程における炉心平均燃料温度履歴53 条(1)-124[129]

：制御棒駆動機構下部案内管及び後備炉停止制御棒駆動機構下部案内管：燃料要素の破損が生じている燃料集合体：被覆管の破損が生じている燃料集合体

内側反射体

炉心構成の番号は、起因過程の解析におけるチャンネル番号

33
31
32
BR

22

26
CR

29

9

11

23
32

7
16

27

31

1

8
CR
4
24
28

11
12

18
32

33
21

27
23

25
22

29
26

17

CR

27
30

32
24

20

9
11

26
33

7

3

33

27
18

4

10

22
13

10
6

CMIR

15
21

11

5

28
25

CR

2

19

33
23

15

8

17

25

遮へい集合体

30
27

17

12

外側反射体

32
21

27
24

33

：計算除外セル

y方向セル番号：冷却材のボイド化が生じている燃料集合体

BR
31

33
29

y

CMIRは、第2列の集合体出力平均値に最も近い4番として評価

ｘ方向セル番号「常陽」炉心構成x
ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳ解析体系（炉心水平断面図）
炉心構成の紫破線は、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳの解析体系における紫一点破線にて表現（紫一点破線は、第4.3.3.3.8図の鉛直断面取得位置）

第 4.3.3.3.7 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系（遷移過程の解析）

ｚ方向セル番号（解析体系の領域構成）

紫一点破線は、第4.3.3.3.7図の水平断面取得位置z
ｘ方向セル番号x

遮へい集合体内側反射体（初期条件分布の鉛直断面図）

第 4.3.3.3.8 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布53 条(1)-125
[130]

2.0

反応度 ($)

0.0

-2.0

-4.0

-6.0

-8.0
50

55

60

65

70

75

80

85

90

時間 (s)

第 4.3.3.3.9 図 遷移過程における反応度履歴

原子炉出力 (定格値に対する割合)

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
50

55

60

65

70

75

80

85

90

時間 (s)

第 4.3.3.3.10 図 遷移過程における出力履歴

53 条(1)-126
[131]

6000

炉心平均燃料温度 (℃)

5000
4000
3000
2000
1000
0
50

55

60

65

70

75

80

85

90

時間 (s)

第 4.3.3.3.11 図 遷移過程における炉心平均燃料温度履歴

第 4.3.3.3.12 図 原子炉容器出口冷却材温度履歴

53 条(1)-127
[132]

2.0

反応度 ($)

0.0

-2.0

-4.0

-6.0

-8.0
50

55

60

65

70

75

80

85

時間 (s)

第 4.3.3.3.13 図 遷移過程の不確かさの影響評価における反応度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）

原子炉出力 (定格値に対する割合)

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
50

55

60

65

70

75

80

85

時間 (s)

第 4.3.3.3.14 図 遷移過程の不確かさの影響評価における出力履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）53 条(1)-128
[133]

6000

炉心平均燃料温度 (℃)

5000
4000
3000
2000
1000
0
50

55

60

65

70

75

80

85

時間 (s)

第 4.3.3.3.15 図 遷移過程の不確かさの影響評価における炉心平均燃料温度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）53 条(1)-129[134]

デブリベッド最高温度（℃）

1000
900
800
700
600
500
400
300
1200

2400
3600
時間（ｓ）

4800

第 4.3.3.3.16 図 デブリベッド最高温度の履歴

残留炉心物質最高温度 （℃）

4000
3500

3000
2500
2000
1500
0

1200

2400 3600
時間 （ｓ）

4800

第 4.3.3.3.17 図 残留炉心物質最高温度の履歴

53 条(1)-130[135]

第 4.3.3.3.18 図 残留炉心物質下面の最高温度の履歴

53 条(1)-131
[136]

20

周方向ひずみの最大値：0.8％

径方向変位

(mm)

15

10

5

0

-5
0

50

100

150

時間 (ms)(A) 径方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の径方向変位

10

鉛直方向変位 (mm)

5

0

-5

-10

0

50

100

150

時間 (ms)(A) 鉛直方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の鉛直方向変位
第 4.3.3.3.19 図 径方向及び鉛直方向変位が最大となる箇所における原子炉容器の変位の履歴

53 条(1)-132
[137]

6
炉心上部機構5

小回転プラグ

相対変位 (mm)

大回転プラグ
4

3

2

1

0

0

200

400
600
時間 (ms)800

1000

第 4.3.3.3.20 図 回転プラグの動的応答の解析結果

53 条(1)-133[138]

4.3.3.4 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で制御棒の連続的な引抜きが生じ、原子炉の出力が上昇した状態で、「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力上昇時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において燃料が破損し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合に、損傷炉心物質の冷却及び機械的エネルギーの影響緩和のための格納容器破損防止措置を講じる。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力の過度な上昇を防止するため、制御棒の連続的な引抜きを阻止する制御棒連続引抜き阻止インターロックを整備するとともに、「原子炉出口冷却材
温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（制御棒連続引抜き阻止インターロック）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）
及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）により、損傷炉心物質を冷却すること
で原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエ
ネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるた
め、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.4.1 図に示す。本
評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、「中性子束高（出力領域）」の原子炉トリップ信号発信失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置
53 条(1)-134[139]

（ⅰ）炉心損傷防止措置
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．制御棒連続引抜き阻止インターロック及び代替原子炉トリップ信号として「原子炉出口冷却材温度高」を整備することにより「中性子束高（出力領域）」による原
子炉トリップ信号の発信に失敗した場合に、原子炉の出力が過度に上昇することを防止する。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。なお、当該操作手順には、手動スクラムボ
タンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御
棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記のａ．～ｃ．
の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。
なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｄ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及
び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
53 条(1)-135[140]

（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.4.1 表及び第4.3.3.4.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理
回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.4.3 表及び第 4.3.3.4.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が最大速度で引き抜かれるものとし、それによる反応度添加率は 3.0￠／s とする【UTOP の有効性評価における制御棒の異常な引抜きによる反応度添加率の設定について：別紙 7-2】。
5）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持53 条(1)-136[141]

板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）制御棒連続引抜き阻止インターロックにより、4 秒で制御棒の連続的な引抜きの停止に成功するものとする。
7）原子炉の自動停止は「原子炉出口冷却材温度高」によるものとし、原子炉トリップ設定値は 464℃、応答時間は 3.4 秒とする。
8）応答時間を長くし、かつ、負の反応度の挿入量を小さくすることにより、炉心温度の上昇を高めに評価するため、原子炉保護系及び主炉停止系には期待しないものとし、後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 1.4%△k/k とする。また、解析では制御棒の挿入速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価
値 90%挿入までの時間を 0.8 秒とする。
9）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
10）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.4.2 図に示す。
制御棒が連続的に引き抜かれることにより、正の反応度が投入され、原子炉出力は
約 1.8 秒で「中性子束高（出力領域）」の設定値である 105％に到達するが、原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉出力は引き続き上昇する。その後、制御棒連続引抜き阻止インターロックにより、引抜き開始 4 秒後に引抜きが停止し、正の反応度の投入が止まるとともに、原子炉出力の上昇に伴う燃料温度、被覆管温度及び炉心冷却材温度の上昇による反応度フィードバックにより、原子炉出力は緩やかに変動する。その間、原子炉容器出口冷却材温度は、炉心冷却材温度の上昇から遅れて緩やかに上昇し、時刻約 104 秒で「原子炉出口冷却材温度高」の設定値である 464℃に到達し、代替原子炉トリップ信号が発せられ、時刻約 107 秒で後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入を開始する。また、原子炉スク
ラム信号の発信により、両ループの１次主循環ポンプの主電動機及び２次主循環ポン
プがトリップし、１次主冷却系は１次主循環ポンプのポニーモータ運転に引き継がれ、２次主冷却系は自然循環に移行する。２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後は、原子炉出力が急速に低下し、それに伴い燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度も低下するが、炉心流量と原子炉出力のバランスにより、一度上昇に転じてから再び低下する。原子炉容器出口冷却材温度は、原子炉の自動停止後も緩やかに上昇を続けるが、炉心温度の低下に伴い、それに遅れて緩やかに低下する。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、後備炉停止制御棒の挿入開始時に出現し、それぞれ約 1,970℃、約 570℃及び約 560℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材の最高温度は、代替原子炉トリップ信号による原53 条(1)-137[142]

子炉の自動停止から遅れて出現し約 470℃であり、評価項目を満足する。
以上より、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる反応度添加率、反応度係数及び代替原子炉トリップ
信号である「原子炉出口冷却材温度高」の設定値の不確かさに関する感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
反応度添加率は、反応度挿入曲線の傾きが最大となる制御棒位置を想定するとともに制御棒引抜に伴う傾きの減少を無視し、さらに、実効遅発中性子割合の不確かさ等の安全余裕を考慮した 4.2￠／s とする。代替原子炉トリップ信号である「原子炉出口冷却材温度高」の設定値は、設定の誤差範囲+10℃を考慮し、474℃とする。反応度係数の不確かさ幅
は、炉心構成の変動等による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、それぞれ以下のとおり設定する。
ドップラ係数：燃料温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

燃料温度係数：

ドップラ係数と同様に、絶対値が最小の負の値を使用する。

被覆管温度係数：

被覆管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

冷却材温度係数：

冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

ラッパ管温度係数 ：ラッパ管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

炉心支持板温度係数：

原子炉容器入口冷却材温度の上昇に対して、負のフィード
バック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

解析結果を第 4.3.3.4.3 図に示す。
53 条(1)-138[143]

反応度添加率が大きくなり、負の反応度フィードバックが小さくなったことにより、原子炉出力の上昇が「ⅰ）基本ケース」の解析に比べて大きくなった。これにより、炉心温度の上昇が大きくなり、それに伴い原子炉容器出口冷却材温度の上昇も大きくなったが、代替原子炉トリップ信号である「原子炉出口冷却材温度高」の設定値を 10℃高く設定したことにより、設定値への到達は「ⅰ）基本ケース」の解析に比べて約 13 秒遅く、時刻
約 117 秒となった。その結果、燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、「ⅰ）
基本ケース」の解析と比べ、それぞれ約 160℃、約 20℃及び約 20℃高く、約 2,130℃、
約 590℃及び約 580℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と比べ約 10℃高く約 480℃であり、評価項目を満足する。
以上より、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケースⅰ．起因過程の解析
事故の開始から、炉心燃料が溶融し、ラッパ管が溶融するまでの過程を起因過程と呼び、計算コードＳＡＳ４Ａにより解析する。
a．解析条件解析体系は、「4.3.3.1

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）炉心領域の全集合体を 33 のＳＡＳ４Ａチャンネルで代表する。各チャンネル
は、単一の燃料要素とこれに付随する冷却材流路及び構造材で代表する。ＳＡＳ４Ａチャンネルの配置は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号
発信失敗の重畳事故」に同じである。
2）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
3）最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が最大速度で引き抜かれるものとし、それによる反応度添加率は、制御棒引抜き開始から 10 秒までは 3.0￠／ｓ、その後
115 秒で 0 となるように徐々に減少するものとする。反応度添加率を第 4.3.3.
4.4 図に示す。
4）何らかの理由により原子炉トリップ信号の発信に失敗するものとする。
5）ドップラ係数、燃料密度係数、冷却材密度係数（ナトリウムボイド反応度）及び構造材密度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
7）炉心の燃焼状態は、標準平衡炉心の運転サイクル初期とする。
8）照射燃料集合体は炉心燃料集合体に置き換える。ただし、集合体の出力、冷却53 条(1)-139[144]

材流量及び反応度係数は、照射燃料集合体の値を用いる。
9）燃料要素の照射挙動を扱う定常計算と、冷却材流量減少挙動等の過渡挙動を扱
う過渡計算に分けて計算する。定常計算では、燃料要素の熱計算及び変形計算、
各メッシュの出力に応じた核分裂生成物ガスの生成量の計算や燃料中の核分裂生成物ガスの保持量と温度に応じた放出量の計算を行い、炉心の燃焼状態を模擬する。過渡計算では、定常計算の結果を初期条件として各種過渡現象を模擬した計算を行う。
10）炉内試験の結果より本原子炉施設のように高いスミア密度の燃料において、断面溶融割合が 20%程度以下では、燃料破損に至らないことが分かっている。一方、燃料の破損時の溶融割合が小さいほど燃料破損後の燃料分散による負の反応度効果が抑制されることを考慮し、保守的に断面溶融割合 20%で燃料は破損するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.4.5 図及び第 4.3.3.4.6 図に示す。
本評価事故シーケンスにおいては、制御棒の引抜きによる正の反応度投入によって原子炉出力が上昇するため、燃料要素の発熱が増加し冷却材温度が上昇する。また、原子炉出力の上昇により、燃料要素の温度も上昇する。冷却材の温度上昇に伴う負の冷却材密度反応度、燃料温度の上昇に伴う負の燃料密度反応度及びドップラ反応度
は、制御棒の引抜きによる正の反応度に比べて小さく全反応度が負になることはない
ため、原子炉出力は上昇を続ける。燃料温度は更に上昇を続け、燃料の中心部は溶融し、出力と燃焼度がともに高いチャンネル（第 4.3.3.1.5 図のチャンネル 1 と 4）で冷却材は未沸騰のまま燃料が破損に至る。燃料の一部が冷却材流路に放出され、冷却材の流れに運ばれて上部へ分散し、原子炉出力が低下する。その後、被覆管温度の上昇に伴う強度低下によって燃料は崩壊し、多くの燃料が冷却材流路に放出されるが、この燃料の上下への分散に伴う負の反応度効果と被覆管の上下への分散に伴う正の反応度効果とでは、燃料の分散による効果の方が大きく、原子炉出力は低下する。時
刻約 31.6 秒でチャンネル 4 のラッパ管の温度が融点まで上昇し、ＳＡＳ４Ａの適用限界に達する。その約 30 秒間の起因過程の範囲において、炉心は出力と燃焼度がともに高い 2 チャンネル（炉心燃料集合体数：2）の損傷にとどまる。
起因過程において、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである反応度変化は最大でも 0.2$程度であり即発臨界（1.0$）を超えることはない。また、炉心損傷の範囲も限定的であり、有意なエネルギー放出はなく、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである炉心平均燃料温度は、起因過程の初期値の約 1,025℃から最大値の約1,800℃まで上昇した後、原子炉出力の低下に伴い低下する。なお、内側炉心の軸方
向中心領域に一部冷却材密度反応度及びボイド反応度が正となる領域があるが、その領域の反応度価値はその上下の負となる領域の反応度価値に比べて絶対値は小さく、事象推移に与える影響は極めて小さい。
【ボイド反応度が正となる領域と事象推移への影響：別紙 8-1 参照】。
以上より、起因過程においては、制御棒の引抜き以外に有意な正の反応度効果はな
53 条(1)-140[145]く、反応度及び原子炉出力の上昇は緩慢で、部分的な炉心損傷の状態で後続の遷移過程に移行する。
ⅱ．遷移過程の解析
起因過程の後、ラッパ管の溶融から炉心溶融が全炉心規模に進展する過程を遷移過程と呼び、計算コードＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにより解析する。
a．解析条件ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系を第 4.3.3.4.7 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）起因過程の解析結果を初期状態とし、炉心物質の分布（質量、温度、速度及び圧力）及び原子炉の出力及び反応度をそのまま引き継ぐ。ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布を第 4.3.3.4.8 図に示す。
2）起因過程の解析結果を引き継ぐタイミングは、ＳＡＳ４Ａの適用限界であるラッパ管が破損する直前とする。
3）低エンタルピーの液体燃料及び液体スティールについて、固体粒子の混在による流動抵抗の増加効果を考慮する。また、密度がほぼ等しい、液体燃料及び燃料粒子並びに液体スティール及びスティール粒子は、それぞれ同じ速度を持つものとする。ナトリウム、制御材及び蒸気相は、これらと独立の速度場を持つものとする。
4）空間依存動特性における中性子束分布の計算には、3 次元の輸送計算モデルを用いる。また、使用する核データは、核設計に用いられている高速炉用炉定数を 18 群エネルギー構造に縮約した核反応断面積セット（無限希釈断面積及び自己遮蔽因子テーブル）を用いる。
5）原子炉容器内全体を 3 次元直交座標（流体力学メッシュ：21×19×67）でモデ
ル化し、鉛直方向は低圧プレナムからカバーガス領域までを、径方向は内側炉
心から遮へい集合体までをモデル化する。核計算メッシュは、流体力学メッシ
ュの一部の燃料物質が存在する領域を対象とする。
6）炉心下部の高圧プレナム部及び上部プレナム部の側面には、炉心流量を再現するための圧力境界条件を与える。各炉心燃料集合体の入口には、定格時の流量を再現できるようオリフィス圧力損失係数を与える。
7）B 型及び C 型照射燃料集合体は、同じ列に装荷されている燃料集合体の平均出力に最も近い炉心燃料集合体に置き換える。
8）炉心からの燃料流出経路としては、LGT 及び径方向の反射体の集合体間ギャップを考慮する。
9）被覆管が溶融した時点又は燃料ペレットが固相線温度に達した時点で燃料ペレットを直ちに破損させ、可動性のある燃料粒子とする。
10）損傷燃料のスエリングは考慮せず製造時密度で沈降するものとする。
11）最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が最大速度で引き抜かれるものとし、それによる反応度添加率は、制御棒引抜き開始から 10 秒までは 3.0￠／ｓ、その後
115 秒で 0 となるように徐々に減少するものとする。
53 条(1)-141[146]

b．解析結果
解析結果を第 4.3.3.4.9 図から第 4.3.3.4.11 図に示す。
遷移過程の初期には、大半の燃料集合体は健全状態にある。一方、制御棒の引抜きによる反応度の投入と損傷集合体において燃料が炉心下部へ凝集するため炉心の損
傷領域の拡大は続くが、原子炉出力が低く健全集合体では定格時の冷却材流量がある
ため、炉心損傷の進展は極めて緩慢なものとなる。炉心での冷却材流量は、定格値の100%であるものの、遷移過程開始から 20 秒まで（事象開始から 50 秒）に炉心燃料集
合体の約 40%が破損する。その後、反応度と原子炉出力は低下し、炉心燃料の損傷が緩慢となる。炉心下部には再固化した燃料及びスティールによって閉塞が形成されてはいるが、ナトリウムは閉塞が不完全な部分から炉心へと流入する。流入するナトリ
ウムが炉心下部の高温の損傷炉心物質と接触することで生じる蒸気圧によって炉心物質が分散され、炉心下部への大規模な堆積を妨げる。事象開始から約 60 秒に反応度が即発臨界を超過しているが、その場合でも大きなエネルギー放出に至ることはな
いが、出力の高い燃料集合体を中心に炉心の約 60%が損傷するに至る。約 70 秒の時
点で炉心下部に損傷燃料が堆積しつつある。この燃料の堆積により約 70 秒で再び反応度が即発臨界を超過する。再度発生するナトリウム及びスティール蒸気圧によって燃料が炉心から流出し、その総計は約 30%である。この結果反応度は-30$を下回り、核的な事象推移は終息する。このときの炉心平均燃料温度の最大値は約 2,820℃である。
本評価事故シーケンスの遷移過程の事象推移においても反応度が即発臨界を超えているが、いずれも「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に比べて大きなエネルギー放出を伴うものではない。その理由は、炉心冷却材流量が残っているために炉心損傷の進展が緩慢であること、損傷した集合体の炉心下部で冷却材蒸気圧力が頻繁に発生することで炉心物質を分散させるため、炉心下部での損傷燃料の堆積を妨げられるためである。【UTOP 事象推移全体が ULOF に包絡されることについて：別紙 8-31 参照】
ⅲ．再配置・冷却過程の解析
本評価事故シーケンスでは、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失
敗の重畳事故」よりも多くの１次冷却材流量が確保されることから、再配置・冷却過程の評価は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」の評
価に包絡される。このため、再配置・冷却過程の評価は、「4.3.3.1

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
ⅳ．機械的応答過程及び格納容器応答過程の解析
本評価事故シーケンスで放出される熱エネルギーを代表するパラメータである炉心
平均燃料温度の最大値は遷移過程解析において約 2,820℃であり、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」の解析結果を下回り、機械的エネル
ギーの発生も同解析結果に包絡される。このため、機械的応答過程及び格納容器応答過程に係る措置の有効性の評価は、「4.3.3.1

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発

信失敗の重畳事故」において実施する。
53 条(1)-142[147]

以上ⅰ．からⅳ．より、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信
失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
ⅰ．起因過程の不確かさの影響評価
起因過程の不確かさの影響について、計算コードのモデルに関する不確かさとして、FP ガスの保持量の不確かさの影響を評価する。また、解析条件に関する不確かさのうち、事象進展に有意な影響を与えるものとしては反応度係数と燃料破損条件が挙げられるが、燃料破損条件は既に十分に保守的な条件であるため、反応度係数の不確かさとして、制御棒の引抜
き反応度、ナトリウムボイド反応度、ドップラ反応度、燃料の軸伸び及び燃料破損条件の不確かさの影響を評価する。考慮する不確かさの幅は以下のとおり設定する。
1）FP ガスの保持量：燃料ペレット中の FP ガスの保持量は、ＳＡＳ４Ａの定常照射挙動モデルの計算値に対して、負の反応度効果を持つ破損燃料の分散の駆動力となる FP ガスの圧力の効果を無視する。
2）制御棒の引抜き反応度：反応度挿入曲線の傾きが最大となる制御棒位置を想定するとともに制御棒引抜に伴う傾きの減少を無視し、さらに、実効遅発中性子割合の不確かさ等の安全余裕を考慮して、反応度添加率を約 4.2￠／s で一定とする。
3）ナトリウムボイド反応度：炉心の核設計においては 30%の不確かさを考慮している。
ナトリウムボイド反応度は炉心の極一部の領域を除いておおむね負である。評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、正の領域では 1.3 倍に、負の領域では 0.7 倍に設定する。
4）ドップラ反応度：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される不確かさは 30%である。ドップラ反応度係数は負で、起因過程のドップラ反応度は負となる
ため、評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算するため、0.7 倍に設定する。
5）燃料の軸伸び：ナトリウムボイド反応度と同様に、炉心核設計で考慮される燃料密度
反応度の不確かさは 30%である。起因過程の事故シーケンスでは燃料は膨張し反応度変化が負となる。評価項目に影響を及ぼすパラメータである反応度を大きく計算する
ため、0.7 倍に設定する。
6）燃料破損条件：基本ケースでは 20%断面溶融割合で破損判定を行っていたが、負の反応度効果を有する破損燃料の移動を抑制するとともに、損傷領域の拡大のために燃料溶融開始直後に破損するように設定する。また、それとは別に、負の反応度投入自体を遅らせるため、50%断面溶融割合の条件で破損するように設定する。
これらの解析条件等の間には物理的相関はなく、互いに独立であると考えられ、それぞれ保守的に設定した不確かさを重ね合わせることは過度に保守的な想定となる。そこで、感度解析においては保守的な条件の重畳は行わず、「ⅰ）基本ケース ⅰ．起因過程の解析」に対してそれぞれの不確かさの影響を評価する。
起因過程に関する感度解析の結果、評価項目に関わる重要なパラメータである反応度変
化に最も大きな影響を与える不確かさは、制御棒の引抜き反応度の不確かさである。反応度53 条(1)-143[148]

変化は、「ⅰ）基本ケース ⅰ．起因過程の解析」の最大約 0.2$に対して、制御棒の引抜き
反応度の不確かさを考慮したケースでも最大約 0.3$と大きな差はなく即発臨界（1.0$）を超えることはない。すなわち、不確かさの影響を考慮したとしても、起因過程は、反応度及
び出力の上昇は緩慢であり、その結果、部分的な炉心損傷のまま後続の遷移過程に移行する。
ⅱ．遷移過程の不確かさの影響評価
遷移過程の不確かさの影響について、評価項目の「（3）燃料の溶融に伴う即発臨界超過
により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること。」の具体的な評
価項目のうち、「①原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。」に影響を及ぼす
パラメータである即発臨界超過に伴う放出エネルギー及び炉心平均燃料温度の計算において、大きなエネルギー放出を伴う反応度の急速な挿入を引き起こすメカニズムは、溶融燃料の大規模な燃料凝集である。「ⅰ）基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」において、このような大規模な燃料凝集が起こったのは、遷移過程開始後約 40 秒で、燃料溶融が炉心の広範囲に進展した段階であった。遷移過程の初期条件は、起因過程の解析結果をできるだけ厳密に接続していること、燃料溶融が進展するまでの間の事象推移は極めて緩慢で大きな反応度の変動がないことなどから、ここでは、遷移過程の後期の段階で大規模な燃料移動に影響を及ぼす条件又は解析上の想定における不確かさを考慮する。
遷移過程において、炉心平均燃料温度の上昇が起こる原因は大規模な燃料凝集の発生によるものである。この燃料凝集を駆動する要因は、局所的な蒸気圧等の発生であるが、本評
価事故シーケンスにおいては、定格時流量が維持されていることから、破損した燃料集合体、LGT、反射体及び炉心上下端から炉心へとナトリウムが流入しやすい。このため、本評価事
故シーケンスの遷移過程では、炉心でナトリウム蒸気圧が頻繁に発生することとなり、FCIの効果を保守側に考慮すると燃料分散と燃料凝集の双方を促進することとなり、「4.3.3.1
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に比べてその明確な影響は現れない【UTOP 事象推移全体が ULOF に包絡されることについて：別紙 8-31 参照】【UTOP 遷移過程解析における炉心下部等での FCI 挙動の不確かさ影響について：別紙 8-32 参照】。
このため、本評価事故シーケンスにおける遷移過程の不確かさの影響評価は、起因過程の解析を引き継いで、燃料凝集に伴う正の反応度添加とエネルギーの放出を最大限に考慮した解析を実施する。
以上を踏まえて、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」の場合と同様に、ＳＩＭＭＥＲ－Ⅲにより解析する。解析体系は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に同じである。
LGT、B 型及び C 型照射燃料集合体は、「ⅰ）基本ケース ⅱ．遷移過程の解析」と同様に炉心での同じ列に装荷された集合体の平均出力に最も近い集合体に置き換える。設計に準じて、集合体下部の冷却材入口側に設定するオリフィス係数とともに定格時流量を再現するように冷却材出入口を圧力境界条件として設定する。
解析結果を第 4.3.3.4.12 図から第 4.3.3.4.14 図に示す。炉心中心に向かう燃料凝集が発生することによって反応度が即発臨界を超過するが、炉心平均燃料温度の最大値は約4,300℃となる。本評価事故シーケンスでは、定格時の 1 次冷却材流量が確保され、燃料凝53 条(1)-144[149]

集が生じる時の炉心損傷領域が「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に比べて小さくなり、燃料凝集が制限されることから、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に比べて炉心平均燃料温度の最大値が低くなる。
起因過程及び遷移過程の解析から、本評価事故シーケンスで発生する熱エネルギーを代表する
炉心平均燃料温度の最大値は、不確かさを考慮しても約 4,300℃以下である。これは「4.3.3.1
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」の値を下回る【UTOP 事象推移全体
が ULOF に包絡されることについて：別紙 8-31 参照】。このため、発生する機械的エネルギー、
原子炉容器の構造応答、回転プラグ及び固定ボルトの応答並びにナトリウム噴出量は、「4.3.3.1
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」の解析結果に包絡される。すなわち、発生する機械的エネルギーが評価項目である原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはないこと及び噴出ナトリウムの燃焼等により格納容器の健全性が損なわれないことが示されていることから、本評価事故シーケンスにおいても評価項目である原子炉冷却材バウンダリの健全性及び格納容器の健全性が問題となることはない。また、熱的影響についても「4.3.3.1
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に比べて、多くの 1 次冷却材流量が確保されることから、原子炉容器内で再配置した損傷炉心物質の冷却も容易であり、評価項目である原子炉冷却材バウンダリの健全性に影響を及ぼすことはない。
以上より、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において不確かさの影響を考慮しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-145[150]

第4.3.3.4.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

事故発生
の判断

・「中性子束高（出力領域）」
による原子炉トリップ信号発
信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。
・「中性子束高（出力領域）」
による原子炉トリップ信号発信を確認し、発信に失敗している場合は事故発生と判断する。

代替
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

原子炉
自動停止失敗の
判断

原子炉
手動停止

・「原子炉出口冷却材温度高」
による後備炉停止系用論理回
路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停止系
スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。
・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。
・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

常設設備

設備
可搬設備

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系

－

－

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系－

計装設備①原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」③核計装（線形出力系）①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」①代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」①原子炉保護系（スクラム）②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力
系）

－

－

－

①制御棒
②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-146[151]

第 4.3.3.4.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
可搬設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は自然通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－①原子炉出入口冷却材
温度、１次主冷却系
冷却材流量、主冷却
器出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材
流量

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス圧
力②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全
施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション信号「格納容器内圧力
高」、「格納容器内
温度高」、「格納容器内床上線量率高」

常設設備

①格納容器
②格納容器バウンダリに属す
る配管・弁

計装設備

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-147[152]

第4.3.3.4.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（制御棒の異常な引抜き）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「中性子束高（出力領域）」による
原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・制御棒連続引抜き阻止インターロック動作確認・代替トリップ信号発信及び原子炉スクラ
ム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。

第 4.3.3.4.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（制御棒の異常な引抜き）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「中性子束高（出力領域）」による
原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長

状況判断

運転員A

運転員B、C

運転員D

・運転操作指揮・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

2

・原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを
確認する。

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カ
バーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・燃料破損検出系により燃料破損の有無を確認する。
・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

1

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イ
ソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

53 条(1)-148
[153]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業

制御棒の異常な引抜き：有効性評価上期待しない措置

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「中性子束高（出力領域）」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

（Yes）

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「中性子束高（出力領域）」

原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故
制御棒連続引抜き阻止
インターロックの動作（Yes）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断

（Yes）

（Yes）
炉心の著しい損傷（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風【炉心損傷防止措置】

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風

格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉ｶﾊﾞｰｶﾞｽ等のﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい

格納容器アイソレーション確認＊「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes）

格納容器内閉
じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温
度・圧力等上昇抑制）（No）
格納容器手動アイソレーション＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等により、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.4.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順

53 条(1)-149[154]4秒：制御棒の引抜き停止

107秒：原子炉自動停止（代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止系用論理回路）

104秒：「原子炉出口冷却材温度高」信号の発信
0秒：事象発生（制御棒の異常な引抜き）、「中性子束高（出力領域）」
信号の発信失敗

第 4.3.3.4.2 図 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：制御棒連続引抜き阻止インターロック
及び後備炉停止制御棒による原子炉停止）

53 条(1)-150[155]

第 4.3.3.4.3 図 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-151
[156]

2.50
制御棒引抜きによる反応度3￠/s（参考）

反応度

（$）

2.00

1.50

1.00

0.50

0.00
0

20

40

60

80

100

120

時間 （s）

第 4.3.3.4.4 図 制御棒の引抜きにより投入される反応度1.00

反応度 （$）

0.80

350

0.60

300

0.40

250

0.20

200

0.00

150

-0.20

100

-0.40

50

-0.60

原子炉出力（定格値に対する割合）（％）

400
全反応度
制御棒引抜きによる反応度
原子炉出力

0
0

5

10

15
20
時間 （s）

25

30

35

第 4.3.3.4.5 図 起因過程における出力及び反応度履歴53 条(1)-152
[157]

2000
炉心平均燃料温度

炉心平均燃料温度

（℃）

1800

1600

1400

1200

1000

800
0

5

10

15
時間

20
（s）

25

30

35

第 4.3.3.4.6 図 起因過程における炉心平均燃料温度

53 条(1)-153[158]

第 4.3.3.4.7 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける解析体系（遷移過程の解析）

第 4.3.3.4.8 図 ＳＩＭＭＥＲ－Ⅳにおける初期物質分布53 条(1)-154
[159]

2.0

反応度 ($)

0.0

-2.0

-4.0

-6.0

-8.0
30

40

50

60

70

80

90

時間 (s)
第 4.3.3.4.9 図 遷移過程における反応度履歴

原子炉出力 (定格値に対する割合)

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
30

40

50

60

70

80

90

時間 (s)
第 4.3.3.4.10 図 遷移過程における出力履歴

53 条(1)-155
[160]

6000

炉心平均燃料温度 (℃)

5000
4000
3000
2000
1000
0
30

40

50

60

70

80

90

時間 (s)

第 4.3.3.4.11 図 遷移過程における炉心平均燃料温度履歴53 条(1)-156
[161]

2.0
0.0

反応度 ($)

-2.0
-4.0
-6.0
-8.0
-10.0
-12.0
30

35

40

45

50

時間 (s)

第 4.3.3.4.12 図 遷移過程の不確かさの影響評価における反応度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）

原子炉出力 (定格値に対する割合)

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
30

35

40

45

50

時間 (s)

第 4.3.3.4.13 図 遷移過程の不確かさの影響評価における出力履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）53 条(1)-157
[162]

4500

炉心平均燃料温度 (℃)

4000
3500
3000
2500
2000
1500
1000
30

35

40

45

50

時間 (s)

第 4.3.3.4.14 図 遷移過程の不確かさの影響評価における炉心平均燃料温度履歴（燃料スロッシングを最大限考慮した場合）53 条(1)-158[163]

4.3.3.5 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事
故（１）事故の原因及び説明
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で制御棒の連続的な引抜きが生じ、原子炉の出力が上昇した状態で、「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号の発信に成功するものの、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力上昇時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において燃料が破損し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合に、損傷炉心物質の冷却及び機械的エネルギーの影響緩和が必要であることから、通常運転状態及び自動作動による格納容器
破損防止措置を講じる。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力の過度な上昇を防止するため、制御棒の連続的な引抜きを阻止する制御棒連続引抜き阻止インターロックを整備するとともに、代替安全保護回路として、後備炉停止系用論理回路を整備し、当該回路の動作により後備炉停止制御棒を急速挿入することで、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、原子炉トリップ信号発信失敗を想定し、「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、
炉心損傷防止措置（制御棒連続引抜き阻止インターロック）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）
及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）により、損傷炉心物質を冷却すること
で原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエ
ネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるた
め、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.5.1 図に示す。
53 条(1)-159[164]

本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行
は、原子炉保護系（スクラム）動作失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．制御棒連続引抜き阻止インターロック及び代替原子炉トリップ信号として、「原
子炉出口冷却材温度高」を整備することにより「中性子束高（出力領域）」による
原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合に、原子炉の出力が過度に上昇することを防止する。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記のａ．～ｃ．の措
置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｄ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及53 条(1)-160[165]

び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.5.1 表及び第4.3.3.5.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理
回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第4.3.3.5.3 表及び第 4.3.3.5.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び炉心損傷防止措置は「4.3.3.4

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評価は「4.3.3.4 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ
信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）
動作失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び格納容器破損防止措置は「4.3.3.4 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評価は「4.3.3.4 出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリ
ップ信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
53 条(1)-161[166]

上記の評価結果から、出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）
動作失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物
質等の放出は防止される。
第4.3.3.5.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・
操作手順

原子炉
トリップ信号
発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「中性子束高（出力領域）」
による原子炉トリップ信号発
信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

事故発生の判断・「中性子束高（出力領域）」
による原子炉保護系（スクラム）動作を確認し、動作に失敗している場合は事故発生と
判断する。

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「中性子束高（出力領域）」

後備炉
停止系（自動停止）
スクラム確認・「原子炉出口冷却材温度高」
による後備炉停止系用論理回
路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停止系
スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論理回路②代替原子炉トリップ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）

原子炉
自動停止失敗の判断・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。

－

－

－

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-162[167]

第 4.3.3.5.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
可搬設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は自然通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－①原子炉出入口冷却材
温度、１次主冷却系
冷却材流量、主冷却
器出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材
流量

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス圧
力②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全
施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション信号「格納容器内圧力
高」、「格納容器内
温度高」、「格納容器内床上線量率高」

常設設備

①格納容器
②格納容器バウンダリに属す
る配管・弁

計装設備

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-163[168]

第4.3.3.5.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽事象発生（制御棒の異常な引抜き）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長
状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・制御棒連続引抜き阻止インターロック動作確認・代替トリップ信号発信及び原子炉スクラ
ム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「中性子束高（出力領域）」による原子炉保護系（スクラム）動
作失敗を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。
・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。
・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

第 4.3.3.5.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽事象発生（制御棒の異常な引抜き）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長
状況判断

・運転操作指揮

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

運転員B、C2

・原子炉容器内冷却確認

運転員D

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カ
バーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。
・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを確認する。
・燃料破損検出系により燃料破損の有無を確認する。
・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーション確認

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イ
ソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

53 条(1)-164
[169]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業

制御棒の異常な引抜き：有効性評価上期待しない措置

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「中性子束高（出力領域）」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「中性子束高（出力領域）」（Yes）

原子炉自動停止（No）

低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故
制御棒連続引抜き阻止
インターロックの動作（Yes）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断炉心の著しい損傷

（Yes）

（Yes）

（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風【炉心損傷防止措置】

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風

格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉ｶﾊﾞｰｶﾞｽ等のﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい

格納容器アイソレーション確認＊「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes）

格納容器内閉
じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温
度・圧力等上昇抑制）（No）
格納容器手動アイソレーション＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等により、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.5.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-165[170]

4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で２次系の冷却材流量が減少した後、「２次冷却材流量低」による原子炉ト
リップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、２次冷却材流量減
少時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
原子炉の停止機能を喪失することから、短時間で炉心の著しい損傷に至る可能性があるた
め、炉心の著しい損傷を防止する措置として、短時間で原子炉を停止する措置を講じる。また、
炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、「原子炉出口冷却材
温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（代替原子炉トリップ信号による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合でも、第4.3.3.6.4 図に示すとおり、炉心及び冷却系の物理的特性により、炉心の著しい損傷が防止される。
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措
置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.6.1 図に示す。本評価事故シーケ
ンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、「２次冷却材流量低」の原子炉トリップ信号発信失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．
「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「２次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
53 条(1)-166[171]

ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記のａ．～ｃ．の措
置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における定格運転（１次主循環ポンプの主電動機を使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．負の反応度係数などの固有の物理メカニズムによる原子炉の出力の低減を可能とする。
ｃ．以上に加えて、制御棒駆動機構の軸の直接回転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる措置を整備する。なお、本措置は、上記のａ．～ｂ．の措置による格納容器破損防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。また、炉心損傷防止措置における原子炉手動停止操作によっても、制御棒が挿入できなかった場合において、原子炉が高温で安定静定している場合に実施する。
（ⅲ）その他
ａ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措
置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.6.1 表及び第 4.3.3.6.2 表に示す。
これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、
後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.6.3 表及び第 4.3.3.6.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置
53 条(1)-167[172]

に必要な要員は 2 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）2 ループの２次主循環ポンプの主電動機が同時に停止し、2 ループの１次主循環
ポンプの主電動機は運転を継続するものとする。
5）２次主循環ポンプの主電動機の停止によるインターロックにより、主冷却機の主送風機は同時に停止し、自然通風により除熱されるものとする。
6）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
7）原子炉の自動停止は「原子炉出口冷却材温度高」によるものとし、原子炉トリップ設定値は 464℃、応答時間は 3.4 秒とする。
8）応答時間を長くし、かつ、負の反応度の挿入量を小さくすることにより、炉心温度の上昇を高めに評価するため、原子炉保護系及び主炉停止系には期待しないものとし、後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 1.4%△k/k とする。また、解析では制御棒の挿入速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価
値 90%挿入までの時間を 0.8 秒とする。
9）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
10）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.6.2 図に示す。
1 ループの２次主循環ポンプがトリップすると、相互インターロックによりほぼ同時に他の 1 ループの２次主循環ポンプもトリップし、両ループの２次冷却材流量が低下し、約 1.6 秒で「２次冷却材流量低」の設定値である定格流量の約 80％に到達
53 条(1)-168[173]

するが、原子炉トリップ信号の発信に失敗する。２次主冷却系は自然循環に移行し、また、２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。
２次冷却材流量の低下により、主中間熱交換器の除熱量が減少するため、１次主冷却系のコールドレグの温度が上昇する。その結果、炉心支持板の膨張による炉心形状の変化で中性子の漏れが増加するため、負の反応度が投入され原子炉出力が低下し、それに伴い燃料温度も低下する。原子炉出力は低下するものの、その間に１次主冷却系のコールドレグの温度が上昇しているため、被覆管温度及び冷却材温度、更には原子炉容器出口冷却材温度が上昇し、時刻約 121 秒に「原子炉出口冷却材温度高」の設定値である 464℃に到達し、代替原子炉トリップ信号が発せられ、時刻約 124 秒で後備
炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入を開始する。原子炉スクラム信号の発信により、両ループの１次主循環ポンプの主電動機がトリップし、１次主循環ポンプのポニーモータ運転に引き継がれる。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止以前に出現し、両者ともに約 550℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は、代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止に遅れて出現し、それぞれ約 480℃及び約 450℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる反応度係数の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。反応度係数の不確かさ幅は、炉心構成の変動等による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、それぞれ以下のとおり設定する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。

53 条(1)-169[174]

ドップラ係数：

燃料温度の低下に対して、正のフィードバック効果が最大となるよう絶対値が最大の負の値を使用する。

燃料温度係数：

ドップラ係数と同様に、絶対値が最大の負の値を使用する。

被覆管温度係数：

被覆管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

冷却材温度係数：

冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

ラッパ管温度係数 ：ラッパ管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

炉心支持板温度係数：

原子炉容器入口冷却材温度の上昇に対して、負のフィード
バック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

解析結果を第 4.3.3.6.3 図に示す。
代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止までに、主に炉心支持板の膨張による負のフィードバック反応度が小さくなったことにより、原子炉出力の低下が「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ小さくなった。その結果、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、「ⅰ）
基本ケース」の解析と比べ、それぞれ約 20℃及び約 10℃高く、約 570℃及び約 560℃であり、評価項目を満足する。燃料最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と比べ約 10℃高く約 490℃、原子炉容器入口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析とほとんど変わらず約 450℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケース
本評価事故シーケンスにおいては、1 次冷却材流量が維持されているため炉心の燃料及び冷却材の温度変化が緩慢であるとともに、負の反応度フィードバックが大きく、炉心の発熱と冷却とがバランスし温度が高温にならないまま静定すると考えられる。このため、本評価事故シーケンスに対する格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するための評価項目は、「4.3.2.6 有効性を評価するための評価項目の設定」に示す「（1）負の反応度フィードバッ
クが卓越し、炉心の発熱と冷却とがバランスし静定する事象において、炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。」である。
a．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、
ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期53 条(1)-170[175]

値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2/℃とする。
3）2 ループの２次主循環ポンプの主電動機が同時に停止し、2 ループの１次主循環ポンプの主電動機は運転を継続するものとする。
4）２次主循環ポンプの主電動機の停止によるインターロックにより、主冷却機の主送風機は同時に停止し、自然通風により除熱されるものとする。
5）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.6.4 図に示す。
１ループの２次主循環ポンプがトリップすると、相互インターロックによりほぼ同時に他の１ループの２次主循環ポンプもトリップし、両ループの２次冷却材流量が低下し、
約 1.6 秒で「２次冷却材流量低」の設定値である定格流量の約 80％に到達するが、原子炉トリップ信号の発信に失敗すると仮定する。２次主冷却系は自然循環に移行し、また、
２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。２次冷却材流量の低下により、主中間熱交換器の除熱量が低下するため、１次主冷却系のコールドレグの温度（原子炉容器入口冷却材温度）が上昇する。その結果、炉心支持板の熱膨張等による負の反応度フィードバックが印加され原子炉出力は低下し、それに伴い燃料温度も低下する。原子炉出力は低下するものの、原子炉容器入口冷却材温度が上昇しているため、被覆管温度、冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が上昇し、事象発生後約 121 秒
で「原子炉出口冷却材温度高」の代替原子炉トリップ信号の設定値である 464℃に到達す
るが、ここでは、代替原子炉トリップ信号の発信にも失敗すると仮定する。
この場合、引き続き、原子炉容器入口冷却材温度が上昇するため、炉心支持板の熱膨張等による負の反応度フィードバックが印加され、原子炉出力はさらに低下し、原子炉容器
入口冷却材温度の上昇よりも原子炉出力の低下の寄与が大きくなることにより、燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度は低下する。その後、原子炉出力と原子炉容器入口冷却材
温度が平衡状態となり、炉心温度及び原子炉容器出入口冷却材温度は安定に推移する。
原子炉出力は初期値から上昇せず低下し、燃料最高温度も、初期値から上昇せず約
1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、両者ともに約 550℃であり、評価項目を満足し、その後長時間にわたって安定な炉心冷却状態が維持される。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は、それぞれ約 500℃及び約 480℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心損傷防止措置である代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定した場合でも、炉心及び冷却系の物理特性により炉心の著しい損傷は防止され、格納容器の破損及び施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
なお、評価項目との比較により本評価シーケンスの収束は、合理的に判断できるものの、その状態は比較的高温での安定静定状態である。この間に、運転員が手動による制御
53 条(1)-171[176]

棒挿入操作を行うことにより、低温の安定静定状態に導くことができる。また、運転員による手動操作によっても、何らかの原因により制御棒が挿入されない場合は、自主対策設
備を用いて、直接、制御棒駆動機構の軸を回転させることにより、制御棒を炉心に挿入し原子炉を低温の安定静定状態へ移行させるように努める。
ⅱ）不確かさの影響評価
有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影響は小さく、ここでは、解析条件の不確かさの影響評価を行う。なお、本評価事故シーケンスの評価においては、運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる「炉心支持板温度係数」の不確かさに関する感度解析を実施
して評価項目に対する影響を評価した。
1）炉心支持板温度係数：炉心構成等による変動の幅±20％を考慮し、原子炉容器入口冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。
解析結果を第 4.3.3.6.5 図に示す。
被覆管最高温度及び冷却材最高温度が出現するまで、炉心支持板の熱膨張による負のフィードバック反応度が小さくなったことにより、原子炉出力の低下が「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ小さくなった。その結果、被覆管最高温度は「ⅰ）基本ケース」の解析と比べ約 10℃高く約 560℃、冷却材最高温度は、約 550℃であり、評価項目を満足する。原子炉出力の最大値
は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず、燃料最高温度も、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は
両者ともに約 10℃高く、それぞれ約 510℃及び約 490℃であり、評価項目を満足する。
以上より、条件の不確かさを考慮したとしても、炉心の著しい損傷は防止され、格納容器の破損及び施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-172[177]

第 4.3.3.6.1 表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信及び原子炉スクラム（自動停止）
について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

事故発生の判断・「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信を確認し、発信に失敗している場
合は事故発生と判断する。

－

代替
トリップ信号発信

－

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による後備炉停止系用論理回
路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停止系
スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

原子炉
自動停止失敗の
判断

原子炉
手動停止

常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①原子炉トリップ信号「２次冷却材流量低」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「２次冷却材流量低」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「２次冷却材流量低」－①代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」－①原子炉保護系（スクラム）②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）

・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。

－

－

－

・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系

53 条(1)-173[178]

第 4.3.3.6.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作

設備

手順

常設設備

可搬設備

計装設備

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－①原子炉出入口冷却
材温度、１次主冷
却系冷却材流量、主冷却器出口冷却材温度、２次主冷
却系冷却材流量

原子炉出力低下の確認

・関連する核計装により原子炉出力が低下することを確認する。

－－①核計装（線形出力
系）

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御
棒保持電磁石励磁手動断、制御
棒駆動機構による制御棒手動挿
入又は後備炉停止制御棒駆動機
構による後備炉停止制御棒手動
挿入により、原子炉を停止する。

－①核計装（線形出力系）

回転治具①核計装（線形出力系）②燃料破損検出系③アイソレーション
信号「格納容器内
床上線量率高」制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒の挿入・制御棒駆動機構の軸の直接回
転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系①制御棒②制御棒駆動系

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-174[179]

第4.3.3.6.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（２次冷却材流量減少）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スクラ
ム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「２次冷却材流量低」による原
子炉トリップ信号発信失敗を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。

第 4.3.3.6.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（２次冷却材流量減少）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

手順の内容▽事故発生の判断（「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信失敗）▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

状況判断

炉心損傷
防止措置

自主対策

運転員A

運転員A

現場対応班員・運転操作指揮・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

1

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

5・制御棒駆動機構の軸を直接回転させることにより制御棒を炉心に挿入

・原子炉手動停止ができない場
合、自主対策設備を用いて、制御
棒駆動機構の軸を直接回転させる
ことにより制御棒を炉心に挿入し、低温停止に必要な反応度を挿入する。

153 条(1)-175
[180]

凡例

：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置

２次冷却材流量減少

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉
信号発信
「２次冷却材流量低」

（Yes）

原子炉
確認
「 ２次冷却材流量低」原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

原子炉
確認
「原子炉出口冷却材温度高」（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

後備炉停止系確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

炉心及び冷却系の物
理的特性により、炉心損傷防止原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.6.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-176[181]

124秒：原子炉自動停止（代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止系用論理回路）

121秒：「原子炉出口冷却材温度高」信号の発信
0秒：事象発生（2次主循環ポンプトリップ（2ループ））、「2次冷却材流量低」信号の発信失敗

第 4.3.3.6.2 図 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止制御棒による原子炉停止）

53 条(1)-177[182]

第 4.3.3.6.3 図 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-178[183]

原子炉停止機能がないと仮定（代替原子炉トリップ信号なし）

0秒：事象発生（2次主循環ポンプトリップ（Aループ、Bループ））第 4.3.3.6.4 図 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定）

53 条(1)-179[184]

第 4.3.3.6.5 図 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定（不確かさの影響評価））

53 条(1)-180[185]

4.3.3.7 ２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で２次系の冷却材流量が減少した後、「２次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に成功するものの、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、２次冷却材流量減少時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
原子炉の停止機能を喪失することから、短時間で炉心の著しい損傷に至る可能性があるた
め、炉心の著しい損傷を防止する措置として、短時間で原子炉を停止する措置を講じる。また、
炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、代替安全保護回路として、後備炉停止系用論理回路を整備し、当該回路の動作により後備炉停止制御棒を急速挿入することで、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、原子炉トリップ信号発信失敗を想定し、「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（後備炉停止系用論理回路動作による後備炉停止制御棒の急速挿入による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合でも、事象進展は「4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉
トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、「4.3.3.6 ２次冷却材流量減少
及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同様に、炉心及び冷却系の物理的特性により、炉心の著しい損傷が防止される。
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.7.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、原子炉保護
系（スクラム）動作失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．
「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備することによ
53 条(1)-181
[186]

り、
「２次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記のａ．～ｃ．の措
置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における定格運転（１次主循環ポンプの主電動機を使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．負の反応度係数などの固有の物理メカニズムによる原子炉の出力の低減を可能とする。
ｃ．以上に加えて、制御棒駆動機構の軸の直接回転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる措置を整備する。なお、本措置は、上記のａ．～ｂ．の措置による格納容器破損防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。また、炉心損傷防止措置における原子炉手動停止操作によっても、制御棒が挿入できなかった場合において、原子炉が高温で安定静定している場合に実施する。
（ⅲ）その他
ａ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.7.1 表及び第 4.3.3.7.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
また、後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
53 条(1)-182[187]

２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.7.3 表及び第4.3.3.7.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 2 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 2 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び炉心損傷防止措置は「4.3.3.6

２次冷却材流量減

少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評価は「4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（後備炉停止系用論理回路動作による後備炉停止制御棒の急速挿入による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合でも、事象進展は「4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同じである。このため、「4.3.3.6 ２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」と同様に、炉心及び冷却系の物理的特性により、炉心の著しい損傷は防止される。
上記の評価結果から、２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-183[188]

第4.3.3.7.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信及び原子炉スクラム（自動停止）
について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

事故発生の判断・「２次冷却材流量低」による
原子炉トリップ信号発信による原子炉保護系（スクラム）の動作を確認し、動作に失敗
している場合は事故発生と判
断する。

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①原子炉トリップ信号「２次冷却材流量低」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「２次冷却材流量低」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「２次冷却材流
量低」

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による後備炉停止系用論理回
路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停止系
スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）

原子炉
自動停止失敗の判断

・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。

－

－

－

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-184[189]

第 4.3.3.7.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－

原子炉出入口冷
却材温度、１次
主冷却系冷却材
流量、主冷却器
出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材流量

原子炉出力低下の確認

・関連する核計装により原子炉出力が低下することを確認する。

－－①核計装（線形出力系）

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御
棒保持電磁石励磁手動断、制御
棒駆動機構による制御棒手動挿
入又は後備炉停止制御棒駆動機
構による後備炉停止制御棒手動
挿入により、原子炉を停止する。

－①核計装（線形出力系）

回転治具①核計装（線形出力系）②燃料破損検出系③アイソレーション
信号「格納容器内
床上線量率高」

常設設備

可搬設備

計装設備
①

制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒の挿入・制御棒駆動機構の軸の直接回
転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系①制御棒②制御棒駆動系

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-185[190]

第4.3.3.7.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（２次冷却材流量減少）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スクラ
ム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「２次冷却材流量低」による原
子炉トリップ信号発信失敗を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。

第4.3.3.7.4表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（２次冷却材流量減少）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

手順の内容▽事故発生の判断（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

状況判断

炉心損傷
防止措置

自主対策

運転員A

運転員A

現場対応班員・運転操作指揮1

1

5

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

・制御棒駆動機構の軸を直接回転させることにより制御棒を炉心に挿入

・原子炉手動停止ができない場
合、自主対策設備を用いて、制御
棒駆動機構の軸を直接回転させる
ことにより制御棒を炉心に挿入し、低温停止に必要な反応度を挿入する。

53 条(1)-186
[191]

凡例
：動作・確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置

２次冷却材流量減少

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「２次冷却材流量低」原子炉ｽｸﾗﾑ確認「 ２次冷却材流量低」（Yes）
原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

（Yes）
後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

炉心及び冷却系の物
理的特性により、炉心損傷防止【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.7.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-187[192]

4.3.3.8 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で２次主冷却系の主配管が破損し、２次冷却材が漏えいした後、「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、２次冷却材漏えい時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
原子炉の停止機能を喪失することから、短時間で炉心の著しい損傷に至る可能性があるた
め、炉心の著しい損傷を防止する措置として、短時間で原子炉を停止する措置を講じる。また、
炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と２次
冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモー
タを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（代替原子炉トリップ信号による原子炉停止）が機能しないことを仮定した場合でも、第4.3.3.8.5 図に示すとおり、炉心及び冷却系の物理的特性により、炉心の著しい損傷が防止される。
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置
及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.8.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、「原子炉入口冷却材温度高」の原子炉トリップ信号発信失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．
「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動53 条(1)-188[193]

作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停
止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、
制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記のａ．～ｃ．の措
置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における定格運転（１次主循環ポンプの主電動機を使用）、1 ループの２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．負の反応度係数などの固有の物理メカニズムによる原子炉の出力の低減を可能とする。
ｃ．以上に加えて、制御棒駆動機構の軸の直接回転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる措置を整備する。なお、本措置は、上記のａ．～ｂ．の措置による格納容器破損防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。また、炉心損傷防止措置における原子炉手動停止操作によっても、制御棒が挿入できなかった場合において、原子炉が高温で安定静定している場合に実施する。
（ⅲ）その他
ａ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.8.1 表及び第 4.3.3.8.2 表に示す。これ
らの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、後備炉停止制御棒、後備炉停止制御棒駆動系及び後備炉停止系用論理回路は S クラスとして設計する。
（５）作業と所要時間
２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置
及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.8.3 表及び第 4.3.3.8.4
表に示す。
53 条(1)-189[194]

本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 5 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 5 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）原子炉冷却材温度の上昇を高めに解析するため、破損が生じたループは主中間熱交換器の２次側の除熱能力の完全喪失を仮定する。
5）２次主冷却系の健全ループによる除熱能力の低下を早期に考慮するため、破損が生じたループの２次主循環ポンプの主電動機の停止を仮定し、健全ループの２次主循環ポンプも停止するものとする。
6）2 ループの１次主循環ポンプの主電動機は運転を継続するものとする。
7）２次主循環ポンプの主電動機の停止によるインターロックにより、主冷却機の主送風機は同時に停止し、自然通風により除熱されるものとする。
8）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
9）原子炉の自動停止は「原子炉出口冷却材温度高」によるものとし、原子炉トリップ設定値は 464℃、応答時間は 3.4 秒とする。
10）応答時間を長くし、かつ、負の反応度の挿入量を小さくすることにより、炉心温度の上昇を高めに評価するため、原子炉保護系及び主炉停止系には期待しないものとし、後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 1.4%△k/k とする。また、解析では制御棒の挿入速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価
値 90%挿入までの時間を 0.8 秒とする。
11）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
12）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定とし53 条(1)-190[195]

て計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.8.2 図に示す。
1 ループでの２次冷却材の漏えいと同時に２次主循環ポンプのトリップを仮定し、また、相互インターロックにより他の 1 ループの２次主循環ポンプがトリップする
ため、２次冷却材流量が低下する。また、２次主循環ポンプのトリップによるインタ
ーロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。２次冷却材が漏えいしたループは主中間熱交換器の除熱能力の完全喪失を仮定するとともに、他の 1 ループは２次冷却材
流量の低下とともに主中間熱交換器での除熱量が減少するため、両ループの１次主冷却系のコールドレグの温度が上昇し、２次冷却材が漏えいしたループにおいて約 18秒で「原子炉入口冷却材温度高」の設定値である 365℃に到達するが、原子炉トリッ
プ信号の発信に失敗する。２次冷却材流量の低下により、主中間熱交換器の除熱量が減少するため、１次主冷却系のコールドレグの温度が更に上昇する。その結果、炉心支持板の膨張による炉心形状の変化で中性子の漏れが増加するため、負の反応度が投入され原子炉出力が低下し、それに伴い燃料温度も低下する。原子炉出力は低下する
ものの、その間に１次主冷却系のコールドレグの温度が上昇しているため、被覆管温度及び冷却材温度、更には原子炉容器出口冷却材温度が上昇し、時刻約 114 秒に「原子炉出口冷却材温度高」の設定値である 464℃に到達し、代替原子炉トリップ信号が発せられ、時刻約 117 秒で後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒
が所定の速度で急速挿入を開始する。原子炉スクラム信号の発信により、両ループの
１次主循環ポンプの主電動機がトリップし、１次主循環ポンプのポニーモータ運転に引き継がれる。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止以前に出現し、両者ともに約 550℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は、代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止に遅れて出現し、それぞれ約 490℃及び約 450℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる反応度係数の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。反応度係数の不確かさ幅は、炉心構成の変動等による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、それぞ
53 条(1)-191[196]

れ以下のとおり設定する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
ドップラ係数：燃料温度の低下に対して、正のフィードバック効果が最大となるよう絶対値が最大の負の値を使用する。

燃料温度係数：

ドップラ係数と同様に、絶対値が最大の負の値を使用する。

被覆管温度係数：

被覆管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

冷却材温度係数：

冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

ラッパ管温度係数 ：ラッパ管温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

炉心支持板温度係数：

原子炉容器入口冷却材温度の上昇に対して、負のフィード
バック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。

解析結果を第 4.3.3.8.3 図に示す。
代替原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止までに、主に炉心支持板の膨張による負のフィードバック反応度が小さくなったことにより、原子炉出力の低下量が「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ小さくなった。その結果、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と比べ、それぞれ約 20℃及び約 10℃高く、それぞれ約 570℃
及び約 560℃であり、評価項目を満足する。燃料最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず、約 1,800℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材の最高温度は約 490℃、原子炉容器入口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析とほとんど変わらず、約 450℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケース
a．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析をする。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、
ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期53 条(1)-192[197]

値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2/℃とする。
3）1 ループの２次主冷却系においてナトリウムの漏えいが生じた場合に、原子炉冷却材温度の上昇を高めに解析するため、当該ループは主中間熱交換器の 2 次側の除熱能力の完全喪失を仮定する。また、ナトリウムの漏えいにより、２次主循環ポンプ
がトリップする可能性があるため、漏えいの発生と同時に２次主循環ポンプをトリップさせ、インターロックにより他の 1 ループの２次主循環ポンプもトリップさせる。この場合、２次主冷却系は、健全な 1 ループによる自然循環となる。
4）2 ループの１次主循環ポンプの主電動機は運転を継続するものとする。
5）２次主循環ポンプの主電動機の停止によるインターロックにより、主冷却機の主送風機は同時に停止し、自然通風により除熱されるものとする。
6）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.8.4 図に示す。
1 ループでの２次冷却材の漏えいと同時に２次主循環ポンプをトリップさせ、相互イン
ターロックにより他の 1 ループの２次主循環ポンプのトリップを仮定しているため、２次冷却材流量が低下する。２次主冷却系は、1 ループの自然循環に移行し、また、２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止
し、主冷却器出口温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。２次冷却材流量の低下により、主中間熱交換器の除熱量が低下するため、１次主冷却系のコールドレグの温度（原子炉容器入口冷却材温度）が上昇する。その結果、炉心支持板の熱膨張等による負の反応度フィードバックが印加され原子炉出力は低下し、それに伴い燃料温度も低下する。
原子炉出力は低下するものの、原子炉容器入口冷却材温度が上昇しているため、被覆管温度、冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が上昇し、事象発生後約 114 秒で「原子炉出口冷却材温度高」の代替原子炉トリップ信号の設定値である 464℃に到達するが、ここでは、代替原子炉トリップ信号の発信にも失敗すると仮定する。
この場合、引き続き、原子炉容器入口冷却材温度が上昇するため、炉心支持板の熱膨張等による負の反応度フィードバックが印加され、原子炉出力は更に低下し、原子炉容器入口冷却材温度の上昇よりも原子炉出力の低下の寄与が大きくなることにより、燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度は低下する。その後、原子炉出力と原子炉容器入口冷却材温度が平衡状態となり、炉心温度及び原子炉容器出入口冷却材温度は安定に推移する。
原子炉出力は初期値から上昇せず低下し、燃料最高温度も、初期値から上昇せず約
1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、両者ともに約 550℃であり、評価項目を満足し、その後長時間にわたって安定な炉心冷却状態が維持される。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は、それぞれ約 510℃及び約 490℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心損傷防止措置である代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定した53 条(1)-193[198]

場合でも、炉心及び冷却系の物理特性により炉心の著しい損傷は防止され、格納容器の破損及び施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
なお、評価項目との比較により本評価シーケンスの収束は、合理的に判断できるものの、その状態は比較的高温での安定静定状態である。この間に、運転員が手動による制御
棒挿入操作を行うことにより、低温の安定静定状態に導くことができる。また、運転員による手動操作によっても、何らかの原因により制御棒が挿入されない場合は、自主対策設
備を用いて、直接、制御棒駆動機構の軸を回転させることにより、制御棒を炉心に挿入し原子炉を低温の安定静定状態へ移行させるように努める。
ⅱ）不確かさの影響評価
有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影響は小さく、ここでは、解析条件の不確かさの影響評価を行う。なお、本評価事故シーケンスの評価においては、運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる「炉心支持板温度係数」の不確かさに関する感度解析を実施
して評価項目に対する影響を評価した。
1）炉心支持板温度係数：炉心構成等による変動の幅±20％を考慮し、原子炉容器入口冷却材温度の上昇に対して、負のフィードバック効果が最小となるよう絶対値が最小の負の値を使用する。
解析結果を第 4.3.3.8.5 図に示す。
被覆管最高温度及び冷却材最高温度が出現するまで、炉心支持板の熱膨張による負のフィードバック反応度が小さくなったことにより、原子炉出力の低下が「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ小さくなった。その結果、被覆管最高温度は約 10℃高くなり約 560℃、冷却材最高温度
は、約 550℃であり、評価項目を満足する。原子炉出力の最大値は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず、燃料最高温度も、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出入口冷却材の最高温度は両者ともに約 10℃高く、それぞれ約 520℃及び約 500℃であり、評価項目を満足する。
以上より、条件の不確かさを考慮したとしても、炉心の著しい損傷は防止され、格納容器の破損及び施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-194[199]

第4.3.3.8.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作手順

原子炉
トリップ信号発信

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉入口冷却材温度高」
による原子炉トリップ信号発
信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

事故発生の判断

・「原子炉入口冷却材温度高」
による原子炉トリップ信号発信を確認し、発信に失敗している場合は事故発生と判断す
る。

－

代替
トリップ信号発信

－

－

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護
系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

後備炉
停止系
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉出口冷却材温度高」
による後備炉停止系用論理回
路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）について、後備炉停止系
スクラムの動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認する。

原子炉
自動停止失敗の
判断

原子炉
手動停止

常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①原子炉トリップ信号「原子炉入口冷
却材温度高」－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「原子炉入口冷
却材温度高」③核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「原子炉入口冷
却材温度高」－①代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」－①原子炉保護系（スクラム）②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）①後備炉停止制御棒②後備炉停止制御棒駆動系－①後備炉停止系用論
理回路②代替原子炉トリッ
プ信号「原子炉出口冷却材温度高」③核計装（線形出力系）

・原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）を確認し、自動停止の成否を確認する。

－

－

－

・手動スクラム、制御棒保持電
磁石励磁手動断、後備炉停止
制御棒保持電磁石励磁手動
断、制御棒駆動機構による制
御棒手動挿入又は後備炉停止
制御棒駆動機構による後備炉
停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系－①核計装（線形出力系）①制御棒②制御棒駆動系

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-195[200]

第 4.3.3.8.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作手順

原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－

原子炉出入口冷
却材温度、１次
主冷却系冷却材
流量、主冷却器
出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材流量

原子炉出力低下の確認

・関連する核計装により原子炉出力が低下することを確認する。

－－①核計装（線形出力系）

原子炉
手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御
棒保持電磁石励磁手動断、制御
棒駆動機構による制御棒手動挿
入又は後備炉停止制御棒駆動機
構による後備炉停止制御棒手動
挿入により、原子炉を停止する。

－①核計装（線形出力系）

回転治具①核計装（線形出力系）②燃料破損検出系③アイソレーション
信号「格納容器内
床上線量率高」

常設設備

可搬設備

計装設備
①

制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒の挿入・制御棒駆動機構の軸の直接回
転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる。

①制御棒②制御棒駆動系③後備炉停止制御棒④後備炉停止制御棒駆動系①制御棒②制御棒駆動系

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-196[201]

第4.3.3.8.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

備考

240

▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（「原子炉入口冷却材温度高」による
原子炉トリップ信号発信失敗）

手順の内容▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A

1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・代替トリップ信号発信及び原子炉スクラ
ム確認
・後備炉停止系スクラム確認

状況判断

運転員A

1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

・「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉トリップ信号発信失敗を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認す
る。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

２次冷却材漏えい対応

運転員B、C、D

3・２次冷却材ドレン、消火等

・２次冷却材漏えいを検知した場
合には、２次冷却材を２次冷却材
ダンプタンクにドレンするとともに、ナトリウム燃焼の消火を行う。

第 4.3.3.8.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

15

20

25

30

60

120

180

240

備考

▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

手順の内容▽事故発生の判断（「原子炉入口冷却材温度高」による
原子炉トリップ信号発信失敗）▽原子炉自動停止失敗と判断

当直長

状況判断

運転員A

・運転操作指揮1

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。
・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

炉心損傷
防止措置

運転員A

1

・原子炉手動停止

２次冷却材漏えい対応

運転員B、C、D

3・２次冷却材ドレン、消火等

自主対策

現場対応班員5・制御棒駆動機構の軸を直接回転させることにより制御棒を炉心に挿入

・２次冷却材漏えいを検知した場
合には、２次冷却材を２次冷却材
ダンプタンクにドレンするとともに、ナトリウム燃焼の消火を行う。
・原子炉手動停止ができない場
合、自主対策設備を用いて、制御
棒駆動機構の軸を直接回転させる
ことにより制御棒を炉心に挿入し、低温停止に必要な反応度を挿入する。

53 条(1)-197
[202]

凡例

：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置

２次冷却材漏えい

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉
信号発信
「原子炉入口冷却材温
度高」

（Yes）

原子炉
確認
「原子炉入口冷却材温度高」

原子炉自動停止（No）
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

原子炉
確認
「原子炉出口冷却材温度高」（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

後備炉停止系確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）（Yes）

炉心損傷防止（原子炉自動停止）（No）

原子炉自動停止失敗と判断（Yes）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入

炉心及び冷却系の物
理的特性により、炉心損傷防止原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.8.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-198[203]117秒 : 原子炉自動停止（代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止系用論理回路）

114秒 : 「原子炉出口冷却材温度高」信号の発信
0秒 : 事象発生（2次冷却材漏えい（1ループ））、原子炉トリップ信号
発信失敗

第 4.3.3.8.2 図 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号及び後備炉停止制御棒による原子炉停止）

53 条(1)-199[204]

第 4.3.3.8.3 図 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-200[205]

原子炉停止機能がないと仮定（代替原子炉トリップ信号なし）

0秒 : 事象発生（2次冷却材漏えい（1ループ））、原子炉トリップ信号
発信失敗
第 4.3.3.8.4 図 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定）

53 条(1)-201[206]

第 4.3.3.8.5 図 ２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信の重畳事故（炉心損傷防止措置：代替原子炉トリップ信号による原子炉停止機能がないと仮定（不確かさの影響評価））

53 条(1)-202[207]

4.3.3.9 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故（１）事故の原因及び説明
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び事故安全容器内配管（外管）破損の重畳は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ機能を有する安全容器内の１次主冷却系又は１次補助冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム
液面低」により自動停止した後、リークジャケット又は配管（外側）により漏えい量が抑制された状態での崩壊熱除去中に、リークジャケット又は配管（外側）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいする事象として考える。本評価事故シーケンスの１次冷却材漏えい箇所は、安
全容器内の配管（内側及び外側）とする。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故では、主中間熱交換器内胴窓より低所で冷却材が漏えいし、かつ継続した場合には、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、低圧システムで、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、原子炉冷却材バウンダリ破損時にも減圧沸騰せず、液位低下は緩慢となる特徴を踏まえ、静的機器を活用した信頼性の高い原子炉冷却材液位確保のための措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故の特徴から、炉心の昇温等の事象進展は緩慢となるが、冷却のための措置は、自動起動又は通常運転時からの継続とし、信頼性の高い措置とする。なお、これらの余裕時間を踏
まえ、冷却のための措置は手動でも起動操作等が実施できるものとする。
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故においては、安全容器により漏えいした冷却材を保持し、炉心冷却に必要な原子炉容器液位を確保するとともに、補助冷却設備により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故では、炉心損傷防止措置（補助冷却設備の運転による原子炉容器内の冷却）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷炉心物質が流出するものとして、これらを安全容器にて保持し、コンクリート遮へい体
冷却系により、安全容器と生体遮へい体（コンクリート遮へい体）のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する措置を講じる。本措置により、原子炉
容器破損後の格納容器底部での損傷炉心物質とコンクリートとの相互作用を回避することで格納容器の破損を防止する。
さらに、ここでは、炉心冷却機能の喪失を前提としていることを踏まえ、炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに冷却材の蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になることを想定し、１次アルゴンガス系に安全板を設置することにより、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止する措置を講じる。また、格納容器（床下）の53 条(1)-203[208]

床面に断熱材及びヒートシンク材を設置することにより、安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和する措置を講じる。
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.9.1
図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、配管（外側）からの１次冷却材漏えいを起点とする。なお、ここでは、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下することを想定する。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置
は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．安全容器内の空間容積を制限することにより、二重壁外へ１次冷却材が漏えいした場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次補助冷却系の循環に支障を来すことなく炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。
ｂ．原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下した場合でも、原子炉停止後の崩壊熱除去を可能とするため、補助冷却設備を整備する。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を保持するため、安全容器を整備する。
ｂ．安全容器と生体遮へい体のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
ｃ．原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダ
リ（1 次・2 次境界）が過圧されることを防止するため、１次アルゴンガス系に安全板を整備する。
ｄ．安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材及びヒートシンク材を整備する。また、流出したナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。
ｅ．原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場
合の燃焼反応を防止する。
ｆ．ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上
線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
53 条(1)-204[209]

（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.9.1
表及び第 4.3.3.9.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第4.3.3.9.3 表及び第 4.3.3.9.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 5 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）１次冷却材は、１次主冷却系配管の内管及び外管の間隙には流れ込まず、全て二重壁外に漏えいするものとする。
5）１次冷却材漏えい箇所は、安全容器内のＮｓＬ－約 8,200mm にある原子炉容器
入口低所配管とし、漏えい口の大きさは 42mm2 とする【BDBA 評価における破損
規模及び破損規模の想定について：別紙 7-3 参照】。
6）カバーガス圧力及び安全容器内圧力はそれぞれ 0.49kPa 及び 1.72kPa で一定と53 条(1)-205[210]

し、漏えいしたナトリウムの静水圧は考慮しないものとする。
7）原子炉容器の液位が、主中間熱交換器内胴窓上端位置から上方 100mm の位置（ＮｓＬ－710mm）を下回れば、１次主冷却系流路は途絶するものとする。
8）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
9）原子炉の自動停止は「炉内ナトリウム液面低」によるものとし、原子炉トリッ
プ設定値はＮｓＬ－100mm、応答時間は 0.4 秒とする。
10）原子炉保護系の動作により主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 7.1%△k/k とする。また、解析では、制御棒の落下速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価値 90％挿入までの時
間を 0.8 秒とする。
11）補助冷却設備の自動起動は「炉内ナトリウム液面低低（ＮｓＬ－320mm）」によるものとし、１次補助冷却系電磁ポンプ及び補助冷却機の送風機はそれぞれ 4
分 30 秒及び 30 秒で定格運転に至るものとする。また、その後は、補助冷却器
出口ナトリウム温度が 350℃となるように補助冷却機インレットベーン開度が制御されるものとし、これにより崩壊熱を除熱するものとする。
12）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
13）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.9.2 図及び第 4.3.3.9.3 図に示す。
安全容器内の１次主冷却系コールドレグの低所配管の破損口から二重壁外へ１次冷却材が流出するため、炉心流量がわずかに低下するとともに、原子炉冷却材液位が低下し、約 27 分後に原子炉容器内冷却材液位は、「炉内ナトリウム液面低」の設定値であるＮｓＬ－100mm に到達し、原子炉トリップ信号が発せられ、主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入される。また、原子炉スクラム信号の発信により、両ルー
プの１次主循環ポンプの主電動機及び２次主循環ポンプがトリップし、１次主冷却系
は１次主循環ポンプのポニーモータ運転に引き継がれ、２次主冷却系は自然循環に移行する。２次主循環ポンプのトリップに伴うインターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。
原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後は、原子炉出力が急速に低下し、それに伴い燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度も低下するが、流量と出力のバランス
により、一度上昇に転じてから再び低下する。原子炉容器出入口冷却材温度も緩やかに低下する。その後も漏えいが継続し、約 87 分後に原子炉容器内冷却材液位が「炉内ナトリウム液面低低」の設定値であるＮｓＬ－320mm に到達し、補助冷却設備が起動する。この時間帯では、主冷却系における主冷却器出口ナトリウム温度制御時の最低除熱能力が炉心崩壊熱を上回っているため、主冷却器出口ナトリウム温度の制御目
標値を維持できず、炉心温度及び１次・２次冷却材温度は緩やかに低下を継続する。
53 条(1)-206[211]

時刻約 5 時間で原子炉容器内のナトリウム液位が、主中間熱交換器内胴窓（熱交換領域への流入口）の上端位置から上方 100mm の位置を下回り、１次主冷却系の冷却材流路を喪失し、補助冷却設備のみでの除熱になる。その後、１次・２次冷却材温度は制御目標値になるよう制御され、崩壊熱は安定的に除去される。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止時に出現し、初期値からほとんど上昇せず、それぞれ約 550℃及び約 540℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材温度は、初期値からほとんど上昇せず、最高温度は約 460℃、原子炉容器入口冷却材の最高温度は、原子炉トリップ信号
による原子炉の自動停止後に出現し、約 370℃であり、評価項目を満足する。なお、補助冷却設備の単独運転時においては、燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、いずれも約 430℃であり、原子炉容器出入口冷却材（１次補助冷却系）の最高温度は、それぞれ約 390℃及び約 360℃である。
以上より、１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる崩壊熱及び原子炉トリップ信号である「炉内ナトリ
ウム液面低」設定値の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はないた
め、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影
響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィードバック
特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
崩壊熱は、最適評価値に対して安全余裕を 10％考慮した値を用いる。原子炉トリップ
信号である「炉内ナトリウム液面低」の設定値は、設定値に対して誤差－40mm を考慮し、ＮｓＬ－140mm とする。
解析結果を第 4.3.3.9.4 図及び第 4.3.3.9.5 図に示す。
原子炉トリップ信号である「炉内ナトリウム液面低」の設定値を 40mm 低く設定したことにより、設定値への到達は「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ約 11 分遅く、時刻約 37 分となったが、燃料最高温度及び原子炉容器出口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず、それぞれ約 1,800℃及び約 460℃であり、評価項目を満足する。被覆53 条(1)-207[212]

管最高温度、炉心冷却材最高温度及び原子炉容器入口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析とほとんど変わらず、それぞれ約 550℃、540℃及び約 370℃であり、評価項
目を満足する。１次主冷却系の冷却材流路を喪失した後の被覆管最高温度及び炉心冷却材
最高温度は、崩壊熱の不確かさを考慮したこと及び同喪失のタイミングが早くなったことにより、両温度ともに約 10℃高い約 440℃であり、評価項目を満足する。
なお、補助冷却設備の単独運転時には、崩壊熱の不確かさを考慮したこと及び１次主冷
却系の冷却材流路喪失のタイミングが早くなったことにより、燃料最高温度、被覆管最高温度及び炉心冷却材最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析に比べて、それぞれ約 20℃、
約 10℃及び約 10℃高く、約 450℃、約 440℃及び約 440℃であり、原子炉容器出口冷却材（１次補助冷却系）の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析に比べて、約 10℃高く約 400℃、
原子炉容器入口冷却材温度（１次補助冷却系）は「ⅰ）基本ケース」の解析からほとんど上昇せず約 370℃である。
以上より、１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
本評価事故シーケンスに対する格納容器破損防止措置の有効性評価においては、事故シー
ケンス全体をいくつかの過程に分けて解析を行う。事故の開始から炉心が損傷し原子炉容器が破損するまでの過程を炉内事象過程と呼び、この過程では崩壊熱が全て原子炉
冷却材の昇温及び蒸発並びに原子炉冷却材バウンダリ内の機器の昇温に寄与するという保守的な仮定を用いて温度変化等を計算する。その後、原子炉容器が破損し、原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を安全容器内で保持する過程を炉外事象過程と呼び、この過程における熱流動挙動をＦＬＵＥＮＴで解析する。安全板から原子炉冷却材バウンダリの外に流出したナトリウムによる影響が生じる過程を格納容器応答過程と呼び、この過程における流出したナトリウムによる格納容器の応答をＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭ
Ｒで解析する。
本評価事故シーケンスに対する格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するための評価項目は、「4.3.2.6

有効性を評価するための評価項目の設定」に示す（4）から（6）である。
「（4）原子炉容器外に流出した損傷炉心物質等を安全容器内にて保持・冷却できること。
」の評価項目を炉外事象過程の解析により評価する。
「（5）主中間熱交換器及び補助
中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止できること。
」については、本評価事故シーケンスの事象進展では、原子炉冷却材温度及び圧力が通常運転時よりも低い状態で１次主冷却系の循環に必要な液位を下回るため、1 次冷却材を介して主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）を過温・過圧することはない。また、補助冷却設備の機能を喪失した場合には１次補助冷却系の弁を閉止するため補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）を過温・過圧することはない。したがって、これら原子炉冷却材バウンダリの破損防止措置の有効性を評価する必要はない。また、「（6）蒸発した冷却材（ナトリウム）が格納容器（床下）に流出する場合において、格納容器の破損を防止できること。」については、本評価事故シーケンスの事象進展では、炉心53 条(1)-208[213]

が露出するまでに格納容器（床下）に流出する原子炉冷却材ナトリウムの量が、「4.3.3.13
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」よりはるかに少ないため、本評価項目に係る有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
なお、本評価事故シーケンスにおける炉内事象過程の解析では、評価項目に影響を及ぼす
重要なパラメータである原子炉冷却材温度及び圧力を計算する。
【崩壊熱除去機能喪失型の事故シーケンスの格納容器破損防止措置の有効性評価の関係：
別紙 8-33 参照】
ⅰ）基本ケース
ⅰ．炉内事象過程の解析
a．解析条件
１次冷却材の漏えいにより、１次主冷却系の循環に必要な液位を喪失し、崩壊熱により
原子炉冷却材が昇温され、原子炉冷却材の蒸発により更に原子炉容器内の液位が低下し、炉心頂部が露出するまでの炉内の事象推移を計算する。
本評価は、原子炉停止後の炉心崩壊熱が原子炉容器内の原子炉冷却材ナトリウムの昇温及び蒸発に寄与すると想定し、１次主冷却系配管等を保守的に断熱とし、原子炉冷却材
ナトリウムの蒸発により炉心頂部が露出するまでの時間を以下の条件で計算する。
なお、炉心頂部が露出した時点で原子炉容器外に流出することを仮定しており、本仮定においても大きな保守性を確保している。
1）原子炉の自動停止は「炉内ナトリウム液面低」によるものとする。
2）１次冷却材漏えい箇所は、安全容器内の配管（内側及び外側）とし、漏えい口の大きさは 42mm2 とする。
3）冷却材の漏えいにより、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下するものとする。
4）安全容器内に漏えいしたナトリウムは安全容器にて保持され、それにより補助冷却設備の運転に必要な液位は確保されるものの、何らかの理由により補助冷却設
備による崩壊熱の除去が機能しないものとする。
5）１次主冷却系配管の断熱を仮定する。
6）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
7）事故発生前から常時運転しているコンクリート遮へい体冷却系の運転が継続されるものとし、安全容器外面冷却による除熱を考慮するものとする。
8）炉心崩壊熱による原子炉容器内のナトリウムの昇温、蒸発挙動より蒸発による液位低下を求める。なお、沸点に達する前の蒸発や蒸発に伴う液体ナトリウムの冷却も考慮する。原子炉カバーガス等のバウンダリ内の圧力が１次アルゴンガス系に整備した安全板の設定圧（9.8kPa[gage]）を超過すると、安全板が開放され、蒸発したナトリウム蒸気は安全板を通じて窒素雰囲気の格納容器（床下）に流出するものとする。
53 条(1)-209[214]

b．解析結果
計算結果を第 4.3.3.9.6 図及び第 4.3.3.9.7 図に示す。
本評価事故シーケンスにおいては、１次冷却材漏えい箇所からのナトリウムの漏えいにより液位が低下し、原子炉は自動停止するものの、その後の崩壊熱除去機能の喪失により原子炉冷却材温度は緩やかに上昇する。温度上昇により蒸発したナトリウムは、１次アルゴンガス系内の圧力が１次アルゴンガス系に整備した安全板の設定圧（9.8kPa[gage]）を超過すると、安全板から流出し、原子炉冷却材の液位は、さらに低下する。
評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータである原子炉冷却材温度及び圧力は通常運
転時より低い状態のまま推移し、事象発生の約 4 時間後に１次主冷却系の循環に必要な液位を下回り、１次主冷却系の循環が停止する。事象発生の約 18 時間後に、原子炉容器
内と安全容器内の液位が平衡し、１次冷却材の漏えいが停止する。その後、原子炉冷却材の最高温度は事象発生の約 3 日後に約 800℃まで上昇し、原子炉冷却材の蒸発により約 5日後に炉心頂部まで液位が低下するが、蒸発による液位の低下は極めて緩やかであり、炉心の損傷が急速に進展することはない【LORL 及び PLOHS の炉内事象過程における事象推移の扱いに関する考え方：別紙 8-34 参照】。
以上のように、炉内事象過程においては、炉心の損傷が緩やかに拡大し、原子炉容器底部に移行した損傷炉心物質が原子炉容器壁を熱的、機械的に損傷させ、原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷炉心物質が流出し、炉外事象過程に移行する。
ⅱ．炉外事象過程の解析
a．解析条件
計算コードＦＬＵＥＮＴ等により解析する。ＦＬＵＥＮＴによる解析体系を第 4.
3.3.9.8 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉容器底部に移行した損傷炉心物質はナトリウム中で冷却されるため、表面温度はナトリウムの沸点を超えることはなく、原子炉容器を溶融貫通することはない。しかしながら、原子炉容器底部が長期間高温に維持され、クリープ破損が生じる可能性があるため、原子炉容器底部の破損を想定する。
2）原子炉容器底部が破損した結果、ナトリウムが安全容器内に流出するとともに損傷炉心物質の全量が円筒形の塊状で原子炉容器外の安全容器内に移行したものとし、これを解析の初期状態とする。
3）崩壊熱は、炉心が損傷する過程において、燃料の損傷・溶融と高温状態が継続することを考慮して希ガス及び揮発性 FP を除くものとする。
4）安全容器内での冷却に関する崩壊熱を保守的に設定するため、原子炉容器内液位の低下により、炉心頂部が露出した時点の崩壊熱（240kW）を炉外過程解析の初期値とする。
5）コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガスの流量は 20,500m3/h、安全容器入口温度は 40℃として流入させ、4）の崩壊熱に対して定常解析を行う。その後、崩壊熱の減衰に従って過渡解析を行う。
6）安全容器内での損傷炉心物質上方のナトリウムによる伝熱効果を保守的に考慮
53 条(1)-210[215]

するため、原子炉容器内液位は、炉心頂部位置におけるナトリウムインベント
リの約 1/3 が損傷炉心物質上部に残存すると想定した液位として、グラウンド
レベル（以下「GL」という。）-12,460mm で維持されているものとする。また、安全容器内のナトリウム液位は GL-8,900mm とする。
7）コンクリート遮へい体冷却系の安全容器外面冷却の解析で求めた温度条件及び損傷炉心物質による荷重条件に基づき、安全容器の構造健全性を評価する。
b．解析結果
計算結果を第 4.3.3.9.9 図から第 4.3.3.9.12 図に示す。
安全容器を冷却する窒素ガスは、原子炉容器内から流出した損傷炉心物質の下方の安全容器下部から、安全容器底板に向けて吹き出した後、構造物表面に衝突し、径方向に流れを変えて広がりながら安全容器底板を冷却する（安全容器底板の下には炭素鋼遮へい板があり、窒素ガスは炭素鋼遮へい板下面に接し、炭素鋼遮へい板を介して安全容器底部を冷却する。）。第 4.3.3.9.9 図に示した安全容
器底板の径方向温度分布においては、発熱源である損傷炉心物質の直下となる
安全容器中心（第 4.3.3.9.9 図の横軸が 0 の位置）から離れるに従い温度は低下する。炭素鋼遮へい板下面に沿って径方向に流れた窒素ガスは鉛直上向きに流れ方向を変え、コンクリート遮へい体とその内側の炭素鋼遮へい体間の隙間に流入する。炭素鋼遮へい体側面に開けられた開口部から、安全容器に向けて窒素ガスが水平方向に流出し、安全容器側面を冷却する。安全容器を冷却した窒素ガ
スは上向きの流れとなって安全容器の上部から流出する。第 4.3.3.9.10 図に示す安全容器側面の温度は、発熱源である損傷炉心物質の上方、安全容器下面（第4.3.3.9.10 の横軸が 0 の位置）から約 1.5m 近傍で最も高くなり、それより上方は低下する。
崩壊熱が最も高い時刻 0 秒での定常解析において各部は最高温度を示し、その後、崩壊熱の減衰に従って低下する。安全容器の最高温度は約 330℃であり、設計温度（450℃）を超えることはない。損傷炉心物質及びそれを保持する遮へいグラファイト領域の最高温度はそれぞれ約 860℃及び約 530℃である。また、
損傷炉心物質上方のナトリウムの最高温度は約 350℃であり沸騰することはない。なお、損傷炉心物質及びそれを保持する遮へいグラファイトの共存性に問題はなく、遮へいグラファイトによる損傷炉心物質の保持機能は維持される【別紙8-35

損傷炉心物質等と遮へいグラファイトとの共存性について】。

以上のように、炉外事象過程の事象推移を計算した結果、コンクリート遮へい体冷却系の安全容器外面冷却により、原子炉容器内から流出した損傷炉心物質の崩壊熱は安定的に除去され、安全容器の温度が設計温度を超えることはない【別紙 8-36

損傷炉心物質の安全容器内冷却解析について、別紙 8-37：損傷炉心物質の安全容器移行後の臨界性について】。また、安全容器の自重、ナトリウ
ム重量及び損傷炉心物質の重量並びに内圧により安全容器の胴部及び底板部に発生する応力（1 次応力）は当該部の許容応力を十分に下回ることから、安全容器の健全性は確保されると判断できる【別紙 8-38

損傷炉心物質の安全容器内

53 条(1)-211[216]

冷却に係る安全容器の構造健全性評価について】。
以上より、安全容器内に流出したナトリウムや損傷炉心物質は安定に保持・冷却されるとともに、安全容器に係る評価項目を満足することから、安全容器の健全性は確保され、格納容器の破損は防止できる。
ⅱ）不確かさの影響評価
ⅰ．炉内事象過程の不確かさの影響評価
炉内事象過程では、炉心頂部まで液位が低下する時間を求め、後続の炉外事象過程移行時の発熱条件を求めている。炉外事象過程移行時の発熱条件は、炉心頂部まで液位が低下した
時点で損傷炉心物質の全量が安全容器内に移行するものとして、炉外事象の解析結果を厳しくするよう保守的に条件設定を行っており、炉内事象過程における崩壊熱等の不確かさの影響を包絡した条件設定としている。このため、炉内事象過程に対する不確かさの影響評
価は不要である。
ⅱ．炉外事象過程の不確かさの影響評価
安全容器の構造健全性を評価する上で重要な指標である構造温度に対し、影響が大きい
パラメータとしては、原子炉容器内から流出した損傷炉心物質の発熱条件が挙げられる。
発熱条件については、炉心頂部まで液位が低下した時点で損傷炉心物質の全量が安全容器内に移行するものとして、炉外事象の解析結果を厳しくするよう保守的に条件設定を行っており、炉心頂部まで液位が低下する約 5 日後の崩壊熱（240kW）を設定している。しかしながら、損傷炉心物質の冷却性を評価する上で発熱条件の影響は大きいため、崩壊熱のみの不確かさに加えて、炉内事象推移の不確かさも考慮し、発熱条件を崩壊熱（240kW）から25%増加させて 300kW とする条件で解析を実施する。
解析結果を第 4.3.3.9.13 図及び第 4.3.3.9.14 図に示す。
温度分布の形状は大きく変わることなく、全体的に温度レベルが上昇する。安全容器の最高温度は約 400℃であり、設計温度（450℃）を超えることはなく、また、損傷炉心物質の最高温度は約 1,090℃、損傷炉心物質を保持する遮へいグラファイトの最高温度は約 680℃である。さらに、損傷炉心物質上方のナトリウムの最高温度は約 430℃でありナトリウムが沸騰することはない。
以上より、不確かさの影響を考慮しても安全容器に係る評価項目への影響は小さく、評価
項目を満足することから、安全容器の健全性が確保され、格納容器の破損は防止できる。

53 条(1)-212[217]

第4.3.3.9.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等

動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉トリップ信号
発信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認す
る。

事故発生
の判断

・安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴い、炉内冷却材液位が著しく低下
した場合は事故発生と判断する。

安全容器による
漏えいした冷却材の保持・補助冷却設備運転に必要な
炉内冷却材液位確保

補助冷却設備運転

・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。

・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

①制御棒
②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「炉内ナトリウ
ム液面低」③核計装（線形出力系）－－①「炉内ナトリウム
液面計」－①「炉内ナトリウム
液面計」②安全容器呼吸系圧
力計③１次補助冷却系温度計、流量計、補助冷却器出口温度計、２次補助冷却系流量計－①１次補助冷却系温度計、流量計、補助冷却器出口温度計、２次補助冷却
系統流量計

安全容器

①補助冷却設備

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-213[218]

第 4.3.3.9.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
動作・判断・操作

手順
常設設備

可搬設備

計装設備

原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ることの判断

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が生じた場合、原子炉冷却材バ
ウンダリが高圧に至ると判断
する。

－

－

①原子炉カバーガス圧力計

１次アルゴンガス系
安全板より、
ナトリウム蒸気を格納容器（床下）に放出

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリウム蒸気が格納容器（床下）に流出することを確認
する。

①安全板
②断熱材
③ヒートシンク
材－①安全板の状態表示

格納容器
アイソレーション確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認
する。

①格納容器
②格納容器バウ
ンダリに属する
配管・弁－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション信号「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率
高」

原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの判断

・安全容器内の圧力が著しく上昇した場合、原子炉容器から安
全容器内に冷却材や損傷炉心物質が流出したと判断する。

－－①安全容器呼吸系圧力計

安全容器による
冷却材や損傷炉心物質の保持・
コンクリート遮へい体
冷却系による冷却・安全容器内呼吸系圧力計の監視により、安全容器により冷却材や損傷炉心物質が保持され ① 安 全 容 器 及 びることを確認する。また、コン コ ン ク リ ー ト 遮
クリート遮へい体冷却系の運 へい体冷却系転により、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する。

－①コンクリート遮へい体冷
却系の温度計、窒素ガス
冷却器の流量計②安全容器呼吸系圧力計

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-214[219]

第4.3.3.9.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

180

300

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（安全容器内１次主冷却系配管（内側）破損）

手順の項目▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止

要員（名）（作業に必要な要員数）

手順の内容（中央制御室）▽原子炉容器内の液位低下による補助冷却設備自動起動▽事故発生の判断（安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）

当直長・運転操作指揮

運転員A

1・原子炉スクラム確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。
・二重壁内の容積に相当する液位を超えて液位が低下した時点で事故発生と判断する。

状況判断
運転員A、B、D

3・事故発生の判断

運転員B

1

・安全容器による冷却材漏えい量の抑制の確認
・補助冷却設備運転に必要な原子炉容器内
冷却材液位確保

炉心損傷防止措置

運転員B、C2

・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。

・炉心損傷防止措置（安全容器による液位確保）は、運転員の操作を介在しなくても、受動的に機能するよう設計している。
このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、液位確保の確認及び監視となる。

・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。
・自動起動に失敗したと判断した
場合には手動で起動する（機器の操作時間に余裕を見込んでも、60分以内に操作可能）。

・炉心損傷防止措置（補助冷却設備による崩壊熱除去）は、
運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、補助冷却設備の運転の確認及び監視となる。

・補助冷却設備運転

第 4.3.3.9.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

180

300

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（安全容器内１次主冷却系配管（内側）破損）▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽補助冷却設備による崩壊熱除去に失敗

手順の内容（中央制御室）▽冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ると判断▽原子炉容器外に損傷炉心物質が流出と判断

当直長

・運転操作指揮・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。

運転員A

1・原子炉スクラム確認

運転員A、B、D

3・事故発生の判断

運転員A、B2

・原子炉冷却材温度が高温に至ることの判
断

運転員D

1

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリ
ウム蒸気を格納容器（床下）に放出

状況判断

状況判断

格納容器破損防
止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーション確認

状況判断

運転員A、B

2

・原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの判断

格納容器破損防止措置

運転員B、E2

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材バウ
ンダリが高圧に至ると判断する。

・安全板による過圧防止は、運転員の操作を介在しなくても、受動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉冷却材バウンダリ等の圧力の確認及び監視となる。

・１次アルゴンガス系安全板が開放
し、ナトリウム蒸気が格納容器（床下）に放出されることを確認する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線
量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離さ・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、 れることを確認する。
自動的に機能するよう設計して いる。このため、運転員の操作は ・多量のナトリウムが格納容器床下なく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
に漏えいした場合は、格納容器床下・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 又は隔離が必要と判 温度が60℃を超過して原子炉保護系
断した場合、手動アイソレーション操作を開始する。操作実施後 （アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動では、放射性物質の閉じ込め状態の監視を継続する。
隔離する。

・安全容器による冷却材や損傷炉心物質の・コンクリート遮へい体冷却系は、通常運転時からの継続運転で保持
・コンクリート遮へい体冷却系による冷却 あり、運転員の操作を介在しなくても、運転は継続されるが、冷却開始前から、通気風量及び通水流量を増加させる手順を実施する。

・安全容器内圧力が著しく上昇した
場合に、原子炉容器外に損傷炉心物質が流出したと判断する。

・安全容器により冷却材や損傷炉心物質が保持されることを確認する。
また、コンクリート遮へい体冷却系の運転により、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する。

53 条(1)-215
[220]

凡例
１次冷却材漏えい（安全容器内１次主冷却系配管（内側）破損）：動作、確認：プラント状態
：判断

原子炉
「炉内

確認
液面低」

：運転員と対策要員の作業

原子炉自動停止：有効性評価上期待しない措置

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

安全容器内
１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下（No）

原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環：自然通風
・ 主冷却機（Yes）

１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の
重畳事故

多量の
放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

安全容器により、漏えいした冷却材を保持し、炉心冷却に必要な炉内冷却材液位を確保（Yes）
補助冷却設備運転

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）（No）【炉心損傷防止措置】

冷却材の昇温及び蒸発により、が過温・
原子炉冷却材
過圧

冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材が高圧に至ると判断

原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や放射性物質等が流出と判断

系安全板
１次
蒸気を
より、
格納容器（床下）に放出＊1＊2

格納容器アイソレーション確認「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（No）

格納容器手動アイソレーション

安全容器により、冷却材や放射性物質等を保持し、コンクリート遮へい体冷却系
により冷却

（Yes）
格納容器内閉じ込め確認

格納容器破損防止（主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）
圧力上昇抑制）格納容器破損防止
温度・圧力
（格納容器
上昇抑制）

格納容器破損防止（保持した放射性物質等を冷却）＊1：ナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材及びヒートシンク材を整備＊2：原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.9.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-216[221]

約5h：ポニーモータ2台停止、主冷却系流路喪失

原子炉冷却材液位は、１次主冷却系循環
流路喪失後も継続して低下するが、安全容器内の容積制限により、補助冷却設備の運転に必要な液位より約1,000mm上方となる
初期液位-約3,000mmで漏えいが停止

約87min：補助冷却設備起動

約27min：「炉内ナトリウム液面低」信号の発信、原子炉自動停止（原子炉保護系）
0秒：事象発生（1次冷却材漏えい）

第 4.3.3.9.2 図 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故（炉心損傷防止措置：安全容器内冷却材の保持及び補助冷却設備による冷却）

53 条(1)-217
[222]

冷
却
材
温
度

900

原子炉容器入口冷却材温度（補助冷却設備）（℃） 800

原子炉容器出口冷却材温度（補助冷却設備）

700

600

500
補助冷却設備は待機状態のため、原子炉容器出入口冷却材温度（補助冷却設備）の表示はない。
原子炉容器出口冷却
材温度（補助冷却設
備）

400

300

補助冷却設備起動
原子炉容器入口冷却
材温度（補助冷却設
備）

200
0

5

10
時

15

間 （ h ）

第 4.3.3.9.3 図 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）
及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故（炉心損傷防止措置：安全容器内冷却材の保持及び補助冷却設備による冷却）

53 条(1)-218[223]

燃 2800
料
温
度

被 900
覆
管
温
度
（℃） 2400
及 800
び
冷
却
材
温
2000
700
度
（℃）

1600

600

原 140
子
炉
出
力
及 120
び
炉
心
流
量
100
（％）

原子炉出力
炉心流量
燃料最高温度
被覆管最高温度
冷却材最高温度
原子炉容器入口冷却材温度
原子炉容器出口冷却材温度
原子炉冷却材液位

80
被覆管最高温度
液位が低下したため、原子炉容器
出入口冷却材温度の表示はない。

0
液初
位 期 -200
変 液 -400
化 位 -600
か -800ら -1000
の
（mm）

1200

500

60

800

400

40

原子炉容器
出口冷却材温度

400

300

20

原子炉容器
入口冷却材温度

冷却材最高温度
原子炉容器等の冷却材液位が1次主冷却系の循環に支障を来すレベ
ルまで液位低下

燃料最高温度原子炉冷却材液位
炉心流量

原子炉出力

0

200

0
0

5
時

10

15

間 （ h ）

第 4.3.3.9.4 図 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）
及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-219
[224]

冷
却
材
温
度

900

原子炉容器入口冷却材温度（補助冷却設備）（℃） 800

原子炉容器出口冷却材温度（補助冷却設備）

700

600

500
補助冷却設備は待機状態のため、原子炉容器出入口冷却材温度（補助冷却設備）の表示はない。
原子炉容器出口冷却
材温度（補助冷却設
備）

400

300

補助冷却設備起動
原子炉容器入口冷却
材温度（補助冷却設
備）

200
0

5

10
時

15

間 （ h ）

第 4.3.3.9.5 図 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）
及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-220[225]

第 4.3.3.9.6 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材温度及び炉心崩壊熱の推移）

第 4.3.3.9.7 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材液位及び冷却材蒸発率の推移）

53 条(1)-221
[226]

冷却パス
ペデスタル
コンクリート
窒素ガス領域保温材
コールドレグ配管（解析対象外）窒素ガス領域

遮蔽リング
窒素ガス領域

通流部
窒素ガス

窒素ガス領域

ホットレグ配管（解析対象外）原子炉容器

リークジャケット（保温パネル含む）

アルゴンガス（解析対象外）窒素ガス領域
安全容器

黒鉛
炭素鋼板遮蔽体

コンクリート遮蔽体ライナ
ナトリウム領域

損傷炉心物質

ナトリウム

スティール

炉容器振止構造物
振止内黒鉛支持板
窒素ガス領域ビーム

冷却パス構成用ダクト

窒素ガス

窒素ガス領域
下部黒鉛支持板（解析体系）
上面
断熱

遮蔽リング
温度：40[℃]
コンクリート外側
断熱

出口境界（窒素ガス）
圧力：0kPa

原子炉容器内表面
断熱

安全容器胴温度
の提示位置
ナトリウム
表面断熱

コンクリート遮蔽体ライナ
断熱

安全容器底板温度の提示位置

入口境界（窒素ガス）
流量：20500 [m3/h]
温度：40 [℃]

（境界条件等）
第 4.3.3.9.8 図 ＦＬＵＥＮＴにおける解析体系等53 条(1)-222[227]

安全容器底板温度（℃）

350
300
250
200
150
100
50
0

0.8
1.6
2.4
安全容器中心からの距離（ｍ）

3.2

第 4.3.3.9.9 図 安全容器底板の径方向温度分布

第 4.3.3.9.10 図 安全容器胴の軸方向温度分布53 条(1)-223[228]

損傷炉心物質温度（℃）

900
800
700
600
500
400

最高温度位置

上面

軸方向中央

下面

300
0

12

24

36
48
時間（h）

60

72

第 4.3.3.9.11 図 損傷炉心物質温度の時間変化

遮へいグラファイト温度（℃）

550

500
450
400
350

上面

軸方向中央

下面

300
0

12

24

36
48
時間（h）

60

72

第 4.3.3.9.12 図 損傷炉心物質下部の遮へいグラファイト温度の時間変化

53 条(1)-224
[229]

450

安全容器底板温度（℃）

400
350
300
250
200
150
100
50
0

0.8
1.6
2.4
安全容器中心からの距離（ｍ）

3.2

第 4.3.3.9.13 図 安全容器底板の径方向温度分布（不確かさの影響評価）

第 4.3.3.9.14 図 安全容器胴の軸方向温度分布（不確かさの影響評価）

53 条(1)-225[230]

4.3.3.10 １次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）
破損の重畳事故（１）事故の原因及び説明
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ機能を有する安
全容器外の１次主冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム液面低」により自動停止した後、配管（外管）により漏えい量が抑制された状態での崩壊熱除去中に、配管（外管）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいする事象として考える。本評価事故シーケンスの１次冷却材漏えい箇所は、安全容器外の１次主冷却系の配管（内側及び外側）とする。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故では、主中間熱交換器内胴窓より低所で冷却材が漏えいし、かつ継続した場合には、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、低圧システムで、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、原子炉冷却材バウンダリ破損時にも減圧沸騰せず、液位低下は緩慢となる特徴を踏まえ、静的機器を活用した信頼性の高い原子炉冷却材液位確保のための措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）
破損の重畳事故の特徴から、炉心の昇温等の事象進展は緩慢となるが、冷却のための措置は、
自動起動又は流路切り替えを伴う通常運転時からの継続とし、信頼性の高い措置とする。なお、
これらの余裕時間を踏まえ、冷却のための措置は手動でも起動操作等が実施できるものとする。
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故では、主冷却系サイフォンブレークにより冷却材の漏えい量を抑制し、炉心冷却に必要な原子炉容器液位を確保するとともに、補助冷却設備により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
主冷却系サイフォンブレークは、原子炉容器等の液位低下に伴い、サイフォンブレーク配管に受動的にアルゴンガスが導入され、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制する措置であり、サイフォンブレーク配管は差圧により常時ナトリウムを流動させる設計とするとともに、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉冷却材純度の管理により異物による閉塞を防止する設計としており、その信頼性は極めて高い。
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故において、炉心損傷防止措置（補助冷却設備の運転による原子炉容器内の冷却）が機能しないことを仮定した場合、コンクリート遮へい体冷却系により原子炉容器とリークジャケットのギャップに窒素ガスを通気し、原子炉容器の外面から炉心を冷却することにより原
子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止し、格納容器の破損を防止する。
さらに、１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）
破損の重畳事故では、配管（外管）の破損に伴い、格納容器（床下）に冷却材が漏えいするた
53 条(1)-226[231]

め、格納容器の構造により漏えいした冷却材による熱的影響を緩和する措置を講じる。
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置 の対応手順の概要を第4.3.3.10.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、配管（外側）からの１次冷却材漏えいを起点とする。なお、ここでは、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下することを想定する。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止
措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．主冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入し、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制することにより、二重壁外へ１次冷却材が漏えいした場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次補助冷却系の循環に支障を来すことなく炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。
ｂ．原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下した場合でも、原子炉停止後の崩壊熱除去を可能とするため、補助冷却設備を整備する。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉容器とリークジャケットのギャップに窒素ガスを通気し、原子炉停止後の崩壊熱を除去するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
ｂ．原子炉冷却材バウンダリから漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。
なお、１次主冷却系の配管・機器の破損による格納容器内の圧力、温度の異常な上昇を検出した場合には、手動操作によって、１次主冷却系配管に残存するナト
リウムをダンプタンクにドレンすることを可能とする。
ｃ．原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場
合の燃焼反応を防止する。
ｄ．ナトリウムが漏えいし、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床
上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他53 条(1)-227[232]

ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第4.3.3.10.1 表及び第 4.3.3.10.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
を第 4.3.3.10.3 表及び第 4.3.3.10.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 5 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。
なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び炉心の冷却に係る炉心損傷防止措置は「2.5.9 １
次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故」と概ね同じである。このため、措置の有効性評価は「4.3.3.9 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷
却系配管（外管）破損の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置ⅰ）基本ケース
ⅰ．コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の解析
a．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤ及びＦＬＵＥＮＴ等により解析する。ＦＬＵＥＮ
Ｔにおける解析体系を第 4.3.3.10.2 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

2）１次冷却材漏えい箇所は、安全容器外の原子炉容器入口配管低所とし、漏えい
53 条(1)-228[233]

口の大きさは保守的な想定として 90mm2 とする。
3）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
4）原子炉の自動停止は「炉内ナトリウム液面低」によるものとし、原子炉トリッ
プ設定値はＮｓＬ－100mm、応答時間は 0.4 秒とする。
5）補助冷却設備の機能喪失を想定する。
6）崩壊熱はノミナル値（最適評価値）を用いる。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.10.3 図及び第 4.3.3.10.4 図に示す。
コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却により炉心部のナトリウ
ムの最高温度は約 610℃であり、その後は緩やかに低下する。また、原子炉容器の最高温度は約 540℃であり、炉心損傷防止措置の評価項目として設定した原子炉冷却材
バウンダリ温度 550℃を超えないことから、冷却材温度の上昇によって原子炉冷却材
バウンダリの損傷に至ることはない。燃料集合体内の温度分布を考慮すると、被覆管
最高温度及び冷却材最高温度は、炉心損傷防止措置の評価項目として設定した値を超えない。したがって、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却により炉心の著しい損傷は防止され、格納容器の破損は防止される。
ⅱ．格納容器応答過程の解析
a．解析条件
計算コードＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにより解析する。ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにおける解析体系を第 4.3.3.10.5 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）格納容器（床上）、格納容器（床下）及び格納容器外（外部環境）をモデル化す
る。
2）１次冷却材漏えい箇所は、安全容器外の原子炉容器入口配管低所とし、漏えい口の大きさは保守的な想定として 90mm2 とする。漏えいするナトリウムの温度は、保守的な想定として事象進展を考慮した原子炉出口冷却材の温度及び蒸発速度で漏えいするものとする。
3）窒素雰囲気（酸素濃度 3.5vol％）の格納容器（床下）に流出したナトリウムは窒素ガス中の酸素等と反応し、格納容器（床下）にプール状に溜るものとする。
4）プールの広がり面積は、漏えい箇所の床面の構造を考慮した上で最大となる
170m2 とする。
5）雰囲気から構造材への伝熱は自然対流による熱伝達を考えるものとする。またナトリウムプールが形成される室については、上記に加え熱輻射による伝熱を考えるものとする。
6）格納容器（床上）と格納容器（床下）は、内外圧差 981Pa に対して 100％／d の通気率があるものとする。
b．解析結果解析結果を第4.3.3.10.6図及び第4.3.3.10.7図に示す。
53 条(1)-229[234]

格納容器（床上）の最高圧力及び格納容器鋼壁の最高温度は、それぞれ約0.025kg／cm2[gage]（約2.5kPa[gage]）及び約41℃であり、格納容器の設計圧力1.35kg／
cm2[gage]（約0.13MPa[gage]）及び格納容器鋼壁の設計温度150℃を超えず、格納容器（床上）の健全性は確保される。
また、格納容器（床下）の最高圧力は約0.065kg／cm2[gage]（約6.4kPa[gage]）、ナ
トリウムプール下面の床のライナ最高温度及びコンクリート最高温度は、それぞれ約
160℃及び約96℃であり、格納容器（床下）の健全性は確保される。
なお、本評価事故シーケンスでは炉心の著しい損傷は防止されるため、格納容器外への放射性物質の放出は極めて低く抑制される。
以上より、１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
ⅰ．コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の不確かさの影響評価
不確かさの影響評価について、「ⅰ）基本ケース ⅰ．コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の解析」において、評価項目に対して厳しい結果となるように解析条
件（初期温度及び境界条件等）を設定している。このため、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却に係る不確かさの影響評価は不要である。
ⅱ．格納容器応答過程の不確かさの影響評価
不確かさの影響評価について、評価項目に対して影響のあるプールの広がり面積は、「ⅰ）
基本ケース ⅱ．格納容器応答過程の解析」において、不確かさの影響を考慮した上で、評価項目に対して厳しい結果となるようにプール広がり面積を設定している。このため、格納容器応答過程に係る不確かさの影響評価は不要である。

53 条(1)-230[235]

第4.3.3.10.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉トリップ信号
発信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認す
る。

事故発生
の判断

・１次主冷却系配管（外側）破損に伴い、炉内冷却材液位が著しく低下した場合は事故発生と判断する。

主冷却系サイフォン
ブレークによる
冷却材漏えい量の抑制
・補助冷却設備運転に必要な
炉内冷却材液位確保

補助冷却設備運転

・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。

・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

①制御棒
②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「炉内ナトリウ
ム液面低」③核計装（線形出力系）－－①「炉内ナトリウム
液面計」－①「炉内ナトリウム
液面計」②１次補助冷却系温度計、流量計、補助冷却器出口温度計、２次補助冷却系流量計－①１次補助冷却系温度計、流量計、補助冷却器出口温度計、２次補助冷却系流量計①サイフォンブレーク配管①①補助冷却設備

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-231[236]

第 4.3.3.10.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備
動作・判断・操作

手順
常設設備

可搬設備

計装設備

原子炉冷却材温度が高温に至ることの判断

・冷却材の著しい昇温が推定される場合に、原子炉冷却材温度が高温に至ると判断する。

－－①燃料集合体出口ナトリウ
ム温度計

コンクリート遮へい体
冷却系による原子炉容
器外面冷却・コンクリート遮へい体冷却系の運転により原子炉容器外面を冷却し、炉心の崩壊熱を除去する。

①コンクリート
遮へい体冷却系－①①燃料集合体出口ナトリ
ウム温度計

格納容器内温度及び圧力等が上昇することの判断

・冷却材の格納容器（床下）への漏えいにより、格納容器内の温度及び圧力等が上昇することを確認する。

－－

格納容器
アイソレーション確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認
する。

①格納容器
②格納容器バウ
ンダリに属する
配管・弁－①アイソレーション信号「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」①①原子炉保護系（アイソレーション）②ア イ ソ レ ー シ ョ ン 信 号「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」③

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-232[237]

第4.3.3.10.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

180

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（安全容器外１次主冷却系配管（内側）破損）▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

手順の内容▽原子炉容器内の液位低下による補助冷却設備自動起動▽事故発生の判断（安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）

当直長・運転操作指揮

運転員A

1・原子炉スクラム確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。
・二重壁内の容積に相当する液位を超えて液位が低下した時点で事故発生と判断する。

状況判断
運転員A、B、D

3・事故発生の判断

運転員B

1

・主冷却系サイフォンブレークによる冷却材漏えい量の抑制の確認
・補助冷却設備運転に必要な原子炉容器内
冷却材液位確保

炉心損傷防止措置

運転員B、C2

・炉心損傷防止措置（主冷却系サイフォンブレークによる液位確保）は、運転員の操作を介在しなくても、 受動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、液位確保の確認及び監視となる。

・炉心損傷防止措置（補助冷却設備による崩壊熱除去）は、
運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、補助冷却設備の運転の確認及び監視となる。

・補助冷却設備運転・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。

・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。
・自動起動に失敗したと判断した
場合には手動で起動する（機器の操作時間に余裕を見込んでも、60分以内に操作可能）。

第 4.3.3.10.4 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

180

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（安全容器外１次主冷却系配管（内側）破損）▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽原子炉容器内の液位低下による補助冷却設備自動起動

手順の内容▽事故発生の判断（安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）▽原子炉容器内冷却材液位の低下により、原子炉冷却材温度が高温に至ると判断

当直長

・運転操作指揮

状況判断

運転員A、B2

・原子炉冷却材温度が高温に至ることの判
断

格納容器破損防止措置

運転員A、B、D

3・コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却

状況判断

運転員C、E

2

・格納容器内温度及び圧力等が上昇することの判断

格納容器破損防止措置

運転員C、E

2

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材
温度が高温に至ると判断する。

・コンクリート遮へい体冷却系は、通常運転時からの継続運転であり、運転員の操作を介在しなくても、運転は継続される。
運転員は、事故発生の判断前から手順の準備を行い、冷却開始時に、通水流量を増加させる手順及び通気流路を原子炉容器外面に切り替える手順を実施する。なお、本操作は約10分で実施可能であり、事象進展速度を踏まえ、 猶予時間は確保される。

・コンクリート遮へい体冷却系の運転により原子炉容器外面を冷却し、炉心の崩壊熱を除去する。

・冷却材の格納容器（床下）への漏えいにより、格納容器内の温度及び圧力等が上昇することを確認する。
・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認す
・格納容器ア イソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、る。
自動的に機能するよう設計して いる。このため、運転員の操作
・格納容器床下へのナトリウムのはなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
漏えいにより、漏えい発生の数分
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イソレー
後には、格納容器床下の温度がション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込
60℃を超過して原子炉保護系（アめ状態の監視を継続する。
イソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

53 条(1)-233
[238]

凡例
１次冷却材漏えい（安全容器外１次主冷却系配管（内管）破損）：動作、確認：プラント状態
：判断

原子炉
「炉内

確認
液面低」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

：運転員と対策要員の作業

原子炉自動停止：有効性評価上期待しない措置

安全容器外
１次主冷却系配管（外管）破損に伴う炉内冷却材液位低下（No）

原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環：自然通風
・ 主冷却機（Yes）

１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の
重畳事故

多量の
放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

主冷却系サイフォンブレークにより、冷却材の漏えい量を抑制し、炉心冷却に必要な原子炉容器内冷却材液位を確保

補助冷却設備運転（Yes）

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）（No）【炉心損傷防止措置】

冷却材ナトリウムが格納容器（床下）＊1に漏えいし、格納容器が高温、高圧に至ると判断

格納容器アイソレーション確認（No）「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」

原子炉容器内の冷却材（ナトリウム）温度が上
昇すると判断格納容器手動アイソレーション（Yes）
格納容器内閉じ込め確認

原子炉容器の外壁をコンクリート遮へい体冷却系により冷却し、炉心の崩壊熱を除去

格納容器破損防止
温度・圧力
（格納容器
上昇抑制）

格納容器破損防止（炉心損傷を回避）＊1：原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.10.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-234[239]

カバーガス領域（解析対象外）原子炉容器冷却材出口

窒素ガス入口（ホットレグ配管外周）

上部プレナム

窒素ガス流路

原子炉容器

炉心上部機構フィンガー部

リークジャケット
炉心・燃料集合体（内側／外側）
・反射体（内側／外側）
・遮へい集合体・制御棒（主炉停止系/後備炉停止系)
・試験用集合体等
高圧プレナム低圧プレナム下部プレナム
原子炉容器冷却材入口
保温パネル
振止構造物

中間プレナム外側遮へい体炉心バレル構造物
内側遮へい体
炉内燃料貯蔵ラック
エントランスノズル
炉心支持板

窒素ガス出口（コールドレグ配管外周）
遮へいグラファイト

第 4.3.3.10.2 図 ＦＬＵＥＮＴにおける解析体系

53 条(1)-235[240]

炉心冷却材最高温度（℃）

700

600

500

400

300
0

6

12
18
時間（ｈ）

24

30

第 4.3.3.10.3 図 冷却材最高温度の時間変化

原子炉容器最高温度（℃）

700

600

500

400

300
0

6

12
18
時間（ｈ）

24

30

第 4.3.3.10.4 図 原子炉容器最高温度の時間変化

53 条(1)-236[241]セル1：格納容器（床上）
約13,000m3

セル3：外気格納容器（床上）⇔外気の通気
事故時の漏えい率に従って設定

常時空気雰囲気

格納容器鋼壁セル間の通気： 開口を通じた通気 （）

圧力差によるリーク（）

頂部（板厚12ｍｍ）
胴部（板厚25ｍｍ）

格納容器（床上）⇔格納容器（床下）の通気漏えい率試験に基づき設定

開口部（天井吹抜け構造）
による通気を設定

運転時窒素雰囲気
開口による
通気を設定

セル4：
格納容器（床下）③
約60m3

セル2：
炉容器ピット3
約130m
常時空気雰囲気ナトリウム漏えい
セル（セル5）
開口による
通気を設定

格納容器（床下）雰囲気に

セル5：格納容器（床下）②約2500m3ナトリウムプール

接する床、壁及び天井にはライナを敷設運転時窒素雰囲気

セル6：格納容器（床下）①3
約2300m

運転時窒素雰囲気

第 4.3.3.10.5 図 ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにおける解析体系

53 条(1)-237[242]

第 4.3.3.10.6 図 格納容器内圧力の推移

格納容器鋼壁温度（℃）

50

48

46

44

42

40
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

時間（d）
第 4.3.3.10.7 図 格納容器鋼壁温度の推移

53 条(1)-238[243]

4.3.3.11 １次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故（１）事故の原因及び説明
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ機能を有す
る１次補助冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム液面低」により自動停止した後、配管（外側）により漏えい量が抑制された状態での崩壊熱除去中に、配管（外側）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいする事象として考える。本評価事故シーケンスの１
次冷却材漏えい箇所は、１次補助冷却系の配管（内側及び外側）とする。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故では、主中間熱交換器内胴窓より低所で冷却材が漏えいし、かつ継続した場合には、原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、低圧システムで、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、原子炉冷却材バウンダリ破損時にも減圧沸騰せず、液位低下は緩慢となる特徴を踏まえ、余裕時間を活用した信頼性の高い原子炉冷却材液位確保のための措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故では、１次補助冷却系サイフォンブレークにより冷却材の漏えい量を抑制し、炉心冷却に必要な原子炉容器液位を確保するとともに、主冷却系により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。本事故シーケンスは冷却機能の喪失に関するものであることから、１次主冷却系 2 ループの強制循環冷却機能の喪失を想定する。
１次補助冷却系サイフォンブレークは、多重化された補助冷却系サイフォンブレーク止弁が開となりアルゴンガスが導入され、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制する措置である。補助冷却系サイフォンブレーク止弁は、中央制御室又は現場での遠隔操作も可能であり、その信頼性は高い。なお、１次補助冷却系のサイフォンブレークが機能しないことを仮定した場合でも、中央制御室で１次補助冷却系の出入口弁を閉めることにより炉心冷却に必要な原子炉容器液位を確保することが可能である。
独立した 2 ループの自然循環による炉心損傷防止措置は 1 系統の動的機器を要する措置と比べて信頼性が極めて高い。また、1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価で示すとおり、1 ループの１次主冷却系及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷は防止される。なお、1 ループの１次主冷却系
及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風による炉心損傷防止措置の有効性評
価は、「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において、破損が生53 条(1)-239[244]

じたループは主中間熱交換器の２次側の除熱能力の完全喪失を仮定して評価しており、本評
価条件の方が保守的となるため、措置の有効性の評価は、「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故では、配管（外管）の破損に伴い、格納容器（床下）に冷却材が漏えいするため、格納容器の構造により漏えいした冷却材による熱的影響を緩和する措置を講じる。なお、１次
冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重
畳事故の事象進展では、格納容器（床下）に漏えいする冷却材の量が、「4.3.3.10 １次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故」
より少ない。このため、措置の有効性の評価は、「4.3.3.10 １次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故」において実施する。
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第4.3.3.11.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、配管（外側）からの１次冷却材漏えいを起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）
破損の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次補助冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入し、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制することにより、二重壁外へ
１次冷却材が漏えいした場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次主冷却系の循環に支障を来すことなく炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。
ｂ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｃ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウ
ムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
ｄ．可能な場合には、強制循環冷却機能の復旧に努めるものとする。
ｅ．以上に加えて、自動での１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁の開失敗を検知した場合には、運転員は手動で１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁を開ける
ことがきるものとする。また、１次補助冷却系の出入口止弁を閉めることによっても、炉心冷却に必要な原子炉容器液位を確保できるものとする。なお、本措置は上記ａ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
53 条(1)-240[245]

１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）
破損の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。
ａ．1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止する。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第4.3.3.11.1 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.11.2 表及び第 4.3.3.11.3 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 5 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 3 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価
本評価事故シーケンスの炉心の冷却に係る炉心損傷防止措置の有効性評価は「4.3.3.12
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故」と概ね同じである。このため、措置の有効性
評価は「4.3.3.12 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
炉心の冷却に係る格納容器破損防止措置の有効性評価は「4.3.3.13

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価に包絡される。このため、措置の有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
漏えいした冷却材による熱的影響に係る格納容器破損防止措置は「4.3.3.10

１次冷却材

漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故」に包絡される。このため、措置の有効性評価は「4.3.3.10 １次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故」において実施する。上記の53 条(1)-241[246]

評価結果から、１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。また、格納容器の破損も防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

第4.3.3.11.1表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉トリップ信号
発信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認す
る。

事故発生
の判断

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

①制御棒
②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「炉内ナトリウ
ム液面低」③核計装（線形出力系）

・１次補助冷却系配管（外側）破損に伴い、炉内冷却材液位が著しく低下した場合は事故発生と判断する。

－－①「炉内ナトリウム
液面計」

１次補助冷却系
サイフォンブレークによる冷却材
漏えい量の抑制・
１次主冷却系の循環に必要な炉内冷却材液位確保

・主冷却系による崩壊熱除去が可能な状態にあることを確認する。

①１次補助冷却系サイフォ
ンブレーク

－

主冷却系による崩壊
熱除去

・１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系①「炉内ナトリウム
液面計」
①

－

①①原子炉出入口冷
却材温度、１次主冷却系冷却材流量、主冷却器出口
冷却材温度、２次主冷却系冷却材流量

下線部が炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-242[247]

第4.3.3.11.2表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

備考

10日 20日 30日 40日

180▽異常事象発生（１次補助冷却系配管（内側）破損）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（１次補助冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）

手順の内容▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止▽原子炉容器内の液位低下による１次補助冷却系サイフォンブレーク

当直長

・運転操作指揮・原子炉スクラム確認

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。

3

・事故発生の判断

・１次補助冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。
・二重壁内の容積に相当する液位を超えて液位が低下した時点で事故発生と判断する。

運転員B

1・１次補助冷却系サイフォンブレークによる冷却材漏えい量抑制の確認
・自動での１次補助冷却系サイフォンブレーク
止弁開に失敗した場合、手動で開操作
・１次補助冷却系サイフォンブレークに失敗した場合、手動で原子炉容器出入口止弁の閉操作
・主冷却系の循環に必要な原子炉容器内冷却材液位確保

運転員B、C2

・主冷却系の循環による冷却（自然循環）

運転員A

1

状況判断
運転員A、B、D

炉心損傷
防止措置

・炉心損傷防止措置（１次補助冷却系サイフォンブレークによる液位確保）は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、液位確保の確認及び監視となる。
・１次補助冷却系自動サイフォンブレークに失敗した場合、１次補助冷却系サイフォンブレークが必要な液位までの液位低下には約4時間、主冷却系の液位喪失までの液位低下には
約13時間を要するため、その期間に運転員が中央制御室で手動サイフォンブレーク及び手動原子炉容器出入口止弁閉操作を実施する。

・主冷却系による崩壊熱除去が可能な状態にあることを確認する。

・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。

第 4.3.3.11.3 表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

180

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（１次補助冷却系配管（内側）破損）

手順の項目▽事故発生の判断（１次補助冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）

手順の内容▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止▽原子炉容器内の液位低下による１次補助冷却系サイフォンブレーク

当直長

状況判断

格納容器破損防止措置

運転員A、E

運転員A、E

・運転操作指揮2

2

・冷却材の格納容器（床下）への漏えいにより、格納容器内の温度及び圧力等が上昇することを確認する。

・格納容器内温度及び圧力等が上昇することの判断

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認す
・格納容器ア イソレーションは、運転員の操作を介在しなくて も、 る。
自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作
・格納容器床下へのナトリウムのはなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
漏えいにより、漏えい発生の数分
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イソレー
後には、格納容器床下の温度がション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込
60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
め状態の監視を継続する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

53 条(1)-243
[248]

凡例
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）：動作、確認：プラント状態：判断

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「炉内ﾅﾄﾘｳﾑ液面低」
運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

：運転員と対策要員の作業

原子炉自動停止：有効性評価上期待しない措置

１次補助冷却系配管（外管）
破損に伴う炉内冷却材液位低下（No）

原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機
：自然通風

（Yes）

１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故
多量の
放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

１次補助冷却系サイフォンブレー
クにより、冷却材の漏えい量を抑制し、炉心冷却に必要な原子炉容器内冷却材液位を確保

自然循環移行

原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止措置】

冷却材ナトリウムが格納容器（床下）＊1に漏えいし、格納容器が高温、高圧に至ると判断

格納容器アイソレーション確認（No）「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」

格納容器手動アイソレーション（Yes）
格納容器内閉じ込め確認

格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度・圧力
上昇抑制）＊1：原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.11.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-244[249]

4.3.3.12 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で外部電源が喪失し、原子炉が「電源喪失」により自動停止した後、原子炉停止後の崩壊熱除去において、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）による強制循環冷却に失敗するとともに補助冷却設備の運転による強制循環冷却に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故では、原子炉自動停止後の崩壊熱除去において、炉心の冷却機能が喪失することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、強制循環機能喪失時にも自然循環による崩壊熱の除去が可能となる特徴を踏まえ、受動的安全特性を活用した信頼性の高い炉心損傷防止措置を講じる。措置に使用する１次主冷却系及び２次主冷却系ともに、流路に閉塞要因となる構造物はなく（１次主冷却系の逆止弁は構造が単純で信頼性が高い。
）、また、原子炉停止後は主送風機の風量を調節するインレットベーンがほぼ全閉状態となるため、冷却材の凍結による閉塞も考え難く、自然循環による崩壊熱除去の信頼性は高い。
炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故では、独立した 2 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
独立した 2 ループの自然循環による炉心損傷防止措置は 1 系統の動的機器を要する措置と比べて信頼性が極めて高く、炉心の著しい損傷は防止できる。また、1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却
失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価で示すとおり、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷は防止される。
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.12.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、１次主冷却系及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの53 条(1)-245[250]

物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウ
ムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
ｃ．強制循環冷却機能喪失の原因を調査し、その復旧に努めるものとする。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。
ａ．1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止する。
（ⅲ）その他
ａ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.12.1 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.12.2 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 6 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、「添付書53 条(1)-246[251]

類 10 1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。
4）一般電源系の電源が全て同時に失われ、2 ループの１次主循環ポンプの主電動機が同時に停止するものとする。
5）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板
温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）原子炉の自動停止は「電源喪失」によるものとし、応答時間は 1.2 秒とする。
7）原子炉保護系の動作により主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 7.1%△k/k とする。また、解析では、制御棒の落下速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価値 90％挿入までの時間を 0.8秒とする。
8）原子炉の停止後、2 ループの１次主循環ポンプのポニーモータによる低速運転への引き継ぎ及び補助冷却設備の起動に失敗し、１次主冷却系は自然循環に移行するものとする。
9）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
10）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.12.2 図に示す。
外部電源喪失の発生により、１次主循環ポンプの主電動機、２次主循環ポンプ、主冷却機の主送風機等の機器が停止する。
「電源喪失」による原子炉トリップ信号の発信により、原子炉保護系（スクラム）の動作により主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入される。２次主冷却系は自然循環に移行するが、１次主冷却系は１次主循環ポンプのポニーモータ運転への引き継ぎに失敗し、補助冷却設備の起動にも失敗し、１次主冷
却系は自然循環に移行する。主冷却器出口ナトリウム温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。
原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後は、原子炉出力が急速に低下し、それに伴い燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度も低下する。１次主冷却系の自然循環移行
時に被覆管温度及び炉心冷却材温度は、いったん上昇するが、自然循環流量が安定した
後は、崩壊熱の減衰に伴い、徐々に低下する。原子炉容器出入口冷却材温度は、緩やかに低下する。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。被覆
管最高温度及び冷却材最高温度は、１次主冷却系の自然循環への移行時に出現し、両者ともに約 650℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出入口冷却材温度は、初期値から上昇せず、最高温度はそれぞれ約 460℃及び約 350℃であり、評価項目を満足する。
以上より、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。

53 条(1)-247[252]ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評価事
故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目に対する余裕が小さくなると考えられる崩壊熱の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。
崩壊熱は、最適評価値に対して安全余裕を 10％考慮した値を使用する。
解析結果を第 4.3.3.12.3 図に示す。
崩壊熱を大きくしたことにより、被覆管最高温度及び炉心冷却材最高温度の 2 次ピー
クが「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ高くなった。その結果、被覆管最高温度及び炉心冷
却材最高温度は、両者ともに約 10℃高く約 660℃であり、評価項目を満足する。また、燃料最高温度及び原子炉容器出入口冷却材の最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず、それぞれ約 1,800℃、約 460℃及び約 350℃であり、評価項目を満足する。
以上より、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
炉心の冷却に係る格納容器破損防止措置の有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価に包絡される。このため、措置の有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。また、格納容器の破損も防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-248[253]

第4.3.3.12.1表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「電源喪失」による原子炉
トリップ信号発信及び原子炉
スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視によりを確
認する。

事故発生
の判断

・１次主冷却系の強制循環冷
却及び補助冷却設備の強制循
環冷却に失敗した場合は事故発生と判断する。

自然循環移行・１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。

常設設備

可搬設備

計装設備

－

①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」③核計装（線形出力系）－①１次主冷却系流量
計、１次補助冷却系
流量計、２次補助冷
却系流量計－①原子炉出入口冷却材
温度、１次主冷却系
冷却材流量、主冷却
器出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材
流量①制御棒②制御棒駆動系－①１次主冷却系②２次主冷却系

下線部が炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-249[254]

第4.3.3.12.2表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

180

10日 20日 30日 40日

備考▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（1次主冷却系の強制循環冷却及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗）

手順の内容

当直長

・運転操作指揮

運転員A

1・原子炉スクラム確認

運転員A、B

2

・事故発生の判断

運転員B、C2・自然循環移行

運転員D、E

2・強制循環冷却機能喪失の原因調査・復旧

状況判断

炉心損傷
防止措置

・「電源喪失」による原子炉保護
系（スクラム）動作を確認する。
・１次主冷却系の強制循環冷却失敗を確認する。
・補助冷却設備の強制循環冷却失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。
・強制循環冷却機能喪失の原因を調査し、その復旧に努める。

53 条(1)-250[255]

第 4.3.3.12.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-251[256]

ポニーモータ引き継ぎ失敗、補助冷却設備起動失敗

1.2秒：「電源喪失」信号の発信、原子炉自動停止（原子炉保護系）

0秒：事象発生（外部電源喪失）

第 4.3.3.12.2 図 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：2 ループ自然循環による冷却）

53 条(1)-252[257]

第 4.3.3.12.3 図 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-253[258]

4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（１）事故の原因及び説明
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、２次冷却材の漏えいが生じ、原子炉が「原子炉入口冷却材温度高」により自動停止した後、原子炉停止後の崩壊熱除去において、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）による強制循環冷却に失敗するとともに補助冷却設備の運転による強制循環冷却に失敗する事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故では、原子炉自動停止後の崩壊熱除去
において炉心の冷却機能が喪失することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、強制循環機能喪失時にも自然循環による崩壊熱の除去が可能となる特徴を踏まえ、受動的安全特性を活用した信頼性の高い炉心損傷防止措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故の特徴から、炉心の昇温等の事象進展は緩慢となるが、冷却のための措置は、自動起動又は通常運転時からの継続とし、信頼性の高い措置とする。なお、これらの余裕時間を踏まえ、冷却のための措置は手動でも起動操作等が実施できるものとする。
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故では、健全なループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
1 ループの自然循環による炉心損傷防止措置は 1 系統の動的機器を要する措置と比べて信頼性が極めて高く、失敗することは考えられないが、「4.2 多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故の想定の基本的な考え方」において示した安全容器の機能も踏まえた格納容器
破損防止措置の頑健性を確認するために、何らかの原因で自然循環に期待できない場合を仮定する。
この場合、炉心の著しい損傷に至ることから、原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷
炉心物質が流出したものとして、安全容器にて、流出した冷却材や損傷炉心物質を保持し、コンクリート遮へい体冷却系により、安全容器と生体遮へい体（コンクリート遮へい体）のギャ
ップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する措置を講じる。本措置により、原子炉容器破損後の格納容器底部での損傷炉心物質とコンクリートとの相互作用を回避することで格納容器の破損を防止する。
さらに、ここでは、炉心冷却機能の喪失を前提としていることを踏まえ、炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに冷却材の蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になることを想定し、１次アルゴンガス系に安全板を設置することにより、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止する措置を講じる。また、格納容器（床下）の床面に断熱材及びヒートシンク材を設置することにより、安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和する措置を講じる。
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容53 条(1)-254[259]

器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.13.1 図及び第 4.3.3.13.2 図に示す。本評価事
故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、１次主冷却系及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウ
ムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、1 ループの主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
ｃ．強制循環冷却機能喪失の原因を調査し、その復旧に努めるものとする。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を保持するため、安全容器を整備する。
ｂ．安全容器と生体遮へい体のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
ｃ．原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダ
リ（1 次・2 次境界）が過圧されることを防止するため、１次アルゴンガス系に安全板を整備する。
ｄ．安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材及びヒートシンク材を整備する。また、流出したナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。なお、１次主冷却系の配管・機器の破損による格納容器内の圧力、温度の異常な上昇を検出した場合には、手動操作によって、１次主冷却系配管に残存するナトリ
ウムをダンプタンクにドレンすることを可能とする。
ｅ．原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場
合の燃焼反応を防止する。
ｆ．ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上
線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他53 条(1)-255[260]

ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.13.1 表及び第 4.3.3.13.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.13.3 表及び第 4.3.3.13.4 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 4 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＳｕｐｅｒ－ＣＯＰＤにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。
1）原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
3）原子炉保護系の特性は、プロセス量の計測誤差を考慮しないことを除き、
「添付
書類 10

1.3.2 原子炉保護系の特性」と同一とする。

4）ドップラ係数、燃料温度係数、冷却材温度係数、構造材温度係数及び炉心支持板温度係数にはノミナル値（最適評価値）を用いる。
5）原子炉の自動停止は「原子炉入口冷却材温度高」によるものとし、原子炉トリップ設定値は 365℃、応答時間は 0.4 秒とする。
6）原子炉保護系の動作により主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入されるものとし、負の反応度を 7.1%△k/k とする。また、解析では、制御棒の落下速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価値 90％挿入までの時
間を 0.8 秒とする。
7）原子炉の停止後、2 ループの１次主循環ポンプのポニーモータによる低速運転
53 条(1)-256[261]

への引き継ぎ及び補助冷却設備の起動に失敗し、１次主冷却系は自然循環に移行するものとする。
8）1 ループの２次主冷却系においてナトリウムの漏えいが生じたとし、原子炉冷却材温度の上昇を高めに評価するため、破損が生じたループは主中間熱交換器の２次側の除熱能力の完全喪失を仮定する。また、ナトリウムの漏えいにより、
２次主循環ポンプがトリップする可能性があるため、漏えいの発生と同時に２次主循環ポンプをトリップさせ、インターロックにより他の 1 ループの２次主循環ポンプもトリップさせるが、解析の目的を踏まえ「２次冷却材流量低」の
原子炉トリップ信号は考慮しないものとする。この場合のプラント状態は、健
全な 1 ループによる自然循環冷却である。
9）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
10）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果解析結果を第 4.3.3.13.3 図に示す。
1 ループでの２次冷却材の漏えいと同時に２次主循環ポンプのトリップを仮定
し、相互インターロックにより他の 1 ループの２次主循環ポンプのトリップする
ため、２次冷却材流量が低下する。また、２次主循環ポンプのトリップによるイン
ターロックにより、全ての主冷却機の主送風機が停止し、主冷却器出口ナトリウム
温度の制御は、停止時の制御モードに切り替わる。
２次冷却材が漏えいしたループは主中間熱交換器の除熱能力の完全喪失を仮定
するとともに、他の 1 ループは２次冷却材流量の低下とともに主中間熱交換器での除熱量が減少するため、両ループの１次主冷却系のコールドレグの温度が上昇し、２次冷却材が漏えいしたループにおいて約 18 秒で「原子炉入口冷却材温度高」の設定値である 365℃に到達し、原子炉トリップ信号が発せられ、主炉停止系の制御棒が所定の速度で急速挿入される。また、原子炉スクラム信号の発信により、両ループの１次主循環ポンプの主電動機がトリップし、１次主循環ポンプのポニーモー
タ運転への引き継ぎに失敗し、補助冷却設備の起動にも失敗するため、１次主冷却
系は自然循環に移行する。その際に被覆管温度及び炉心冷却材温度は、いったん上昇するが、自然循環流量が安定した後は、崩壊熱の減衰に伴い徐々に低下する。原
子炉容器入口冷却材温度は、原子炉トリップ前の主中間熱交換器 1 次側出口部での除熱量の減少による温度上昇と、原子炉トリップ後の温度降下の影響が時間遅れを持って到達するため、原子炉トリップ後も緩やかに上昇し低下する。また、原子炉容器出口冷却材温度は、原子炉容器入口冷却材温度の上昇の影響が時間遅れを持って伝わるが、崩壊熱の減衰に伴って徐々に低下する。以降は、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
燃料最高温度は、初期値から上昇せず約 1,800℃であり、評価項目を満足する。
被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、１次主冷却系の自然循環移行時に出現し、両者ともに約 750℃であり、評価項目を満足する。また、被覆管温度が高温に維持
53 条(1)-257[262]

される間中の被覆管のクリープ寿命分数和の増分は 0.0004 であり、被覆管のクリープ寿命分数和と疲労寿命分数和を加えた累積損傷和は設計上の制限値（1.0）を下回ることから、評価項目を満足する。
原子炉容器出口冷却材温度（自然循環ループ）は、初期値からほとんど上昇せず、最高温度は約 460℃、原子炉容器入口冷却材温度（自然循環ループ）の最高温度は、原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後に遅れて出現し、約 410℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影響は小さい。このため、ここでは解析条件の不確かさの影響を評価する。なお、本評
価事故シーケンスに対処するための措置においては運転員等の操作がないため、運転員操作に係る不確かさを考慮する必要はない。
解析条件の不確かさとしては、事象進展に有意な影響を与えるもののうち、評価項目
に対する余裕が小さくなると考えられる崩壊熱及び原子炉トリップ信号である「原子炉入口冷却材温度高」の設定値の不確かさに係る感度解析を実施して評価項目に対する影響を評価する。
なお、各解析条件に係るパラメータが互いに独立な場合、その不確かさに相関はない
ため、有効性評価においては、原則としてパラメータごとに感度解析を行って不確かさの影響を評価する。他方、「常陽」は炉心冷却能力に優れ、小型で負の反応度フィード
バック特性を有するなどの高い固有の安全性を有しており、解析条件に係るパラメータの不確かさの影響は小さく、評価項目に対しても大きな余裕があるため、結果が厳しくなるようにこれらを組み合わせることは過度に保守的な想定となることは明らかであるが、ここでは、あえて重畳させることにより不確かさの影響を最大限に評価する。
崩壊熱は、最適評価値に対して安全余裕を 10％考慮した値を使用する。原子炉トリ
ップ信号である「原子炉入口冷却材温度高」の設定値は、設定の誤差範囲+8℃を考慮し373℃とする。
解析結果を第 4.3.3.13.4 図に示す。
「原子炉入口冷却材温度高」の設定値を高くしたことにより、原子炉トリップ信号の発信が「ⅰ）基本ケース」の解析より約 2 秒遅れ、また、崩壊熱を大きくしたことにより、被覆管最高温度及び炉心冷却材最高温度の 2 次ピークが「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ高くなった。その結果、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、両者ともに約20℃高く約 770℃であり、評価項目を満足する。また、被覆管温度が高温に維持される
期間中の被覆管のクリープ寿命分数和の増分は 0.0007 であり、被覆管のクリープ寿命
分数和と疲労寿命分数和を加えた累積損傷和は設計上の制限値（1.0）を下回ることから、評価項目を満足する。燃料最高温度は、「ⅰ）基本ケース」の解析と変わらず約
1,800℃であり、評価項目を満足する。また、原子炉容器出口冷却材の最高温度（自然循環ループ）は、「ⅰ）基本ケース」の解析に比べ約 10℃高く約 470℃、原子炉容器入53 条(1)-258[263]

口冷却材の最高温度（自然循環ループ）は、約 410℃であり、評価項目を満足する。
以上より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定した場合において、不確かさの影響を考慮した場合にあっても、炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
本評価事故シーケンスに対する格納容器破損防止措置の有効性評価においては、事故シー
ケンス全体をいくつかの過程に分けて解析を行う。事故の開始から炉心が損傷し原子炉容器が破損するまでの過程を炉内事象過程と呼び、この過程では崩壊熱が全て原子炉
冷却材の昇温及び蒸発並びに原子炉冷却材バウンダリ内の機器の昇温に寄与するという保守的な仮定を用いて温度変化等を計算する。その後、原子炉容器が破損し、原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を安全容器内で保持する過程を炉外事象過程と呼び、この過程における熱流動挙動をＦＬＵＥＮＴで解析する。安全板から原子炉冷却材バウンダリの外に流出したナトリウムによる影響が生じる過程を格納容器応答過程と呼び、この過程における流出したナトリウムによる格納容器の応答をＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭ
Ｒで解析する。
本評価事故シーケンスに対する格納容器破損防止措置に有効性があることを確認するための評価項目は、「4.3.2.6

有効性を評価するための評価項目の設定」に示す（4）から（6）である。
「（4）原子炉容器外に流出した損傷炉心物質等を安全容器内にて保持・冷却できること。
」の評価項目は、炉外事象過程において評価する。本評価事故シーケンスは、「4.3.3.10
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故」と比較して、原子炉冷却材バウンダリ内の冷却材インベントリが多く、炉外事象過程の評価の条件は、「4.3.3.10 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全
容器内配管（外管）破損の重畳事故」の炉外事象過程の評価の方が相対的に厳しい。このため、炉外事象過程の評価は、「4.3.3.10 １次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）
及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故」において実施する。
「（5）主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止できること。
」の評価項目は、炉内事象過程の解析により評価する。「（6）蒸発した冷却材（ナトリウム）が格納容器（床下）に流出する場合において、格納容器の破損を防止できること。」の評価
項目は、格納容器応答過程の解析により評価する。
なお、炉内事象過程においては、評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータを解析する。
本評価事故シーケンスにおける炉内事象過程の計算では、原子炉冷却材温度及び圧力が評価項目に影響を及ぼす重要なパラメータとなる。
ⅰ）炉内事象過程の解析
a．解析条件
２次冷却材の漏えい等により、１次主冷却系からの除熱機能を喪失し、崩壊熱により原子炉冷却材が昇温され、原子炉冷却材の蒸発により原子炉容器内の液位が低下
し、炉心頂部が露出するまでの炉内の事象推移を以下の条件で評価する。
本評価は、原子炉停止後の炉心崩壊熱が原子炉容器内の原子炉冷却材ナトリウムの昇温及び蒸発に寄与すると想定し、保守的な条件として、主中間熱交換器の２次側の53 条(1)-259[264]

除熱能力の喪失及び１次主冷却系配管等の断熱を仮定し、原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により炉心頂部が露出するまでの時間及びナトリウムの蒸発速度を以下の条件で計算する。
1）炉心損傷防止措置の解析条件と同じ事象進展により、炉心の強制循環冷却に失敗するものとする。
2）１次主冷却系の循環に必要な液位は確保された状態で、何らかの原因で炉心の自然循環冷却に失敗するものとする。
3）原子炉冷却材温度の上昇が高くなるように主中間熱交換器 2 基の 2 次側の除熱能力の完全喪失を仮定する。また、１次主冷却系配管の断熱を仮定する。
4）事故発生前から常時運転しているコンクリート遮へい体冷却系の運転が継続されるものとし、安全容器外面冷却による除熱を考慮する。
5）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
6）炉心崩壊熱による原子炉冷却材バウンダリ内ナトリウムの昇温挙動を計算し、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の温度を評価する。
主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）を第 4.3.3.13.5
図に示す。また、格納容器応答過程の解析条件として、安全板を通じて蒸気の形態で流出するナトリウムの温度及び蒸発速度を求める。
7）主中間熱交換器の 2 次側下部プレナムの鏡板の座屈について、日本機械学会
発電用原子力設備規格 設計・建設規格 第 I 編 軽水炉規格(2016)の PVB-322
0 及び PVB-3230 に準拠して評価する。
8）主中間熱交換器の 2 次側下部プレナムの鏡板にかかる外圧は、ナトリウムによるヘッド圧及び１次アルゴンガス系の圧力のみを考慮する。１次主循環ポンプの停止を想定しているため、そのヘッド圧は零とし、保守的な評価を行うため、2 次側の内圧は考慮しないものとする。
b．解析結果原子炉容器内の事象推移の計算結果を第 4.3.3.13.6 図及び第 4.3.3.13.7 図に示す。
本評価事故シーケンスにおいては、原子炉は自動停止するものの、主中間熱交換器の除熱能力の喪失及び１次主冷却系配管の断熱により、原子炉冷却材の温度が上昇する。
原子炉容器内の冷却材の蒸発により原子炉冷却材バウンダリ内の圧力が上昇する
ものの、１次アルゴンガス系に整備した安全板の設定圧（9.8kPa[gage]）を超過すると安全板が開放され、原子炉冷却材バウンダリ内の圧力の上昇を抑制する措置を講じていることから、１次アルゴンガス系の圧力及び原子炉冷却材ナトリウムのヘッド圧を加えた主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の圧力は 0.1M
Pa 以下に抑制される。これに対して、日本機械学会

発電用原子力設備規格に準拠

して、不確かさの影響を含めた原子炉容器内の事象推移の計算温度を包絡する 815℃
における主中間熱交換器の 2 次側下部プレナムの鏡板の座屈に関して評価した結果、53 条(1)-260[265]

許容圧力は 0.6MPa であり、原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）内の圧力は許容圧力を下回る。
なお、当該事象発生時には補助冷却設備は機能を喪失しているため、当該設備は仕切弁により隔離し、補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）に影響が生じることを防止する。
以上より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても、評価項目である主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の健全性は確保でき、格納容器の破損は防止される。
ⅱ）格納容器応答過程の解析
a．解析条件
計算コードＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲコードにより解析する。ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭ
Ｒにおける解析体系を第 4.3.3.13.8 図に示す。また、本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件等を以下に示す。
1）格納容器（床上）、格納容器（床下）及び格納容器外（外部環境）をモデル化す
る。
2）ナトリウムは、「ⅰ）炉内事象過程の解析」で求めた冷却材温度及び蒸発速度で１次アルゴンガス系に整備した安全板を通して蒸気の形態で流出するものとする。
3）窒素雰囲気（酸素濃度 3.5vol％）の格納容器（床下）に流出したナトリウムは
雰囲気中の酸素等と反応し、格納容器（床下）の底部にプール状に溜るものとする。
4）格納容器（床下）に整備する断熱材及びヒートシンク材による影響緩和の効果を考慮する。
5）雰囲気から構造材への伝熱は自然対流による熱伝達を考えるものとする。また、ナトリウムプールが形成される室については、上記に加え熱輻射による伝熱を考えるものとする。
6）格納容器（床上）と格納容器（床下）の間は、圧力差 981Pa に対して 100％/dの通気率があるものとする。
7）Cs-137 の格納容器外への放出量については、定格出力運転を継続し炉心燃料が平均燃焼度に到達したとの保守的な仮定で計算した炉内蓄積量を基に、炉心から格納容器（床下）には全量が放出されると仮定し、格納容器（床下）及び格納容器（床上）での凝集、沈着等による除去を考慮するものとする。
b．解析結果解析結果を第 4.3.3.13.9 図及び第 4.3.3.13.10 図に示す。
格納容器（床上）の最高圧力及び格納容器鋼壁の最高温度は、それぞれ約
0.032kg/cm2[gage]（約 3.2kPa[gage]）及び約 42℃であり、格納容器の設計圧力
1.35kg/cm2[gage]（約 0.13MPa[gage]）及び格納容器鋼壁の設計温度 150℃を超えることはなく、格納容器（床上）の健全性は確保される。
53 条(1)-261[266]

また、格納容器（床下）の最高圧力は約 0.032kg/cm2[gage]（約 3.2kPa[gage]）、断
熱材及びヒートシンク材を整備した床のライナ最高温度及びコンクリート最高温度
は、いずれも約 68℃であり、格納容器（床下）の健全性は確保される。
格納容器外への Cs-137 の放出について、格納容器内から格納容器外への放出率は約 1.2×10-4％、総放出量は約 4.4×10-3TBq となり、100TBq を十分に下回る【別紙 839：BDBA における Cs-137 放出量評価及び敷地周辺の実効線量の評価】。
以上より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても、評価項目である格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影響も十分に抑制される。
以上ⅰ）及びⅱ）より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
ⅲ）不確かさの影響評価
a）炉内事象過程の不確かさの影響評価
評価項目である主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2 次境界）の健全性に影響を与える重要現象は原子炉冷却材温度及び圧力である。この内、原子炉冷却材圧力については、安全板の仕様に基づき保守的に設定していることから感度解析は不要である。したがって、ここでは、解析条件の不確かさとして原子炉冷却材温度の推移に大きな影響がある崩壊熱の不確かさの影響について評価する。崩壊熱
は、最適評価値に対して安全余裕を 10％考慮した値を使用して解析を実施する。
解析結果を第 4.3.3.13.11 図及び第 4.3.3.13.12 図に示す。
崩壊熱を増加させた解析の結果、原子炉冷却材の最高温度は 815℃を下回り、その許容圧力は 0.6MPa である。主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）内の圧力は、「ⅰ）炉内事象過程の解析」と同じ 0.1MPa 以下となり、許容圧力を下回る。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原
子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の健全性は確保でき、格納容器の破損は防止される。
b）格納容器応答過程の不確かさの影響評価
格納容器（床下）は窒素雰囲気であるため、ナトリウムの凝縮・蒸発が重要現象となる。この際、流出ナトリウム条件が最も影響のある因子であり、不確かさの影響を考慮した上で、評価項目に対して厳しい結果となるよう蒸気を対象として解析していることか
ら感度解析は不要である。したがって、ここでは、解析条件の不確かさとして原子炉冷却材温度の推移に大きな影響がある崩壊熱の不確かさの影響について評価する。崩壊熱は、
最適評価値に対して安全余裕を 10％考慮した値を使用して解析を実施する。
解析結果を第 4.3.3.13.13 図及び第 4.3.3.13.14 図に示す。
崩壊熱を増加させた解析の結果、「ⅱ）格納容器応答過程の解析」に比べ格納容器（床上）の最高圧力は約 0.015kg/cm2 高くなり、約 0.047kg/cm2[gage]（約 4.7kPa[gage]）である。格納容器（床上）の格納容器鋼壁の最高温度は、ほとんど変わらず約 42℃である。
また、格納容器（床下）の最高圧力は、約 0.015kg/cm2 高くなり約 0.047kg/cm2[gage]（約53 条(1)-262[267]

4.7kPa[gage]）である。格納容器（床下）の断熱材及びヒートシンク材を整備した床のラ
イナ最高温度及びコンクリート最高温度は、約 5℃高くなりいずれも約 73℃である。
格納容器外への Cs-137 の放出について、格納容器内から格納容器外への放出率は約1.3×10-4％、総放出量は約 4.9×10-3TBq となり、100TBq を十分に下回る。
以上より、不確かさの影響を考慮しても、評価項目である格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影響も十分に低く抑制される。
以上 a）及び b）より、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、不確
かさの影響を考慮しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-263[268]

第4.3.3.13.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等

動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉トリップ
信号発信及び原子炉スクラ
ム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視により確認
する。

事故発生
の判断

・１次主冷却系の強制循環冷
却及び補助冷却設備の強制循環冷却に失敗した場合は事故発生と判断する。

自然循環移行（1 ループ）

・１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認す
る。

設備
常設設備

①制御棒
②制御棒駆動系－①１次主冷却系②２次主冷却系

可搬設備

計装設備

－

①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「原子炉入口冷
却材温度高」③核計装（線形出力系）－①１次主冷却系流量
計、１次補助冷却系流量計、２次補助冷却系流量計－①原子炉出入口冷却
材温度、１次主冷
却系冷却材流量、主冷却器出口冷却材温度、２次主冷
却系冷却材流量下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材53 条(1)-264[269]

第 4.3.3.13.2 表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作手順

原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ることの判断

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が生じた場合、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ると判断する。

１次アルゴンガス系
安全板より、
ナトリウム蒸気を格納容器（床下）に放出

・１次アルゴンガス系安全板
より、ナトリウム蒸気が格
納容器（床下）に流出することを確認する。

格納容器
アイソレーション確
認・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの判断

・安全容器内の圧力が著しく上昇した場合、原子炉容器から安全容器内に冷却材や損傷炉心物質が流出したと判断する。

安全容器による
冷却材や損傷炉心物
質の保持・
コンクリート遮へい体冷却系による冷却・安全容器内呼吸系圧力計の監視により、安全容器により冷却材や損傷炉心物質が保持されることを確認する。また、コンクリート遮へい体冷却系の運転により、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却す
る。

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

－

－

①①原子炉出口冷却材温度計、原子炉
カバーガス圧力計－①①安全板の状態表
示①格納容器②格納容器バウンダリに属する配管・弁

－①原子炉保護系（アイソレーション）①②アイソレーショ
ン信号「格納容器
内圧力高」、「格納
容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」

－

－

①①安全容器呼吸系
圧力計－①コンクリート遮へい体冷却系の温度計、窒素ガス冷却器の流量計②②安全容器呼吸系
圧力計

①安全板
②断熱材
③ヒートシンク材①安全容器及びコンクリー
ト遮へい体冷却系

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-265[270]

第4.3.3.13.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

3時間

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（1次主冷却系の強制循環冷却及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗）

手順の内容

当直長

・運転操作指揮

運転員A

1・原子炉スクラム確認

運転員A、B

2

・事故発生の判断

炉心損傷
防止措置

運転員A、B2・自然循環移行（1ループ）

２次冷却材漏えい対応

運転員C、D、E

3・２次冷却材ドレン、消火等

・「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・１次主冷却系の強制循環冷却失敗を確認する。
・補助冷却設備の強制循環冷却失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認す
る。

状況判断

・２次冷却材漏えいを検知した場合には、２次冷却材を２次冷却材ダンプタンクにドレンするとともに、ナトリウム燃焼の消火を行う。

第4.3.3.13.4表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

3時間

備考

10日 20日 30日 40日▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）▽事故発生の判断（1次主冷却系の強制循環冷却及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

当直長

状況判断

▽冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ると判断▽原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や放射性物質等が流出と判断

手順の内容

・運転操作指揮

運転員A、B2

・原子炉冷却材バウンダリが高圧に至る
ことの判断

運転員D

1

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリ
ウム蒸気を格納容器（床下）に放出

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材
バウンダリが高圧に至ると判断する。

・安全板による過圧防止は、運転員の操作を介在しなくても、受動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉冷却材バウン
ダリ等の圧力の確認及び監視となる。

格納容器破損防止措置

状況判断

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーション確認

運転員A、B

2

・原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質等が流出したことの判断

3・安全容器による冷却材や損傷炉心物質の保持
・コンクリート遮へい体冷却系による冷却

運転員B、D、E・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 又は隔離が必要と判断した場合、手動アイソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め状態の監視を継続する。

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリウム蒸気が格納容器（床下）に放出されることを確認する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床下に漏えいした場合は、格納容器
床下温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。
・安全容器内圧力に著しい上昇が生じた場合に、原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質等が流出したと判断する。

・コンクリート遮へい体冷却系は、通常運転時からの継続運転であり、運転員の操作を介在しなくても、運転は継続されるが、冷却開始前から、通気風量及び通水流量を増加させる手順を実施する。

・安全容器により冷却材や損傷炉
心物質が保持されることを確認する。また、コンクリート遮へい体
冷却系の運転により、安全容器内にて保持した損傷炉心物質等を冷却する。

53 条(1)-266
[271]

凡例
：動作、確認

２次冷却材漏えい：プラント状態：判断

原子炉
確認「原子炉入口冷却材温度高」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉自動停止：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置
１次主冷却系の強制循環冷却確認（No）
補助冷却設備の強制循環冷却確認（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ 補助冷却設備：強制循環（No）

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故

多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

自然循環移行（1ループ）（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.13.1 図 炉心損傷防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-267
[272]

凡例
：動作、確認

２次冷却材漏えい：プラント状態：判断
原子炉
確認「原子炉入口冷却材温度高」：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置
１次主冷却系の強制循環冷却確認

原子炉自動停止

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

（No）
補助冷却設備の強制循環冷却確認（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ 補助冷却設備：強制循環（No）

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

自然循環移行（1ループ）（No）（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止措置】

冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘが過温・過圧

冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝ
ﾀﾞﾘが高圧に至ると判断

原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や放射性物質等が流出と判断

１次ｱﾙｺﾞﾝｶﾞ 系安全板
より、ﾅﾄﾘｳ 蒸気を格納容器（床下）に放出＊1＊2

格納容器アイソレーション確認「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（No）

格納容器手動アイソレーション

安全容器により、冷却材や放射性物質等を保持し、コンクリート遮へい体冷却系
により冷却

（Yes）
格納容器内閉じ込め確認

格納容器破損防止（主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）
圧力上昇抑制）格納容器破損防止（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度・圧力上昇抑制）

格納容器破損防止（保持した放射性物質等を冷却）＊1：ナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材及びヒートシンク材を整備＊2：原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持【格納容器破損防止措置】

第 4.3.3.13.2 図 格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-268[273]

18秒：「原子炉入口冷却材温度高」信号の発信、原子炉自動停止（原子炉保護系）

0秒：事象発生（1ループの2次冷却材漏えい）、当該ループ除熱能力完全喪失

第 4.3.3.13.3 図 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（炉心損傷防止措置：1 ループ自然循環による冷却）

53 条(1)-269[274]

第 4.3.3.13.4 図 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（不確かさの影響評価）

53 条(1)-270[275]

1 次/2 次境界

第 4.3.3.13.5 図 主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）

53 条(1)-271[276]

第 4.3.3.13.6 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材温度及び炉心崩壊熱の推移）

第 4.3.3.13.7 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材液位及び冷却材蒸発率の推移）

53 条(1)-272[277]

セル1：格納容器（床上）
約13,000m3

セル3：外気格納容器（床上）⇔外気の通気
事故時の漏えい率に従って設定

常時空気雰囲気

格納容器鋼壁セル間の通気： 開口を通じた通気 （）

圧力差によるリーク（）

頂部（板厚12ｍｍ）
胴部（板厚25ｍｍ）

格納容器（床上）⇔格納容器（床下）の通気漏えい率試験に基づき設定

開口部（天井吹抜け構造）
による通気を設定

運転時窒素雰囲気
開口による
通気を設定

開口による
通気を設定

セル4：
格納容器（床下）③
約60m3

セル2：
炉容器ピット3
約130m
常時空気雰囲気

格納容器（床下）雰囲気に

セル5：格納容器（床下）②約2500m3

接する床、壁及び天井にはライナを敷設運転時窒素雰囲気

ナトリウム蒸気流出
セル（セル6）

セル6：格納容器（床下）①3
約2300m

運転時窒素雰囲気

Na蒸気放出ヒートシンク材・断熱材

第 4.3.3.13.8 図 ＣＯＮＴＡＩＮ－ＬＭＲにおける解析体系

53 条(1)-273[278]

第 4.3.3.13.9 図 格納容器内圧力の推移

第 4.3.3.13.10 図 格納容器鋼壁温度の推移
53 条(1)-274[279]

第 4.3.3.13.11 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材温度及び炉心崩壊熱の推移：不確かさの影響評価）

第 4.3.3.13.12 図 炉内事象推移の計算結果（原子炉容器内冷却材液位及び冷却材蒸発率の推移：不確かさの影響評価）

53 条(1)-275[280]

格納容器内圧力（kg/cm2[gage]）

1.0

0.8

0.6

0.4

0.2

0.0
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30
時間（d）

第 4.3.3.13.13 図 格納容器内圧力の推移（不確かさの影響評価）

格納容器鋼壁温度（℃）

70

60

50

40
0

2

4

6

8

10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30
時間（d）

第 4.3.3.13.14 図 格納容器鋼壁温度の推移（不確かさの影響評価）

53 条(1)-276[281]

4.3.3.14 全交流動力電源喪失事故（１）事故の原因及び説明
全交流動力電源喪失事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で外部電源が喪失し、原子炉が「電源喪失」により自動停止した後、非常用ディーゼル電源系のディーゼル発電機（2基）の自動起動に失敗し、一般電源系及び非常用ディーゼル電源系の電源が全て同時に失われる事象として考える。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
全交流動力電源喪失事故では、原子炉自動停止後の崩壊熱除去において、炉心の冷却機能が喪失することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、強制循環機能喪失時にも自然循環による崩壊熱の除去が可能となる特徴を踏まえ、仮設電源設備等も活用した炉心損傷防止措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と全交流動力電源喪失事故の特徴から、炉心の著しい損傷に至らないことを考慮し、格納容器破損防止措置を講じる。
全交流動力電源喪失事故では、独立した 2 ループの１次主冷却系及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
独立した 2 ループの自然循環による炉心損傷防止措置は 1 系統の動的機器を要する措置と比べて信頼性が極めて高く、炉心の著しい損傷は防止できる。また、1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却
失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価で示すとおり、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷は防止される。
全交流動力電源喪失事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.14.1 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、ディーゼル発電機（2 基）の自動起動失敗を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
全交流動力電源喪失事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウ
ムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
ｃ．全交流動力電源喪失の長期化による直流及び交流無停電電源系の喪失を想定し、事故対策上必要な操作は手動で対応できるものとするとともに、仮設計器により、監視を実施できるものとする。
53 条(1)-277[282]

ｄ．ディーゼル発電機については、その起動失敗に係る原因を調査し、復旧に努めるものとする。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
全交流動力電源喪失事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。
これらは、影響緩和を目的とする。
ａ．1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止する。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
（ⅲ）その他
ａ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材全交流動力電源喪失事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.14.1 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。また、仮設電源設備を整備する。
（５）作業と所要時間
全交流動力電源喪失事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.14.2 表に示す。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 6 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置
本評価事故シーケンスの事象進展及び炉心損傷防止措置は「4.3.3.12 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故」と同じである。このため、措置の有効性の評価は「4.3.3.12
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、全交流動力電源喪失事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
炉心の冷却に係る格納容器破損防止措置の有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」の炉心損傷防止措置の有効性評価に包絡される。このため、措置の有効性評価は「4.3.3.13 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。また、格納容器の破損も防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。
53 条(1)-278[283]

第4.3.3.14.1表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等
設備

動作・判断・操作

手順

原子炉
スクラム
（自動停止）
確認

・「電源喪失」による原子炉
トリップ信号発信及び原子炉スクラム（自動停止）について、原子炉保護系（スクラム）の動作及び核計装（線形出力系）等の監視によりを確認する。

事故発生の判断

・ディーゼル発電機（2 基）の自動起動に失敗した場合は事故発生と判断する。

自然循環移行・１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認す
る。

常設設備

可搬設備

計装設備

①制御棒
②制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②原子炉トリップ信号「電源喪失」③核計装（線形出力系）－－①M/C の電圧計①１次主冷却系②２次主冷却系①仮設電源設備②仮設計器①原子炉出入口冷却材
温度、１次主冷却系
冷却材流量、主冷却
器出口冷却材温度、２次主冷却系冷却材
流量

下線部が炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-279[284]

第4.3.3.14.2表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

5

10

20

30

60

120

180

10日 20日 30日 40日

備考▽異常事象発生（外部電源喪失）

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（ディーゼル発電機（2基）の自動起動失敗）

手順の内容

当直長

・運転操作指揮

運転員A

1・原子炉スクラム確認

運転員A、D

2

・事故発生の判断

運転員A、B、C、D

4・自然循環移行

運転員E

1・ディーゼル発電機の起動失敗の原因調
査・復旧

状況判断

炉心損傷
防止措置

・「電源喪失」による原子炉保護
系（スクラム）動作を確認する。
・ディーゼル発電機（2基）の自動起動失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。
・仮設発電機、仮設計器等により温度監視等を行う。
・ディーゼル発電機の起動失敗の原因を調査し、その復旧に努める。

53 条(1)-280
[285]

凡例
：動作、確認：プラント状態

外部電源喪失：判断：運転員と対策要員の作業
運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「電源喪失」：有効性評価上期待しない措置

原子炉自動停止

ディーゼル発電機（2基）の自動起動確認（No）（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

全交流動力電源喪失事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

自然循環移行（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.14.1 図 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-281[286]

4.3.3.15 冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故（１）事故の原因及び説明
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉容器内に異物が存在し、燃料集合体内の冷却材流路のうち、複数のサブチャンネル（燃料集合体内の燃料要素あるいはラッパ管によって囲まれる冷却材流路）が千鳥格子状に閉塞される事象として考える。燃料集合体内の冷却材流路が千鳥格子状に閉塞されると、除熱能力が低下し、燃料要素が昇温して破損に至る可能性がある。また、破損した燃料要素から内部に蓄積されていた核分裂生成ガスが放出され隣接する燃料要素に衝突すると、隣接燃料要素の除熱が阻害されて燃料要素の破損伝播に至る可能性がある。
（２）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故では、複数のサブチャンネルが千鳥格子状に閉塞することにより燃料集合体内の局所的な昇温状態が継続することによって燃料要素の破損が拡大して燃料集合体が損傷し、損傷領域が隣接する燃料集合体に破損伝播して、炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
本原子炉施設においては、伝熱特性に優れたナトリウムを冷却材に使用していることから、冷却材流路閉塞時にも過度に炉心温度が上昇しない特徴を踏まえ、運転員が燃料の破損を検知し、手動で原子炉を停止する炉心損傷防止措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、本原子炉施設の設計の特徴と冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事
故の特徴から、直ちに炉心の著しい損傷に至らないが、炉心の著しい損傷に至った場合に、損
傷炉心物質の冷却及び機械的エネルギーの影響緩和のための格納容器破損防止措置を講じる。
燃料要素が破損した場合には、破損した燃料要素から放出された核分裂生成ガスを燃料破損検出系により検出し、運転員が手動で原子炉を停止することで、燃料要素が破損伝播して炉心の著しい損傷へと拡大することを防止する。
仮に、何らかの原因で炉心損傷防止措置（運転員による原子炉の手動停止）に期待できないとした場合、炉心の著しい損傷に至る可能性があることから、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）により、損
傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器から格納容器（床上）にナトリウムが噴出する可能性があるため、回転プラグを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を第 4.3.3.15.1 図及び第 4.3.3.15.2 図に示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、冷却材流路閉塞（千鳥格子状）の形成時点を起点とする。
（３）炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置（ⅰ）炉心損傷防止措置
53 条(1)-282[287]

冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．燃料集合体のエントランスノズルには、炉心支持板の構造と相まって冷却材流量を調節するためのオリフィス孔を複数個設け、燃料集合体への冷却材の入口流路が同時に閉塞されることを防止する。
ｂ．燃料要素は、隣接する燃料要素間の間隙を保持するためのワイヤスペーサを巻いた状態で、燃料集合体内に支持するものとし、冷却材流路が同時に閉塞され ることを防止する。
ｃ．流路閉塞により、燃料要素が破損した場合、異常を早期に検出するため、中央制
御室に警報を発する燃料破損検出系（遅発中性子法燃料破損検出設備）を整備する。
ｄ．燃料破損検出系の警報により、運転員は手動で原子炉をスクラムにより原子炉を停止できるものとする。
e. 流路閉塞が生じ、燃料要素が破損した場合に、異常を早期に検出するため、中央制御室に警報を発する燃料破損検出系（カバーガス法燃料破損検出設備）を整備する。なお、本措置は上記 c．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
f. 原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉を停止できるものとする。当該操作手順には、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石
励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断に
より制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、制御棒駆動機構又は後備炉停
止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。なお、本措置は上記ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバー
ガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。
ｄ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及53 条(1)-283[288]

び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全
施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
（ⅲ）その他
ａ．原子炉施設における放射性物質の濃度及び放射線量並びに周辺監 視区域の境界付近における放射線量を監視及び測定するための放射線管理施設により、迅速な対応のために必要な情報を収集する。
ｂ．防護活動組織を編成して事故の拡大防止や影響緩和に必要な措置を講じる。
（４）資機材
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に使用する設備等を第 4.3.3.15.1 表及び第 4.3.3.15.2 表に示す。これらの設備等は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備する。
（５）作業と所要時間
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間を第 4.3.3.15.3 表及び第 4.3.3.15.4 表に示す。燃料破損が発生し、燃料破損検出系の警報が発報した場合に、運転員は、原子炉を手動でスクラムする手順とする。この場合、燃料破損発生から運転員が原子炉を停止するまでに要する時間は、燃料破損検出系の検出時間約 40 分と運転員の操作時間約 20 分の合計 1 時間としている。ここで、燃料破損検出系の検出時間については設備の機能に時間余裕を含めて設定しており、運転員の操
作時間についても中央制御室で信号を確認して手動スクラムするのに要する時間に時間余裕を含めて設定している【LF 時の燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の手順：別紙 7-4 参照】。
本評価事故シーケンス発生時に必要な監視等の措置の項目、各措置の所要時間を含めた必
要な要員数について確認した。炉心損傷防止措置に必要な要員は 3 名、格納容器破損防止措置に必要な要員は 6 名であり、中央制御室に常駐している運転員 6 名（「核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律」に基づく原子炉施設保安規定において、中央制御室に当直
長 1 名、副当直長 1 名を含む 6 名以上の運転員を確保することを定める。）で対処可能である。なお、措置は、主に中央制御室内で実施するため、大洗研究所内の他の試験研究用等原子炉施設との同時被災を想定しても対処可能である。
（６）措置の有効性評価（ⅰ）炉心損傷防止措置ⅰ）基本ケース
ａ．解析条件
計算コードＡＳＦＲＥにより解析する。本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を以下に示す。最適条件での評価を基本とするものの、局所的な事故であることから実際よりも厳しい結果を与える初期条件を仮定する【炉心燃料集合体の瞬時完全閉塞について：別紙 7-5 参照】。
1）閉塞が形成されていない健全状態の燃料最高温度及び被覆管最高温度は、そ
れぞれ、熱的制限値である 2,350℃及び 620℃とする。
53 条(1)-284[289]2）冷却材最高温度及び燃料集合体入口温度は、それぞれ、600℃及び 350℃とする。
3）最大線出力密度及び集合体発熱量は、それぞれ、418W/cm 及び 2.24MW とする。
4）閉塞前の集合体流量は、8.57kg/s とする。
5）閉塞形態は、燃料集合体の最外周のサブチャンネルを除くサブチャンネルが、千鳥格子状に瞬時に完全閉塞されることを想定する。
6）閉塞物の物性値には、原子炉容器内構造物の構造材のものを使用する。
7）閉塞の軸方向位置は、被覆管温度が最も高くなる炉心部上端とする。
8）閉塞部の厚みは、ワイヤスペーサ巻きピッチ（209mm）の 1/3 とする。
9）核分裂生成ガスのジェット衝突領域での被覆管外表面熱伝達係数は、10,000
W／m2K とする。
10）燃料破損検出系の警報により、運転員が手動で原子炉をスクラムし、2 ルー
プの１次主循環ポンプのポニーモータの低速運転により、原子炉停止後の崩壊熱を除去する。
11）燃料ペレット－被覆管間隙のギャップ熱伝達率は、0.7W/cm2℃とする。
12）措置として整備する設備の単一故障は仮定しない。
13）崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が平均燃焼度に到達する保守的な想定として計算したノミナル値（最適評価値）を用いる。
ｂ．解析結果
冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故が発生すると、閉塞された流路に接する燃料
要素の被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、それぞれ約 720℃及び約 640℃まで上昇するが、熱設計基準値を超えず、被覆管が内圧により機械的に破損することはない。また、燃料最高温度は約 2,360℃であり、評価項目を満足する。
しかしながら、長期間高温に維持されることを想定すると、クリープ破損が生じる可能性がある。閉塞された流路に接する燃料要素がクリープ破損した場合、燃料要素の内部に蓄積されていた核分裂生成ガスが放出され、隣接する燃料要素に衝突することで、隣接する燃料要素の被覆管温度が上昇する。
ガス放出時の被覆管温度の解析結果を第 4.3.3.15.3 図に示す。被覆管最高温度
は、約 800℃まで上昇するが、熱設計基準値を超えず、被覆管が内圧により機械的に破損することはない。また、燃料最高温度及び冷却材最高温度は、約 2,360℃及び約 770℃であり、評価項目を満足する。核分裂生成ガス放出の継続時間は約 10 秒
であり、その後、被覆管温度は初期の温度に低下する。核分裂生成ガスのジェット
衝突期間中の被覆管のクリープ寿命分数和の増分は 0.0003 であり、クリープ破損が急速に伝播することはない。
燃料要素の内部に蓄積されていた核分裂生成ガスが放出されると、燃料破損検出
系により、その破損を検知することで、運転員は手動で原子炉を停止し、原子炉は崩壊熱除去運転に移行する。この間、他の燃料要素が新たに破損することはなく、急速な破損伝播が起こることはない。
崩壊熱除去運転へ移行後は、燃料要素の被覆管最高温度及び冷却材最高温度はそ
53 条(1)-285[290]

れぞれ低下し、事象は安定した状態で静定し事故は収束する。
以上より、冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故を想定しても、炉心の著しい損傷は防止される。
ⅱ）不確かさの影響評価
炉心損傷防止措置の有効性評価における不確かさについて、計算コードの不確かさの影
響は小さい。運転員操作の時間に係る不確かさについては、「（５）作業と所要時間」に示
すとおり、適切な余裕を考慮しており、その影響は小さい。解析条件に係る不確かさについて、評価項目である被覆管最高温度等の結果に影響を及ぼすと考えられる解析条件は、「ⅰ）基本ケース」に示すとおり、解析結果を厳しくするよう保守的な条件設定を行っており、不確かさの影響は「ⅰ）基本ケース」に十分に包絡される。具体的には、燃料被覆管の初期温度、ガスジェット放出時間及びガスジェット放出時の熱伝達率の不確かさが考えられるが、「ⅰ）基本ケース」において、それぞれ、初期温度を通常の運転状態と異なる熱的制限値、ガスジェット放出時間は燃焼末期の最も核分裂生成ガスが蓄積された状態を想定した時間、ガスジェット放出時の熱伝達率は実験結果をもとに算出した保守的な値を設定していることから、これらの不確かさを包絡した解析としている。また、結果に影響を及ぼす上記以外の解析条件として閉塞位置等の想定の不確かさがある。閉塞が形成される位置については、燃料集合体内に外部から混入する異物の閉塞形成のメカニズムから
燃料要素バンドルの下部の非発熱部に形成される可能性が高いと考えられるが、本解析においては、熱的に最も厳しい条件となる発熱部の上端位置での閉塞を想定していることか
ら閉塞位置の不確かさを包絡している。
（ⅱ）格納容器破損防止措置
本評価事故シーケンスにおいて、局所的な異常が拡大した場合の炉心損傷の影響について
は、原子炉停止失敗により炉心全体で多数の燃料集合体の損傷が生じる「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故」に包絡される【LF の格納容器破損防止措置の有効性評価：別紙 7-6 参照】。
このため、措置の有効性の評価は、「4.3.3.1 外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信
失敗の重畳事故」において実施する。
上記の評価結果から、冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故を想定しても格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される。

53 条(1)-286[291]

第4.3.3.15.1表 炉心損傷防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作

手順

事故発生
の判断
（燃料破損検出系による破損の検出）

原子炉
手動停止

設備
常設設備

可搬設備

計装設備

・燃料破損検出系（遅発中性子法燃料破損検出設備）により、燃料要素の被覆管が破損したことを確認する。

－－①遅発中性子法燃料
破損検出設備・手動スクラム、制御棒保持
電磁石励磁手動断、後備炉
停止制御棒保持電磁石励磁
手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後
備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動
挿入により、原子炉を停止する。

①原子炉保護系（スクラム）
手動スクラム②制御棒③制御棒駆動系④後備炉停止制御棒⑤後備炉停止制御棒駆動系－①原子炉保護系（スクラム）②核計装（線形出力系）

下線部が炉心損傷防止措置に使用する資機材
第4.3.3.15.2表 格納容器破損防止措置に使用する設備等
動作・判断・操作

設備

手順

常設設備

可搬設備

計装設備

・１次主冷却系（強制循環）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は自然
通風）に異常等がないことを確認する。

①１次主冷却系②２次主冷却系－①原子炉出入口冷却
材温度、１次主冷
却系冷却材流量、主冷却器出口冷却材温度、２次主冷
却系冷却材流量

原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス
等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウンダリを隔離する。

①１次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する
容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）－①原子炉カバーガス
圧力計②燃料破損検出系

格納容器
アイソレーション
確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

－①原子炉保護系（アイソレーション）②アイソレーション
信号「格納容器内
圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上
線量率高」

原子炉容器内冷却確認①格納容器②格納容器バウンダリに属する配管・弁

下線部が格納容器破損防止措置に使用する資機材53 条(1)-287[292]

第4.3.3.15.3表 炉心損傷防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

20

10

30

40

50

60

90

120

180

備考

240

▽冷却材流路閉塞による燃料要素の被覆管破損

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

当直長

状況判断

炉心損傷
防止措置

▽事故発生の判断（燃料破損検出系による破損の検出）

手順の内容

・運転操作指揮

運転員A、D

2

運転員A

1

・事故発生の判断

・燃料破損検出系（遅発中性子法
燃料破損検出設備）により、燃料要素の被覆管が破損したことを確認する。

・原子炉手動停止

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

第4.3.3.15.4表 格納容器破損防止措置の手順及び各手順の所要時間
経過時間（分）必要な要員と作業項目

10

20

30

40

50

60

90

120

180

240

備考

▽冷却材流路閉塞による燃料要素の被覆管破損

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）▽事故発生の判断（燃料破損検出系による破損の検出）

手順の内容▽原子炉停止失敗と判断▽炉心の著しい損傷の有無を判断

当直長

状況判断

運転員A

・運転操作指揮

1

・原子炉手動停止失敗と判断

・原子炉手動停止に失敗した場合
は原子炉手動停止失敗と判断する。

運転員B、C2

・原子炉容器内冷却確認

・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを
確認する。

運転員D

1

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カ
バーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

・格納容器アイソレーション確認
・格納容器手動アイソレーション

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。
・多量のナトリウムが格納容器床上に噴出した場合は、噴出直後に格納容器床上温度が60℃を超過して原子炉保護系（アイソレーション）が動作する。
・隔離に失敗している場合は手動で隔離する。

格納容器破損防止措置

運転員A、E

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イ
ソレーション操作を開始する。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、貯留状態の監視を継続する。

53 条(1)-288
[293]

凡例
：動作、確認：プラント状態：判断：運転員と対策要員の作業：有効性評価上期待しない措置

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故
冷却材流路閉塞（1サブチャンネル）事故

冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故
多量の
放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

燃料破損検出系
により破損を検出

原子炉手動停止（Yes）

炉心損傷防止（原子炉停止）【炉心損傷防止措置】

第 4.3.3.15.1 図 炉心損傷防止措置の対応手順の概要

53 条(1)-289[294]

第 4.3.3.15.2 図 格納容器破損防止措置の対応手順の概要
53 条(1)-290
[295]

850

800

被覆管温度（℃）

750
700
650
600
550

被覆管最高温度

500

0

5

10

15

20

時間（s）

第 4.3.3.15.3 図 冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故（核分裂生成ガスジェット衝突時の隣接燃料被覆管の温度推移）

53 条(1)-291[296]

4.4 使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故
4.4.1 使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故（１）事故の原因及び説明
使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故は、全交流動力電源喪失により、原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備の水冷却浄化設備が機能を喪失することで、冷却水の蒸発により使用済燃料の冠水又は放射線の遮蔽機能が維持できなくなり、使用済燃料の破損又は多量の放射線の放出に至る可能性がある事象として考える【第一使用済燃料貯蔵建物及び第二使用済燃料貯蔵建物のリスクについて：別紙 9-1 参照】。
（２）事故の拡大防止のための措置
使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故の拡大の防止のための措置を以下に示す。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．水冷却池については、十分な水深を確保する。
ｂ．水冷却池は、水の流出を防止するため、コンクリート壁をステンレス鋼で内張りした強固な構造とし、かつ、排水口を有しないものとする。
ｃ．水冷却池には、その水位を測定でき、かつ、その異常を検知できる設備を設けるものとする。また、当該設備を使用できない場合にあっても、作業員がその水位を確認できるものとする。
ｄ．使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失した場合、可搬式ポンプ及びホースにより、水冷却池に水を供給する。
（３）資機材
使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失した場合における事故の拡大を防止するための措置として使用する設備等は、可搬式ポンプ及びホースとする【使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故の拡大を防止するための措置に使用する設備等（資機材）の仕様等：別紙 9-2 参照】。
（４）作業と所要時間
使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失した場合における事故の拡大を防止するための措置にあっては、訓練の実績等に鑑み、水冷却池に水を供給する措置を講じるのに必要な期間は、
保守的に約 2 日間とする【水冷却池に水を供給するための措置の概要：別紙 9-3 参照】。
（５）措置の有効性評価【水冷却池の水位の変化に係る評価条件：別紙 9-4 参照】
使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失した場合の水冷却池の水位の変化を第 4.4.1.1 図に示す。使用済燃料頂部の上方 2ｍ（グラウンドレベル基準－5.75ｍ）【水冷却池の水位の基準の設定：別紙 9-5 参照】まで水位が低下するのに要する期間が約 59 日であるのに対し、水冷
却池に水を供給する措置を講じるのに必要な期間は約 2 日間であり、当該措置に必要な期間は確保され、当該水位まで水位が低下することはない。
また、これらの給水及び水位確保に係る措置により、水冷却池の水位を基準以上に維持することで、使用済燃料等の臨界管理に係る寸法及び形状は保持される。さらに、仮に使用済燃料等が損傷した場合にあっても、水冷却池内の水により、環境への放射性物質の放出は低減される。

53 条(1)-292[297]

53 条(1)-293[298]

第 4.4.1.1 図 使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故時の水冷却池水位の変化

53 条(1)-294[299]

4.4.2 使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故（１）事故の原因及び説明
使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故は、原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備の水冷却浄化
設備の配管が破断した際に、サイフォン現象等により、使用済燃料の冠水又は放射線の遮蔽機能が維持できなくなり、使用済燃料の破損又は多量の放射線の放出に至る可能性がある事象として考える。
（２）事故の拡大防止のための措置
使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故の拡大の防止のための措置を以下に示す。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．水冷却池については、十分な水深を確保する。
ｂ．水冷却池は、水の流出を防止するため、コンクリート壁をステンレス鋼で内張りした強固な構造とし、かつ、排水口を有しないものとする。
ｃ．水冷却池には、その水位を測定でき、かつ、その異常を検知できる設備を設けるものとする。また、当該設備を使用できない場合にあっても、作業員がその水位を確認できるものとする。
ｄ．水冷却浄化設備の配管破断が生じた場合に、サイフォン現象等により、使用済燃料等の冠水が維持できない状況に至ることがないようにサイフォンブレーカーを設ける。なお、サイフォンブレーカーは多様性を有するものとし、このうち一つは、開口部を水面下に位置させる構造とすることで、水位の低下による開口部の開放により、受動的なサイフォンブレーク機能を有するものとする。
ｅ．配管の破断により冷却機能を喪失した場合、可搬式ポンプ及びホースにより、水
冷却池に水を供給する。
（３）資機材
使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故の拡大を防止するための措置に使用する設備等は、水冷却浄化設備サイフォンブレーカー、可搬式ポンプ及びホースとする。
（４）作業と所要時間
使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故の拡大を防止するための措置の所要時間は、4.4.1 使
用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故に同じである。
（５）措置の有効性評価
使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故の拡大を防止するための措置の有効性は、4.4.1 使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故に同じである。

53 条(1)-295[300]

4.5 要求事項（試験炉設置許可基準規則第 53 条）への適合性説明（多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止）
第五十三条 試験研究用等原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故より低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
適合のための設計方針

原子炉施設は、設計基準事故より発生頻度は低いが、敷地周辺の公衆に対して過度の放射線被ばく（実効線量の評価値が発生事故当たり 5mSv を超えるもの）を与えるおそれがある事故（燃料体の損傷が想定される事故）について評価し、そのおそれがある場合には、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じた設計とする【炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置：別紙 2-2 参照】。
（１）燃料体の損傷が想定される事故
高速実験炉原子炉施設において、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故の拡大を防止するための措置のうち、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故については、
炉心の著しい損傷を防止するための措置（以下「炉心損傷防止措置」という。）を講じるとともに、炉心の著しい損傷の可能性が生じる場合に、その拡大を防止し、あるいは施設からの多量の放射性物質等の放出を防止するための措置（以下「格納容器破損防止措置」という。）を講じる
ことを基本方針とする【多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止に係る資機材及び手順：別紙 6 参照】。
なお、高速実験炉原子炉施設は我が国初のナトリウム冷却高速中性子型炉であり、建設当時の安全評価技術に鑑み、立地評価における炉心溶融再臨界事故への対策として安全容器を設置しているため、高速実験炉原子炉施設の特徴を考慮して、安全容器の機能も踏まえた格納容器破損防止措置を講じる。選定した評価事故シーケンスを以下に示す【炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の選定：別紙 2-1 参照】。
（ⅰ）炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）
ａ．外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
ｂ．外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
ｃ．１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（ⅱ）過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）
ａ．出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
ｂ．出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故（ⅲ）除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）
ａ．２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
53 条(1)-296[301]

ｂ．２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故
ｃ．２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故（ⅳ）原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）
ａ．１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）
破損の重畳事故
ｂ．１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故
ｃ．１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故（ⅴ）交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）
ａ．外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故
ｂ．２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（ⅵ）全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO)
ａ．全交流動力電源喪失（外部電源喪失及びディーゼル発電機起動失敗）事故（ⅶ）局所的燃料破損（LF）
ａ．冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故が発生した場合に、炉心損傷防止措置が有効であること及び炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合に、格納容器破損防止措置が有効であることを示すため、評価対象とする
事故シーケンスを整理し、対応する評価項目を設定した上で、計算プログラム（以下「計算コード」という。
）を用いた解析等を踏まえて、措置の有効性を評価する【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価に使用する計算コー
ド：別紙 5 参照】。
有効性を評価するための評価項目の設定を以下に示す。
（ⅰ）炉心損傷防止措置
炉心損傷防止措置に有効性があることを確認するため、以下の評価項目を設定する。
a.

炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであることを基本とし、具体的な評価項目として以下を設定する。
①

燃料最高温度が熱設計基準値（2,650℃）以下であること。

②

被覆管最高温度（肉厚中心）が熱設計基準値（840℃）以下であること。

③

冷却材最高温度が熱設計基準値（910℃）以下であること。

④

被覆管のクリープ寿命分数和と疲労寿命分数和を加えた累積損傷和が設計上の制限値（1.0）以下であること。

⑤

原子炉冷却材バウンダリの温度が制限温度（550℃）以下であること。

53 条(1)-297[302]

（ⅱ）格納容器破損防止措置
a.

負の反応度フィードバックが卓越し、炉心の発熱と冷却とがバランスし静定する事

象において、炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。具体的な評価項目は、「炉心損傷防止措置の有効性を評価するための評価項目」で設定した評価項目を適用する。
b.

炉心の著しい損傷に至った場合において、放射性物質等（溶融炉心物質を含む。
）（以下「損傷炉心物質」という。
）を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に損傷炉心物質を閉じ込めることができること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

原子炉容器内で分散し再配置した損傷炉心物質を安定に保持・冷却できること。

②

原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。

c.

燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部からナトリウムが格納容器（床上）に噴出する可能性がある場合において、格納容器の破損を防止できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

原子炉冷却材バウンダリの健全性が維持できること。

②

格納容器（床上）へ噴出するナトリウムの燃焼等に対して、格納容器の健全性が維持できること。

③

放射性物質の総放出量は、環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。

d.

b.が達成できない事象においては、原子炉容器外に流出した損傷炉心物質等を安全

容器内にて保持・冷却できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

安全容器内に流出した損傷炉心物質等を安定に保持・冷却できること。

②

安全容器バウンダリの健全性が維持できること。

e.

炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでにナトリウムの蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になる場合には、主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子
炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧を防止できること。具体的な評価項目
として以下を設定する。
①

主中間熱交換器及び補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の健全性が維持できること。

f.

炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに蒸発した冷却材（ナトリウム）が格

納容器（床下）に流出する場合において、格納容器の破損を防止できること。具体的な評価項目として以下を設定する。
①

格納容器（床下）に流出するナトリウムの熱的影響に対して、格納容器の健全性が維持できること。

②

放射性物質の総放出量は、環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。

想定した事象に対して、炉心損傷防止措置を講じ、その有効性を評価することにより、（ⅰ）
炉心損傷防止措置の評価項目を満足することを確認したことから、炉心の著しい損傷は防止さ
53 条(1)-298[303]

れる。また、格納容器破損防止措置を講じ、その有効性を評価することにより、（ⅱ）格納容器
破損防止措置の評価項目を満足することを確認したことから、格納容器の破損は防止され、施設からの多量の放射性物質等の放出は防止される【4.3.3 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の有効性評価結果参照】。
（２）使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故
使用済燃料の損傷が想定される事故については、「設置許可基準規則」第 53 条の解釈を踏まえて、使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失する事故を選定し、使用済燃料の損傷を防止するための措置を講じることを基本方針とする。
使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失する事故として、使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事
故及び使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故を選定し、可搬式ポンプ及びホースにより、水冷却池に水を供給すること並びに水冷却浄化設備サイフォンブレーカーにより、水冷却池からの水の漏えい量を抑制することを事故の拡大を防止するための措置とする。これらの事故にあっては、水冷却池の水位が基準（放射線の遮蔽及び使用済燃料頂部の冠水が維持される水位）となる値まで低下するのに十分な期間（約 59 日）があり、可搬式ポンプ及びホースにより、水冷却池に水を供給する措置（必要な期間：約 2 日）は有効である。また、これらの措置により、水冷却池の水位を基準以上に維持することで、使用済燃料等の臨界管理に係る寸法及び形状は保持される。
さらに、仮に使用済燃料等が損傷した場合にあっても、水冷却池内の水により、環境への放射性物質の放出は低減される。

53 条(1)-299
[304]

別紙 3

解析にあたって考慮する事項[305]

1. 解析にあたって考慮する事項
有効性評価は、「添付書類 810.10 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材」の「「燃料体の損傷が想定される事故」に係る資機材」等を用いたものを対象とする。
また、手順及び体制としてはその他の措置との関係も含めて必要となる電源等の資源や要員を整理した上で、安全機能の喪失に対する仮定、外部電源喪失に対する仮定、単一故障に対する仮定、運転員の操作時間に対する仮定等を考慮して、原則として事故が収束し、あるいは当該事故の収束が合理的に判断できる時点までを対象とする。
2. 安全機能の喪失に対する仮定
各事故シーケンスにおいて、異常事象の発生に加えて想定する多重故障、共通原因故障又は系統間の機能依存性を考慮した従属故障等の安全機能の喪失を考慮する。また、機能喪失の要因として故障等を想定した設備の復旧には期待しない。なお、解析では期待しないが、機能復旧のための手順は整備する。
3. 外部電源喪失に対する仮定
外部電源の有無の双方について考慮するが、基本的には常用系機器の機能喪失、工学的安全施設の作動遅れ及び運転員操作への影響を考慮して外部電源がない場合を想定する。ただし、外部電源を考慮した方が有効性を確認するための評価項目に対して評価結果の余裕が小さくなるよ
うな場合は、外部電源がある場合を想定する。
4. 単一故障に対する仮定
多量の放射性物質等を放出する事故等は運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故で考慮する安全機能が多重の機能喪失を起こすことを想定しており、さらに、「添付書類 8 10.10 多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資機材」は運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故で考慮する安全機能との独立性を考慮していることから、措置として整備する機器の単一故障は仮定しない。
5. 運転員の操作時間に対する仮定
事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については、原則として、中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作開始条件に達したことを起点として、確実な実施のための時間余裕を含め、個別の運転員等の操作に必要な時間で実施するものとして考慮する。
なお、運転員等は手順書に従い、各操作条件を満たせば順次操作を実施するが、有効性評価における解析の条件設定においては、操作場所までのアクセスルートの状況、操作場所の作業環境等を踏まえ、実現可能と考えられる操作時間の想定等に基づき上記の操作時間を設定する（炉心の著しい損傷を防止するための措置に係る手順の概要：別添 1 参照）。
6. 考慮する範囲
解析に当たっては、運転サイクル初期から末期、起動時から定格出力運転時までを考慮し、結果を厳しくする運転条件を選定して解析を行う。また、有効性評価においては、原則として事故53 条(1)-別紙 3-1[306]

が収束し、原子炉等が安定停止状態に導かれるまでを対象とするが、有効性評価における解析としては、原子炉等が安定停止状態に導かれることが合理的に推定可能な時点までとする。

53 条(1)-別紙 3-2
[307]

別添 1
炉心の著しい損傷を防止するための措置に係る手順の概要
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の発生時において、事象の種類及び事象の進展に応じて、事故に的確、かつ、柔軟に対処し、炉心損傷を防止できるよう手順書を整備する。
手順書は、使用主体に応じ、運転員が使用する手順書、現場対応班が使用する手順書を整備する。
以下に、炉心損傷防止措置の有効性評価における各評価事故シーケンスにおいて、事象の発生から進展に対処する手順を示す。別紙 5 の炉心損傷防止措置の一部の有効性評価では、これらの手順に基づいて評価を実施している。
なお、本記載内容は、原子炉施設保安規定等の後段規制において、詳細が審査されるものであるが、ここでは、その概要を説明する。
1. 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、原子炉トリップ信号及び代替原子炉ト
リップ信号の発信、原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）の確認、事故発生の判断及びその後の崩壊熱除去の監視である。
2. 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、1.と同じである。
3. 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順の、原子炉トリップ信号及び代替原子炉ト
リップ信号の発信、原子炉スクラム（自動停止）、後備炉停止系スクラム（自動停止）の確認、事故発生の判断及びその後の崩壊熱除去の監視は 1.と同じである。また、２次冷却材の漏えいに対しては火災防護の手順に基づいて対応する。
4. 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、原子炉スクラム（自動停止）の確認、事故発生の判断、冷却材の安全容器内保持、１次主冷却系のサイフォンブレーク、１次補助冷却系のサイフォンブレーク及び主冷系自然循環による崩壊熱除去の監視並びに補助冷却設備による崩壊熱除去である。補助冷却設備による崩壊熱除去の監視手順を付録 1 に示す。
5. 交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）
に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、原子炉スクラム（自動停止）の確認、事故発生の判断、主冷却系自然循環による崩壊熱除去の監視である。
主冷却系自然循環による崩壊熱除去の監視手順を付録 2 に示す。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-1[308]

6. 全交流動力電源喪失（SBO）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、原子炉スクラム（自動停止）の確認、事故発生の判断、主冷却系自然循環による崩壊熱除去である。
全交流動力電源喪失の長期化による直流及び交流無停電電源系の喪失を想定し、事故対策上必要な操作は手動で対応できるものとするとともに、仮設計器により、監視できるものとする。また、仮設電源設備を整備する。
SBO 時の自然循環冷却による崩壊熱の除去手順を付録 3 に、仮設電源設備の敷設手順を付録 4 に示す。
なお、本事象グループでは、炉心と使用済燃料に対する措置を並行して実施することになる。使
用済燃料の損傷防止の審査において、使用済燃料貯蔵設備については、運転員 1 名が対応することを説明している。炉心損傷の防止に係る自然循環による崩壊熱除去については、運転員 4 名（監視2 名、現場操作 2 名）が、仮設電源設備の敷設については、運転員とは別の事故対応要員（現場対応班員約 170 名）4 名が対応する。また、使用済燃料貯蔵設備水冷却池への給水等については、運転員とは別の事故対応要員(現場対応班員約 170 名)のうち数名程度で対応する。以上のとおり、SBO 時の使用済燃料に係る措置と炉心に係る措置が重なっても予め定められた体制で作業を進める
ことで、措置を継続することができる。
7. 局所的燃料破損（LF）に対する手順
本事象グループに対する炉心損傷防止措置に係る手順は、事故発生の判断（燃料破損検出系による燃料破損の検出）、原子炉手動停止及びその後の崩壊熱除去の監視である。
燃料破損検出時の原子炉手動停止の手順を付録 5 に示す。
8. 各事象グループに共通の手順「常陽」において事故が発生した場合、原子炉運転班（原子炉運転班長及び原子炉運転班員をもって構成し、当直の運転員は中央制御室に常駐）以外の事故対応要員(現場対応班員約 170 名、このうち緊急作業従事者は約 40 名)は、休日夜間を含めて招集され、約 1 時間後には現場対応班長（高速実験炉部長）のもとで事故の影響緩和策をとることができる。また、「常陽」事故対策要領
及び現場対応班活動要領には、現場対応班長（高速実験炉部長）は、現場対応班の組織によらない対応もできるとしており、現場の状況に応じて必要な要員を影響緩和策に割り当てることができる。
事故時の共通的な対策として、あらかじめ定めておく事項を以下に示す。なお本記載内容は原子炉施設保安規定等の後段規制において、詳細が審査されるものであるが、ここでは、その概要を説明する。
（1）見学者等の避難の手順①「常陽」原子炉施設
原子炉施設に立ち入る見学者等には、職員等が立ち会う。また、非常の事態に発展するおそれのある場合などの異常発生時は、中央制御室又は現場指揮所から一斉放送を行い、職員等の誘導のもと避難させる。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-2[309]

②大洗研究所
事故・災害等が発生した場合は、本部長（大洗研究所の所長）を責任者とする現地対策本部が設置される。避難については、事故対策規則に基づき設置される現地対策本部において、発災施設の状況や環境モニタリング等の情報を基に、本部長が判断し、同規則に定めた活動班により行われる。
具体的には、避難指示は、発災現場の状況、放射性物質の放出状況、環境モニタリングの結果等の情報を現地対策本部で収集し、判断し、構内放送等により指示を行う。
避難までの流れは、まずは、屋内退避を指示し、施設毎に人員掌握を行う。
その後、事象進展・状況に応じて、構内の適切な避難場所（北、南など）及び避難方法を決定する。
現地対策本部の構成班により、構内避難場所へ誘導し、スクリーニングの実施、避難する者の連絡先等を確認し、その後、事業所外への避難となる。
なお、通信連絡の詳細は、設置許可基準規則の第 30 条の通信連絡設備等に係る設計基準事故が発生した場合の対応で説明する。
（2）緊急作業従事者の被ばく管理
原子炉施設保安規定、大洗研究所（南地区）放射線安全取扱要領等に基づき被ばく管理を行う。
作業は、現場のサーベイ結果を基に実施する。放射線作業用に施設で保有している呼吸保護具、防護服等の保護具、線量計を着用して作業を実施する。
中央制御室の居住性については、「常陽」の炉心損傷に至る事象の放射性物質等の放出量は低く抑制されることから、設置許可基準規則の第 50 条の原子炉制御室等への適合性で説明したとおり、
中央制御室の換気設備の隔離により確保される（「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究所（南地区）高速実験炉原子炉施設（「常陽」）第 50 条（原子炉制御室等）に係る説明書」参照）。しかしながら、運転員の被ばく低減に努めるため、万一の中央制御室空調再循環運転機能の喪失を想定し、放出された放射性物質等による運転員等への被ばくから防護するために、チャコー
ルフィルタ付の半面マスク及び全面マスク等の保護具を整備する。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-3
[310]

付録 1
1．原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失時の補助冷却設備による崩壊熱除去の監視の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、１次主冷却系からのナトリウム漏えいが発生した場合、原子炉の自動スクラムを確認する。また、2 箇所以上のナトリウム漏えい検出器が作動する等、ナトリウム漏えいが発生していると判断され、原子炉の自動スクラムに至っていない場合には、運転員に手動スクラムを実施させる。
（2） 炉内ナトリウム液面がＮｓＬ（原子炉容器通常ナトリウム液位）-320mm（ＧＬ-6420mm）まで低下した場合に、１次補助冷却系循環ポンプが自動起動し、定格流量約 56t/ｈ（約 65m3/ｈ）
まで自動で到達することを確認する。また、２次補助冷却系の補助冷却機用送風機の自動起動を確認する。その後、補助冷却設備の流量、温度を監視することにより、原子炉の崩壊熱が正常に除去されることを確認する。
（3） ナトリウムの漏えい量が所定の容積で抑制されていることを炉内ナトリウム液面の変化量により確認する。
なお、１次補助冷却系循環ポンプ又は２次補助冷却系の補助冷却機用送風機が自動起動していな
い場合は、中央制御室にて手動で起動する。
1.2 操作時間
1.1 の操作は、運転員 1 名により 10 分以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-4[311]

第 1 図 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失時の補助冷却設備による崩壊熱除去の監視の操作手順に係る補足（1/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 1-5[312]

第 1 図 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失時の補助冷却設備による崩壊熱除去の監視の操作手順に係る補足（2/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 1-6
[313]

付録 2
1．交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の監視の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、主冷却系及び補助冷却設備での強制循環冷却による崩壊熱除去に失敗した場合
は、主冷却系の自然循環による崩壊熱除去を実施するよう、運転員に指示する。
（2） 運転員は、主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパの自動制御により、正常に崩壊熱が除去されていることを確認する。
（3） 異常事象が２次冷却材ナトリウムの漏えいの場合は、上記の監視と並行して、２次冷却材
ナトリウム漏えい事故対応マニュアルに従って２次主冷却系のナトリウムをドレンする等の必要な対応を実施する。
なお、（2）の自動制御による崩壊熱除去に失敗した場合は、全交流動力電源喪失事象の手順を適用し、手動で主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパを制御することにより、崩壊熱を除去する。
1.2 操作時間
1.1 の自然循環冷却による崩壊熱除去に係る監視は、運転員 2 名により 5 分以内に開始できる。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-7[314]

第 1 図 交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の監視の操作手順に係る補足

53 条(1)-別紙 3-別添 1-8
[315]

付録 3
1．全交流動力電源喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、外部電源喪失時の非常用ディーゼル電源系のディーゼル発電機（2 基）の自動起動失敗により、主冷却系及び補助冷却設備での強制循環冷却による崩壊熱除去に失敗した場合
は、主冷却系の自然循環による崩壊熱除去を実施するよう、運転員に指示する。
（2） 運転員は、原子炉容器出入口冷却材温度、主冷却器出入口冷却材温度等により、正常に崩壊熱が除去されていることを確認する。また、主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパ操作用の圧縮空気の圧力が所定の値まで低下（全交流動力電源喪失から約 100 分後）した場合は、中央制御室からの指示により、現場（主冷却機室）で主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパを手動操作して崩壊熱除去を行う。なお、崩壊熱除去中の主な操作は主冷却機の入口ベーンの全閉・全開（開度制限内）であり、崩壊熱除去中のプラントの挙動が緩慢であることから、その操作の間隔は約 5 分である。
（3） 交流無停電電源系が喪失（全交流動力電源喪失から 2 時間以上経過後）した場合は、仮設
計器により原子炉容器出入口冷却材温度、主冷却器出口冷却材温度を確認し、中央制御室からの指示により、現場で主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパを手動操作して崩壊熱除去を行う。
また、主冷却器入口冷却材温度が 365℃を下回った時点（ＭＫ－Ⅲ性能試験実績：原子炉停止の約 1 時間 20 分後）で、主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパを全閉にし、その後はプラントの温度に異常がないことの監視を継続する。
なお、上記と並行して、現場対応班員は、ディーゼル発電機の起動失敗又は停止に係る原因を調査し、その復旧に努めるものとする。また、交流無停電電源系が喪失した場合において、本設計器による監視機能を復旧するため、付録 4 の手順に従い仮設電源設備を敷設する。
1.2 操作時間
1.1 の(2)の操作について、運転員 2 名により 5 分以内に、崩壊熱が正常に除去されていることを確認できる。また、主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパの手動操作による崩壊熱除去操作については、機能が喪失する前に他の運転員 2 名を配置することで、5 分以内に行うことが可能である。
1.1 の(3)の操作について、運転員 2 名により 10 分以内に、仮設計器を用いて崩壊熱が正常に除去されていることを確認できる。また、現場での主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパの手動操作による崩壊熱除去操作については、(2)の操作から継続して実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-9[316]

第 1 図 全交流動力電源喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の操作手順に係る補足（1/3：中央制御室における崩壊熱除去の監視）
53 条(1)-別紙 3-別添 1-10[317]

第 1 図 全交流動力電源喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の操作手順に係る補足（2/3：主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパの操作場所への移動ルート）

53 条(1)-別紙 3-別添 1-11[318]

崩壊熱除去中の主な操作は主冷却機の入口ベーンの全閉・全開（開度制限内）であり、入口ベーンのドライブユニットの切替スイッチを「MANUAL」に切替え、中央制御室からの指示を受け、手動操作用ハンドルにより操作する。最終的に入口ダンパを操作する際も同様である。
(手動操作開始までの所要時間：約5分（事前に運転員を配置するため、移動時間は除く。）)＜入口ダンパ用ドライブユニット＞
出口ダンパ
出口ダクト

入口ダンパ
駆動軸

主冷却器
入口配管

入口ダンパ

主冷却器

主送風機

手動操作
ハンドル

主冷却器
出口配管
入口ダクト

開度指示

入口ベーン
＜入口ベーン用ドライブユニット＞

切替スイッチ

切替スイッチ

開度指示

入口ベーン
駆動軸

第 1 図 全交流動力電源喪失における自然循環冷却による崩壊熱除去の操作手順に係る補足（3/3：主冷却機の入口ベーン及び入口ダンパの操作）

53 条(1)-別紙 3-別添 1-12
[319]

付録 4
1．全交流動力電源喪失における仮設電源設備の敷設手順
全交流動力電源喪失時の交流無停電電源枯渇以降は、常設計器による原子炉の監視機能を喪失することから、原子炉の監視に必要な容量を有する仮設電源設備を敷設する。仮設電源設備は 2 組用意し、原子炉建物以外の独立した場所にそれぞれ保管し、交流無停電電源が枯渇するまでに、設置場所へ移動して電源を供給できるようにする。なお、交流無停電電源喪失までの時間は、全交流電源喪失発生から 2 時間以上経過後である（詳細については、設置許可基準規則の第 42 条（外部電源を喪失した場合の対策設備等）で説明する。）。
1.1 操作手順（1） 第 4 倉庫に保管されている可搬型発電機 1 台を中央制御室の非常階段下 1 階の屋外に設置する。また、上記が使用できない場合は、第二使用済燃料貯蔵建物西側倉庫（物置）に保管されている可搬型発電機 1 台を中央制御室前渡り廊下に設置する（第 1 図参照）。
（2） 仮設電源ケーブルを敷設し、電源を供給する（第 2 図参照）
。
・資機材
電源端子箱
電工ドラム（30m）
仮設電源ケーブル（8m×2）、（5m×1）・可搬型発電機（IEG1600M）の仕様
定格出力：1.6kVA
定格電圧（交流）：100V
定格電流（交流）：16A
20A 交流コンセント：2 カ所
連続定格運転時間：約 4.2h
燃料タンク容量：4.１L(ガソリン)
1.2 操作時間
1.1 の操作は、外部電源喪失等の異常事象発生から、仮設電源設備の設置電源の給電まで、現場対応班員 4 名により 2 時間以内で行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-13
[320]

第 1 図 可搬型発電機移動ルート
可搬型発電機の保管場所は、第 4 倉庫及び第二使用済燃料貯蔵建物西側倉庫（物置）とし、共通原因により保管場所が同時に損壊することを防止する。また、燃料は危険物倉庫及び第二使用済燃料貯蔵建物西側倉庫（物置）に保管し、適宜、給油する。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-14[321]

核物質防護情報が含まれているため公開できません。

第 2 図 仮設電源ケーブル敷設図（中央制御室盤配置）
既設工認の範囲

今回の申請の範囲

1次補助計器盤(2)(#417-2)
誘導式(原子炉容器ナトリウム液位)

熱電対

1次補助計器盤(2)(#417-2)(原子炉出口冷却材温度／
原子炉入口冷却材温度)

1次プロセス計器DC24V電源盤(#418)
差圧伝送器

熱電対

(原子炉カバーガス圧力)

AC100V

電源
端子箱

可搬型発電機(IEG1600M)

2次制御盤(#425)(主冷却器出口冷却材温度)

開度発振器

2次制御盤(#425)(主冷却機入口ベーン開度／
入口ダンパ開度)

格納容器雰囲気調整盤(#422)
温度検出器

仮設計器による抵抗測定（格納容器床上温度）

格納容器雰囲気調整盤(#422)
温度検出器（格納容器床下温度）

第 3 図 仮設計器等の接続イメージ
53 条(1)-別紙 3-別添 1-15
[322]

付録 5
1．燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、燃料破損検出系の警報が発報し、その指示値が原子炉施設保安規定に定める運転上の制限（カバーガス法燃料破損検出設備：バックグランドの値の 10 倍の計数率）を超過したことを確認した場合は、運転員に以下の操作を実施させる。
（2） 手動スクラムボタンによる原子炉手動停止を行う。
（3） 上記の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入できない場合は、以下の①～③の全ての操作を順次実施し、制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により、制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する。なお、いずれか一つの操作が有効であれ
ば、制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入され、原子炉は停止する。
① 励磁制御棒全数スイッチを「切」とする。
② 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁スイッチを「切」とする。
③ 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁電源スイッチを「切」とする。
（4） 制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により、制御棒又は後備
炉停止制御棒の挿入ができない場合は、各制御棒の駆動機構又は各後備炉停止制御棒の駆動機
構スイッチを「挿入」として個別に挿入し、原子炉を停止する。
（5） 原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるため、１次アルゴンガス系排気ラインの隔離弁を「全閉」にする。
1.2 操作時間
1.1 の(1)から(4)の操作は、運転員 1 名により 20 分以内に行うことが可能である。この場合、燃料破損発生から運転員が原子炉を停止するまでに要する時間は、燃料破損検出系の検出時間約 40分と運転員の操作時間約 20 分の合計 1 時間となる。
1.1 の(5)の操作は、運転員 1 名により 5 分以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 1-16
[323]

第 1 図 燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の操作手順に係る補足（1/4：操作手順（1））

53 条(1)-別紙 3-別添 1-17[324]

第 1 図 燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の操作手順に係る補足（2/4：操作手順（2～4））

53 条(1)-別紙 3-別添 1-18
[325]

第 1 図 燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の操作手順に係る補足（3/4：操作手順（2～4））

53 条(1)-別紙 3-別添 1-19[326]

第 1 図 燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の操作手順に係る補足（4/4：操作手順（5））

53 条(1)-別紙 3-別添 1-20
[327]

別添 2
格納容器の破損を防止するための措置に係る手順の概要
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の発生時において、事象の種類及び事象の進展に応じて、事故に的確、かつ、柔軟に対処し、格納容器の破損を防止できるよう手順書を整備する。
手順書は、使用主体に応じ、運転員が使用する手順書、現場対応班が使用する手順書を整備する。
以下に、格納容器破損防止措置の有効性評価における各評価事故シーケンスにおいて、事象の発生から進展に対処する手順を示す。格納容器破損防止措置の有効性評価では、これらの手順に基づいて評価を実施している。
なお、本記載内容は、原子炉施設保安規定等の後段規制において、詳細が審査されるものであるが、ここでは、その概要を説明する。
1. 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に対する手順
本事象グループに対する格納容器破損防止措置に係る手順は、原子炉停止失敗の判断、炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認、原子炉冷却材バウンダリ及びカバーガス等のバウンダリ内での放射性物質の閉じ込め・貯留、格納容器アイソレーションの確認である。
炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認の手順を付録 6、原子炉冷却材バウンダリ及びカバーガス
等のバウンダリ内での放射性物質の閉じ込め・貯留の手順を付録 7、格納容器アイソレーションの手順を付録 8 に示す。
2. 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に対する手順
本事象グループに対する格納容器破損防止措置に係る手順は、主冷却系の強制循環の状態を除いて 1.と同じである。
3. 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に対する手順
本事象グループの事象進展は、炉心損傷防止措置が機能しないとした場合でも、炉心支持板の熱膨張等による負の反応度フィードバックにより、炉心温度の上昇を抑制することにより炉心の著しい損傷及び格納容器の破損は防止される。
しかしながら、比較的高温での安定静定状態となるため、この間に、運転員が手動による制御棒
挿入操作を行うことにより、低温の安定静定状態に導く。また、運転員による手動操作によっても、何らかの原因により制御棒が挿入されない場合は、自主対策設備を用いて、直接、制御棒駆動機構の軸を回転させることにより、制御棒を炉心に挿入し原子炉を低温の安定静定状態へ移行させるよ
うに努める。
運転員の手動操作による制御棒挿入操作手順を付録 9、制御棒駆動機構の軸を直接回転させることにより制御棒を炉心に挿入する操作手順を付録 10 に示す。
4. 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に対する手順
本事象グループに対する格納容器破損防止措置に係る手順は、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ることの判断、1 次アルゴンガス系安全板よりナトリウム蒸気を格納容器（床下）に放出した状
53 条(1)-別紙 3-別添 2-1[328]

態の確認、格納容器アイソレーションの確認、原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの確認及び安全容器による冷却材や放射性物質等の保持・コンクリート遮へい体冷却系による冷却である。
1 次アルゴンガス系安全板より、ナトリウム蒸気を格納容器（床下）に放出した状態の確認の手順を付録 11、原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの確認及び安全容器による冷却材や損傷炉心物質の保持のためのコンクリート遮へい体冷却系による冷却の手順を付録 12 に示す。
5. 交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）
に対する手順
本事象グループに対する格納容器破損防止措置に係る手順は、異常事象による影響を除いて 4.
と同じである。
6. 全交流動力電源喪失（SBO）に対する手順
本事象グループに対する格納容器破損防止措置は 1 ループの自然循環となることから、当該手順は、5.の事象グループに対する炉心損傷防止措置の手順を適用する。なお、自然循環による崩壊熱除去に必要な電源については、本事象グループに対する炉心損傷防止措置として仮設電源からの給電を措置している。
7. 局所的燃料破損（LF）に対する手順
本事象グループの炉心損傷後の事象進展は、1.の事象グループに包絡されることから、1.の事象
グループに対する格納容器破損防止措置を適用する。
8. 各事象グループに共通の手順「常陽」において事故が発生した場合、運転班以外の事故対応要員(現場対応班約 170 名、このうち緊急作業従事者は約 40 名)は、休日夜間を含めて招集され、約 1 時間後には現場対応班長（高速実験炉部長）のもとで事故の影響緩和策をとることができる。また、「常陽」事故対策要領及び現場対応班活動要領には、高速実験炉部長は、現場対応班の組織によらない対応もできるとしており、現場の状況に応じて必要な要員を影響緩和策に割り当てることができる。
事故時の共通的な対策として、あらかじめ定めておく事項を以下に示す。なお本記載内容は原子炉施設保安規定等の後段規制において、詳細が審査されるものであるが、ここでは、その概要を説明する。
（1）見学者等の避難の手順①「常陽」原子炉施設
原子炉施設に立ち入る見学者等には、職員等が立ち会う。また、非常の事態に発展するおそれのある場合などの異常発生時は、中央制御室又は現場指揮所から一斉放送を行い、職員等の誘導のもと避難させる。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-2[329]

②大洗研究所
事故・災害等が発生した場合は、本部長（大洗研究所の所長）を責任者とする現地対策本部が設置される。避難については、事故対策規則に基づき設置される現地対策本部において、発災施設の状況や環境モニタリング等の情報を基に、本部長が判断し、同規則に定めた活動班により行われる。
具体的には、避難指示は、発災現場の状況、放射性物質の放出状況、環境モニタリングの結果等の情報を現地対策本部で収集し、判断し、構内放送等により指示を行う。
避難までの流れは、まずは、屋内退避を指示し、施設毎に人員掌握を行う。
その後、事象進展・状況に応じて、構内の適切な避難場所（北、南など）及び避難方法を決定する。
現地対策本部の構成班により、構内避難場所へ誘導し、スクリーニングの実施、避難する者の連絡先等を確認し、その後、事業所外への避難となる。
なお、通信連絡の詳細は、設置許可基準規則の第 30 条の通信連絡設備等に係る設計基準事故が発生した場合の対応で説明する。
（2）緊急作業従事者の被ばく管理
原子炉施設保安規定、大洗研究所（南地区）放射線安全取扱要領等に基づき被ばく管理を行う。
作業は、現場のサーベイ結果を基に実施する。放射線作業用に施設で保有している呼吸保護具、防護服等の保護具、線量計を着用して作業を実施する。
中央制御室の居住性については、「常陽」の炉心損傷に至る事象の放射性物質等の放出量は低く抑制されることから、設置許可基準規則の第 50 条の原子炉制御室等への適合性で説明したとおり、
中央制御室の換気設備の隔離により確保される（「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大洗研究所（南地区）高速実験炉原子炉施設（「常陽」）第 50 条（原子炉制御室等）に係る説明書」
参照）。しかしながら、運転員の被ばく低減に努めるため、放出された放射性物質等による運転員
等への被ばくから防護するために、チャコールフィルタ付の半面マスク及び全面マスク等の保護具を整備する。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-3
[330]

付録 6
1．炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、原子炉の停止に失敗したと判断した場合は、原子炉容器内の冷却状態を確認するため、運転員に以下の操作を実施させる。
（2） １次主循環ポンプがポニーモータ低速運転に移行し、所定の流量が確保されることを確認する。
（3） ２次主循環ポンプ及び主送風機が自動停止し、２次主冷却系が自然循環に移行することを確認する。
（4） 主冷却器出口ナトリウム温度が、入口ベーン及び入口ダンパの開度調整により制御され、主冷却器出口ナトリウム温度及び原子炉容器入口冷却材温度が安定することを確認する。
（5） 当直長は、原子炉の状態監視を強化するため、運転員に以下の操作を実施させる。
（6） 炉内ナトリウム液面、１次主冷却系流量・温度・圧力、２次主冷却系流量・温度・圧力、ナトリウム漏えい検出設備、燃料破損検出設備、カバーガス系温度・圧力、安全容器内温度（炉容器壁面温度、黒鉛遮へい体温度及び安全容器壁面温度）・圧力、格納容器内温度・圧力・線量率の監視を強化する。
1.2 操作時間
1.1 の確認は、原子炉の停止失敗の判断から運転員 2 名により 10 分以内に確認することが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-4[331]

第 1 図 炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認の操作手順に係る補足（1/3）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-5[332]

第 1 図 炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認の操作手順に係る補足（2/3）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-6[333]

第 1 図 炉心損傷後の原子炉容器内冷却の確認の操作手順に係る補足（3/3）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-7
[334]

付録 7
1．原子炉冷却材バウンダリ及びカバーガス等のバウンダリ内での放射性物質の閉じ込め・貯留の手順
1.1 操作手順(1) 当直長は、燃料破損検出系の指示値が異常に上昇するなどにより、燃料が破損したと推定される場合、運転員に以下の操作を実施させる。
(2) 原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるため、１次アルゴンガス系排気ラインの隔離
弁を「全閉」にする。
1.2 操作時間
1.1 の(2)の操作は、運転員 1 名により 5 分以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-8[335]

第 1 図 原子炉冷却材バウンダリ及びカバーガス等のバウンダリ内での放射性物質の閉じ込め・貯留の操作手順に係る補足
53 条(1)-別紙 3-別添 2-9
[336]

付録 8
1．格納容器アイソレーションの手順
1.1 操作手順(1) 当直長は、炉心の著しい損傷に至る事故の発生により、格納容器内の温度、圧力、線量率が異常に上昇した場合に、運転員にこれらの監視を強化させる。
(2) 格納容器内の温度、圧力、線量率のいずれかが原子炉保護系（アイソレーション）の設定値まで上昇しているにもかかわらず、原子炉保護系（アイソレーション）が動作していない場合
は、運転員に以下の操作を実施させる。
(3) 中央制御室に設置している手動アイソレーションボタンにより原子炉保護系（アイソレーション）を作動させ、格納容器隔離弁を「閉」とする。
(4) 格納容器隔離弁の状態が正常であることを確認する。
(5) 格納容器隔離弁の状態に異常が認められた場合は、個別の隔離弁を手動「閉」として格納容器を隔離する。
1.2 操作時間
1.1 の操作は、格納容器アイソレーションの不作動を確認してから、個別の隔離弁の操作まで
運転員 2 名により 30 分以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-10[337]

第 1 図 格納容器アイソレーションの操作手順に係る補足（1/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-11[338]

第 1 図 格納容器アイソレーションの操作手順に係る補足（2/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-12
[339]

付録 9
1．運転員の手動操作による制御棒挿入操作手順
1.1 操作手順(1) 当直長は、原子炉の状況（出力、制御棒位置、安全保護回路の動作、冷却系の状態等）を確認し、原子炉の緊急停止が必要な場合において、原子炉の自動スクラムに失敗していると判断した場合は、運転員に以下の操作を実施させる。
(2) 原子炉手動スクラムボタンによる原子炉手動スクラムを行う。
(3) 上記の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入できない場合は、以下の①～③の全ての操作を順次実施し、制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により、制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する。なお、いずれか一つの操作が有効であれば、制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入され、原子炉は停止する。
① 励磁制御棒全数スイッチを「切」とする。
② 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁スイッチを「切」とする。
③ 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁電源スイッチを「切」とする。
(4) 制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により、制御棒又は後備炉
停止制御棒の挿入ができない場合は、各制御棒の駆動機構又は各後備炉停止制御棒の駆動機構
スイッチを「挿入」として個別に挿入し、原子炉を停止する。
なお、中央制御室からの遠隔操作による原子炉停止機能が喪失した場合には、現場対応班により、各制御棒の駆動機構を手動で操作して制御棒を挿入する（付録 10）。
1.2 操作時間
1.1 の操作は、運転員 1 名により 20 分以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-13
[340]

第 1 図 運転員の手動操作による制御棒挿入操作の操作手順に係る補足（1/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-14[341]

第 1 図 運転員の手動操作による制御棒挿入操作の操作手順に係る補足（2/2）

53 条(1)-別紙 3-別添 2-15[342]

付録 101．制御棒駆動機構の軸を直接回転させることにより制御棒を炉心に挿入する操作手順（自主対策）
1.1 手順の検討
制御棒駆動機構が運転員操作により挿入できない原因は、電気的な故障又は機械的な故障となる。
電気的な故障においては、原子炉上部にて駆動軸を直接回転させることにより、電気信号に頼ることなく強制的に制御棒を挿入することができる。また、機械的な故障においても、駆動軸を直接回転させて機械的に押し込むことが有効な手段となる。
1.2 操作手順
現場対応班長は、付録 9 の制御棒挿入操作を実施しても、制御棒が挿入できない場合には、原子炉停止機能喪失と判断し、以下の操作により、原子炉上部に設置されている各制御棒駆動機構の駆動軸を機械的に回転させて制御棒を炉心に挿入する。なお、以下の作業中は中央制御室において運転員による反応度及び出力等の監視を強化する。
（1） 原子炉上部の線量率を測定し、異常がないことを確認する。
（2） 作業員の被ばくを防止するための防護措置を講じる。防護措置の内容は運転手引に定める。
（3） 以下の①～⑥の操作（第 1 図参照）により、制御棒駆動機構の中間部上ハウジングを切り離し、制御棒を手動で挿入する。
① 駆動部の電源を遮断し、電源ケーブルを切り離す。
② 駆動部ハウジング内の加圧ガスを停止する。
③ 駆動部の中間部上ハウジングを切り離す。
④ 駆動部の駆動軸に手動ハンドルを取り付ける。
⑤ 手動ハンドルを反時計まわりに回転させ、延長管を下降（制御棒を挿入）させる。
⑥ 駆動部が完全に挿入されたことを下端表示ランプ点灯により確認する。
(4) 上記の操作により、炉心第 3 列に配置している制御棒を 1 本挿入する。下端まで挿入できな
い場合は、他の炉心第 3 列に配置している制御棒を操作し、低温停止に必要な反応度（0.0092
Δk/k）＊1 を挿入する。
＊1： 「常陽」の制御棒は、制御棒（主炉停止系）4 本、後備炉停止制御棒（後備炉停止系）
2 本の全 6 本で構成される。制御棒 1 本をサイクル運転初期の引き抜き位置から下端まで挿入すると約 0.01Δk/k の反応度が挿入され、低温停止に必要な反応度を挿入することができる。
1.3 操作時間
1.2 の操作は、2.の資機材の準備も含めて、現場対応班員 5 名により 5 時間以内に行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-16[343]

2．資機材の準備
本対応に必要な資機材は、全て敷地内で保管しており、１時間以内に資機材の準備が可能である。
・必要な資機材
吊り具（チェーンブロック、吊りワイヤ、シャックル、アイボルト）
六角レンチ
手動ハンドル53 条(1)-別紙 3-別添 2-17[344]

53 条(1)-別紙 3-別添 2-18

第 1 図 制御棒手動挿入の操作概要図[345]

付録 11
1．原子炉容器液位確保機能喪失時の安全板作動確認
1.1 確認手順（1） 当直長は、１次冷却材漏えい事故による炉心冷却機能の喪失時に、原子炉冷却材バウンダ
リが高圧に至ると判断した場合、原子炉の状態の監視を強化するため、運転員に以下の操作を実施させる。
（2） 炉内ナトリウム液面、原子炉冷却材温度・圧力、ナトリウム漏えい検出設備、燃料破損検出設備、カバーガス系温度・圧力、安全容器内温度（炉容器壁面温度、黒鉛遮へい体温度及び安全容器壁面温度）
・圧力、格納容器内温度・圧力・線量率の監視を強化する。
（3） １次アルゴンガス系安全板が作動した場合、以下の(4)及び(5)に示す手順でナトリウム蒸気が格納容器（床下）に流出したことを確認する。
（4） １次制御盤に「１次アルゴンガス系安全板作動」の警報が発報したことを確認する。
（5） 併せて、以下に示す監視パラメータ①から④の指示値が低下し、⑤及び⑥の指示値が上昇した場合、安全板が作動したと判断し、原子炉格納容器の監視を強化する。
① 炉容器カバーガス圧力② 呼吸ガス圧力調整ヘッダ圧力③ １次主循環ポンプ（Ａ）出口ナトリウム圧力④ １次主循環ポンプ（Ｂ）出口ナトリウム圧力⑤ 格納容器（床下）温度⑥ 格納容器（床下）雰囲気放射線モニタ計数値（窒素循環系ガスモニタ）
1.2 操作時間
1.1 の(1)～(2)の確認は、中央制御室において運転員 2 名により行うことが可能である。(3)～(5)の確認は、中央制御室において運転員 1 名により短時間で行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-19[346]

第 1 図 原子炉容器液位確保機能喪失時の安全板作動確認の操作手順に係る補足

53 条(1)-別紙 3-別添 2-20[347]

付録 12
1．安全容器による損傷炉心物質の保持のためのコンクリート遮へい体冷却系による冷却の手順
1.1 操作手順（1） 当直長は、主冷却系及び補助冷却設備の強制循環冷却、主冷却系の自然循環冷却、コンク
リート遮へい体冷却系による原子炉容器壁冷却による崩壊熱除去機能が喪失した場合、原子炉の状態及びコンクリート遮へい体冷却系の運転状態の監視を強化するため、運転員に以下の操作を実施させる。
（2） 炉内ナトリウム液面、原子炉冷却材温度・圧力、ナトリウム漏えい検出設備、燃料破損検出設備、カバーガス系温度・圧力、安全容器内温度（炉容器壁面温度、黒鉛遮へい体温度及び安全容器壁面温度）
・圧力、格納容器内温度・圧力・線量率の監視を強化する。
（3） コンクリート遮へい体冷却系窒素ガスの安全容器部への通気風量及びコンクリート遮へい
体冷却系窒素ガス冷却器の通水流量を増加させるとともに、コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガス温度・圧力・流量の監視を強化する。
（4） 原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるため、１次アルゴンガス系排気ラインの隔離弁を「全閉」にする。
（5） 格納容器内温度、圧力又は線量率が上昇した場合は、格納容器を隔離するとともに、可能な場合は、アニュラス部排気設備（非常用換気設備を含む。）を運転し、周辺環境への放射性物質放出量の低減に努める。
（6） カバーガス系の圧力が異常に上昇した場合は、カバーガスの排気による減圧等を実施する。
（7） 安全容器内の圧力が異常に上昇した場合は、窒素ガスの排気による減圧等を実施する。
（8） 損傷炉心物質等が原子炉容器から安全容器内に移行した場合、安全容器内温度・圧力等の監視を継続し、コンクリート遮へい体冷却系による安全容器冷却により、損傷炉心物質等を安
全容器内で冷却・保持する。
1.2 操作時間
1.1(1)～(4)の安全容器による損傷炉心物質等の保持のためのコンクリート遮へい体冷却系による冷却の準備操作は、運転員 2 名により 30 分以内で行うことが可能である。なお、コンクリート
遮へい体冷却系は通常運転時から動作しており、かつ、事象発生後も引き続き動作を継続するものである。

53 条(1)-別紙 3-別添 2-21[348]

第 1 図 安全容器による損傷炉心物質の保持のためのコンクリート遮へい体冷却系による冷却の操作手順に係る補足（1/2：操作手順（3））
53 条(1)-別紙 3-別添 2-22[349]

第 1 図 安全容器による損傷炉心物質の保持のためのコンクリート遮へい体冷却系による冷却の操作手順に係る補足（2/2：操作手順（4））

53 条(1)-別紙 3-別添 2-23
[350]

別紙 4

有効性評価における解析条件の設定[351]

1. 解析条件設定の考え方
有効性評価における解析の条件設定については、「別紙 3 解析にあたって考慮する事項」を考慮するとともに、評価対象とする事故の発生頻度が極めて小さいことを踏まえて、設計値等の現実的な条件を用いた最適評価を行うことを基本とする。また、計算コードや解析条件の不確かさが大きい場
合には、感度解析等によりその影響を適切に考慮する。
2. 共通解析条件
有効性評価の解析にあっては、以下に示す解析条件を使用する。
2.1 初期定常運転条件
解析では、原子炉出力の初期値を定格出力とする。また、１次主冷却系の温度の初期値として、
ホットレグ温度を 456℃、コールドレグ温度を 350℃、１次主冷却系の流量の初期値を定格流量とする。
2.2 原子炉保護系の特性
原子炉保護系により監視している原子炉施設のプロセス量が、当該プロセス量の原子炉トリッ
プ設定値を超えた場合、各検出器で原子炉トリップ信号が発生し、論理回路で原子炉スクラム信号が発せられ、自動的に制御棒保持電磁石及び後備炉停止制御棒保持電磁石の電源装置からの電流が遮断される。制御棒保持電磁石及び後備炉停止制御棒保持電磁石の電流が遮断されると制御棒及び後備炉停止制御棒は駆動部から切り離され、自重及びスプリングによる加速を受けて炉心に落下する。
また、原子炉スクラム信号が発生すると、１次主循環ポンプはランバック制御状態に入り、ポン
プの回転数を慣性降下によって低下させて低速運転に移行し、原子炉停止後の崩壊熱除去に必要な流量を確保する。ただし、１次主循環ポンプ駆動電源の喪失時には、主循環ポンプ回転数が所定の回転数まで低下すると、１次主冷却系はポニーモータ運転に引き継がれ、原子炉停止後の崩壊熱除去に必要な流量が確保される。また、原子炉スクラム信号の発生により、２次主循環ポンプ及び主送風機は停止される。
２次主循環ポンプがトリップした場合、インターロックにより、主冷却機入口ダンパは全開、インレットベーンは全閉になる。その後、主冷却器出口ナトリウム温度が 300℃を超えた場合、主冷却器出口ナトリウム温度約 320℃を目標とした自動制御に切り替わり、開度制限約 10％として主に主冷却機インレットベーンによる温度制御がなされる。
プロセス量が設定値に達した時点から制御棒保持電磁石励磁断及び後備炉停止制御棒保持電磁
石励磁断となるまでの時間を原子炉保護系の応答時間とし、各原子炉トリップ信号に対して解析
結果が厳しくなるように定めた値を使用する。第 2.1 表に、解析で用いた原子炉トリップ設定値及び応答時間を示す。
2.3 原子炉停止系統の特性
原子炉スクラム信号によって制御棒及び後備炉停止制御棒は全て炉心下端まで急速に挿入され53 条(1)-別紙 4-1[352]

る。崩壊熱除去機能喪失型の事故の解析では、制御棒の挿入により付加される負の反応度を 7.1％
△k/k とする。原子炉停止機能喪失型の事故の解析では、後備炉停止制御棒の挿入により付加される負の反応度を 1.4％△k/k とし、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定する解析では、負の反応度は付加されないものとする。解析では制御棒及び後備炉停止制御棒の落下速度について、制御棒保持電磁石励磁断から制御棒反応度価値 90％挿入までの時間を 0.8 秒とし、崩壊熱除去機能喪失型の事故の解析では第 2.1 図に示す反応度挿入曲線を、原子炉停止機能喪失型の事故の解析
では第 2.2 図に示す反応度挿入曲線を使用する。制御棒挿入におけるデラッチ遅れ時間は 0.2 秒とする。
2.4 反応度係数
解析で使用する反応度係数は標準平衡炉心燃焼初期のノミナル値（最適評価値）を用いる。なお、
不確かさの影響評価においては、計算コードの不確かさと熱膨張率の不確かさに、炉心構成の変動、
燃料初期組成、燃焼状態による幅（炉心支持板温度係数：±20％、炉心支持板温度係数以外：±30％）を考慮し、解析結果が厳しくなるように、最大値又は最小値を用いる。
2.5 崩壊熱
核分裂生成物、アクチニド及び構造材の放射化物の崩壊熱は、連続運転により炉心燃料が標準平衡炉心（EOC）の平均燃焼度に到達する保守的な想定として、ＦＰＧＳコードで計算したノミナル
値（最適評価値）を用いる。なお、不確かさの影響評価においては、計算値に安全余裕として 10％を見込んだ値を使用する。解析で用いる崩壊熱を第 2.3 図に示す。
炉心損傷後の崩壊熱には、損傷した炉心燃料からの希ガス及び揮発性核分裂生成物の放出を考慮した値を用いる。希ガス及び揮発性核分裂生成物を除いた崩壊熱を第 2.4 図に示す。

53 条(1)-別紙 4-2[353]

第 2.1 表 解析に使用する原子炉トリップ設定値及び応答時間
有効性評価に用いた

不確かさの影響評価に用い応答時間

原子炉トリップ設定値

た原子炉トリップ設定値（注１）

1 次主循環ポンプトリップ

－

－

4.2 秒

原子炉出口冷却材温度高

464℃

474℃

3.4 秒

原子炉入口冷却材温度高

365℃

373℃

0.4 秒

炉内ナトリウム液面低ＮｓＬ-100mm（注２）ＮｓＬ-140mm（注２）

0.4 秒

－

－

1.2 秒

原子炉スクラム信号

電源喪失（注１）解析で用いる原子炉保護系の応答時間（プロセス量が解析上の原子炉トリップ設定値に達した時点から制御棒保持電磁石励磁断となるまでの時間）には、原子炉スクラム項目に対して、原子炉保護系の構成機器（リレー等）を抽出し、それらの仕様における動作時間の最大値を積算したものに、余裕等を考慮した値を用いる。また、後備炉停止系用論理回路の作動
時間は 3 秒である。
（注２）ＮｓＬ：原子炉容器通常ナトリウム液位

53 条(1)-別紙 4-3

[354]

1.0

0.8

0.8

0.6

0.4

0.2

挿入反応度（全反応度に対する割合）

挿入位置（全ストロークに対する割合）

1.0

0.6

0.4

挿入位置
0.2

挿入反応度
0.0

0.0
0.0

0.2
0.4
0.6
0.8
制御棒保持電磁石励磁断からの経過時間（s）

1.0

第 2.1 図 原子炉スクラム反応度挿入曲線（主炉停止系：崩壊熱除去機能喪失型の事故解析で使用）

53 条(1)-別紙 4-4

[355]

1.0

0.8

0.8

0.6

0.4

0.2

挿入反応度（全反応度に対する割合）

挿入位置（全ストロークに対する割合）

1.0

0.6

0.4

挿入位置
0.2

挿入反応度
0.0

0.0
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断からの経過時間（ s）

第 2.2 図 原子炉スクラム反応度挿入曲線（後備炉停止系：原子炉停止機能喪失型の事故解析で使用）

53 条(1)-別紙 4-5

[356]

8.0

ノミナル値
ノミナル値×1.1

出力比（%）

6.0

4.0

2.0

0.0
1.0E-01

1.0E+0 0 1.0E+0 1 1.0E+0 2 1.0E+0 3 1.0E+0 4 1.0E+0 5

時間（s）
第 2.3 図 崩壊熱曲線

4.0

出力比（%）

3.0

2.0

1.0

0.0
1.0E-01

1.0E+01

1.0E+03

1.0E+05

1.0E+07

時間（s）
第 2.4 図 崩壊熱曲線
53 条(1)-別紙 4-6

[357]

別紙 6

炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の資機材及び手順

[358]

目

次

1.

炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る資機材に対する設計方針

2.

炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る資機材
2.1 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に係る資機材
2.2 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に係る資機材
2.3 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に係る資機材
2.4 局所的燃料破損（LF）に係る資機材
2.5 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に係る資機材
2.6 交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）に係る資機材
2.7 全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO）に係る資機材

3.

炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順
3.1 各事象に共通の手順
3.2 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に対する手順
3.3 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に対する手順
3.4 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に対する手順
3.5 局所的燃料破損（LF）に対する手順
3.6 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に対する手順
3.7 交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）に対する手順
3.8 全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO）に対する手順[359]

1. 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る資機材に対する設計方針
炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る資機材（以下「資機材」という。）は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備するとともに、火災の発生防止並びに早期に火災の感知及び消火を行うことができるように必要な火災防護対策を講じることにより、地震や火災による損傷を防止することを基本とする。また、電源を必要とする資機材は、非常用電源設備より給電する。
なお、「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び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」に基づき、資機材のうち、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の想定において、故障を想定した資機材を除き、資機材の機能を期待することの妥当性（原子炉の圧力、温度及び液位等）が確認できた場合には、その機能に期待できるものとする。【別添 6-1：設計基準
事故対処設備等を BDBA に対する措置として使用する場合の信頼性について】
2. 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る資機材
第 2.1 図に炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順を、第 2.2 図に格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順を示す。【別添 6-2：炉心損傷の推移、監視、措置の判断について】

53 条(1)-別紙 6-1[360]

53 条(1)-別紙 6-2[361]

第 2.1 図 炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順（1/3）

53 条(1)-別紙 6-3[362]

第 2.1 図 炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順（2/3）

53 条(1)-別紙 6-4[363]

第 2.1 図 炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順（3/3）

53 条(1)-別紙 6-5[364]

第 2.2 図 格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順（1/3）

53 条(1)-別紙 6-6[365]

第 2.2 図 格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順（2/3）

53 条(1)-別紙 6-7[366]

第 2.2 図 格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順（3/3）

2.1 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に係る資機材
ULOF は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で１次主冷却系の流量が喪失した後、原子炉の停止に失敗することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある事象である。
ULOF に対する炉心損傷防止措置は、代替原子炉トリップ信号、後備炉停止系用論理回路及び後
備炉停止制御棒による原子炉の停止であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
設計基準事故に対処するための原子炉停止機能は高い信頼性を有する設計とし、【別添 6-3：原
子炉停止機能の信頼性について】、かつ、上記の炉心損傷防止措置に係る資機材は、機械的要因等
により設計基準事故に対処するための設備と同時に機能を喪失することがない設計とする。【別添6-4：後備炉停止系の設計について】
ａ．１次主循環ポンプ及び駆動電動機に適切な慣性を持たせ、この慣性と１次冷却材の流体慣性により、主電動機停止の際の１次冷却材流量の減少率を小さくする（ポンプ回転数の慣性降下時の時定数は約 10 秒）。
ｂ．「１次主循環ポンプトリップ」を代替原子炉トリップ信号として整備することにより、「１次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した
場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｅ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をス
クラム又は停止できるものとする。当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方法、手動操作による制御棒駆動機
構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、制御棒駆動
機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制
御棒を挿入する方法がある。また、1 次主冷却系の流量を増大すると、炉心損傷を回避できる可能性があるため、運転員は手動で１次主冷却系の流量を増大できるものとする。【別添 6-5：冷却材の沸騰回避対策について】なお、本措置は上記のｂ．
～ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
ULOF に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系による原子炉容器内での損傷炉心物質の冷却・閉じ込め、回転プラグを含む原子炉容器構造による格納容器内へのナトリウムの噴出の防止、格納容器構造によるナトリウム燃焼の影響緩和であり、以下の措置により格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨
界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出53 条(1)-別紙 6-8[367]

したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．燃料が破損したと推定される場合は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留する。【別添 6-6：１次アルゴン
ガス系の隔離弁の閉止の効果及び位置付けについて】
ｄ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。
ULOF の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.1.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.1.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.1.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-9[368]

第 2.1.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉の
停止機能

原子炉停止後の
除熱機能

原子炉の
停止機能

資機材

関連設備
【】内：電源供給元＊1

系統又は機器機器

代替原子炉トリップ
信号（「１次主循環ポ
ンプトリップ」）

検出器、計測装置－

後備炉停止系用論理回路

論理回路

非常用電源設備【②】後備炉停止制御棒

後備炉停止制御
棒駆動系１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管－

核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統

原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット制
御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

手動スクラム手動スクラムボタン－

制御棒、後備炉停止制
御棒

保持電磁石励磁スイッチ－

制御棒、後備炉停止制
御棒（駆動機構による挿入）制御棒駆動機構
操作スイッチ

非常用電源設備【②】関連手順
後備炉停止系による原子炉自動停止手順（3.2.1 節参照）

原子炉手動停止手順（3.2.2 節参照）

制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管
核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-10[369]

第 2.1.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉容器内での損傷炉心物質の冷却機能

資機材
系統又は機器
原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統関連設備【】内：電源供給元＊1

機器
原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット
動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット
制御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

格納容器（床上）へのナトリウムの噴出防止機能

原子炉カバーガス等のバウンダリ回転プラグ－

格納容器外への放射性物質の移行量の低減機能

原子炉カバーガス等のバウンダリ

１次アルゴンガ
ス系隔離弁（排気側）

非常用電源設備【①/③】

原子炉格納施設

格納容器、格納容器バウンダリに属する配管・弁

非常用電源設備【①/②/③】
圧縮空気供給設備

手動アイソレー
ションボタン－

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

プロセス計装関連手順
損傷炉心物質の原子
炉容器内冷却手順（3.2.3 節参照）

格納容器自動アイソ
レーション手順（3.2.4 節参照）
格納容器手動アイソ
レーション手順（3.2.5 節参照）
１次アルゴンガス系の排気側の隔離手順（3.2.6 節参照）

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-11[370]

53 条(1)-別紙 6-12

[371]

：判断

：動作、確認：プラント状態

原子炉停止機能喪失（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）（No）

原子炉スクラム確認 （Yes）（原子炉保護系（スクラム）動作）

（No）

次ページ
（★）へ

（No）

原子炉手動停止

自主対策●

原子炉冷却確認＊1（Yes）

原子炉冷却確認＊4

原子炉停止

判断基準：原子炉トリップ信号又は代替原子炉トリップ信号の警報が発報しているにもかかわらず制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入されておらず、原子炉
原子炉自動停止
出力が低下していない場合、原子炉自動停止失敗
失敗と判断と判断する。

（No）

原子炉自動停止

炉心損傷防止措置の有効性評価の範囲【炉心損傷防止措置】

原子炉冷却確認＊1

原子炉自動停止

自主対策に係る手順
・ 原子炉手動停止手順

自主対策に係る資機材・ 手動スクラムボタン
・ 制御棒、後備炉停止制御棒保持電磁石励磁
スイッチ等
・ 制御棒、後備炉停止制御棒駆動機構及び操作スイッチ【炉心損傷防止に係る自主対策】

資機材
・ 代替原子炉トリップ信号（「１次主循環ポンプトリップ」）
・ 後備炉停止系用論理回路
・ 後備炉停止制御棒
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順【炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順】

関連する手順・ 原子炉自動停止手順

設計基準事故対処設備
・ 原子炉トリップ信号（「電源喪失」）
・ 安全保護回路
・ 制御棒
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）【設計基準事故対処設備及び手順】

第 2.1.1 図 ULOF の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）＊1：炉心（健全）/１次主冷却系（強制循環：低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）＊2：代替原子炉トリップ信号により原子炉保護系（スクラム）が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊3：原子炉トリップ信号により後備炉停止系用論理回路が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊4：炉心（健全又は損傷）/１次主冷却系（強制循環：低流量）/２次主冷却系（強制循環/自然循環）/主冷却機（強制通風/自然通風）

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置（Yes）

代替原子炉トリップ信 （Yes） 後備炉停止系スクラム （Yes）
確認（後備炉停止系用号発信「１次主循環ポ
論理回路動作＊3）
ンプトリップ」＊2

原子炉停止機能喪失（原子炉トリップ信号
発信失敗）●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の事象進展

設計基準事故対処設備を用いた事象進展（No）

原子炉トリップ信号発信「電源喪失」

外部電源喪失53 条(1)-別紙 6-13

[372]

：判断

：動作、確認：プラント状態●：運転員等による操作が必要な措置

凡例●
格納容器アイソレーション（手動）格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

格納容器アイソレー （Yes） 格納容器破損防止（格納容器バウンダション（自動） 確
リ温度・圧力等上昇
認＊2
抑制）
（No）

自主対策に係る手順
・ １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順
・ 格納容器手動アイソレーション手順【格納容器破損防止に係る自主対策】

資機材
・ 回転プラグを含む原子炉容器構造
・ 格納容器構造（隔離弁の一部を含む。）
関連する手順・ 格納容器自動アイソレーション手順【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及
び手順】

資機材
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順】

第 2.1.1 図 ULOF の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）＊1：炉心（著しい損傷）/１次主冷却系（強制循環：低流量）/ ２次主冷却系（強制循環/自然循環）/主冷却機（強制通風/自然通風）＊2：炉心の著しい損傷、格納容器（床上）へのナトリウム噴出等により、格納容器内の圧力、温度又は床上線量率が異常に上昇した場合

青色ハッチング：自主対策

格納容器破損防止（原子炉冷却材バウン
ダリ温度上昇抑制）

原子炉容器内
冷却確認＊1【格納容器破損防止措置】

格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

判断基準：原子炉の自動停止失敗に加え、原子炉の手動停止（自主対策）による原子炉出力の低下にも失敗した場合、炉心の著しい損傷に至ると判断する。

格納容器（床上）へのナトリウム
噴出等による原子炉冷却材バウン
ダリ外への放射性物質の漏えい

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置

自主対策●
放射性物質放出経路の手動閉止

原子炉自動停止
失敗と判断★

2.2 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に係る資機材
UTOP は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で過出力となった後、原子炉の停止に失敗することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある事象である。
UTOP に対する炉心損傷防止措置は、制御棒連続引抜き阻止インターロック（異常事象が制御棒の誤引抜きである場合）、代替原子炉トリップ信号、後備炉停止系用論理回路及び後備炉停止制御棒による原子炉の停止であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．制御棒連続引抜き阻止インターロック（異常事象が制御棒の誤引抜きである場合）及
び代替原子炉トリップ信号を整備することにより、原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。【別添 6-7：制御棒連続引抜き阻止インターロックの設計について】
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
UTOP に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系による原子炉容器内での損傷炉心物質の冷却・閉じ込め、回転プラグを含む原子炉容器構造による格納容器内へのナトリウムの噴出の防止、格納容器構造によるナトリウム燃焼の影響緩和であり、以下の措置により格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）
による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨
界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。
UTOP の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.2.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.2.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.2.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-14[373]

第 2.2.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉の
停止機能

原子炉停止後の
除熱機能

原子炉の
停止機能

資機材

関連設備
【】内：電源供給元＊1

系統又は機器機器

代替原子炉トリップ
信号（「原子炉出口冷却材温度高」）

検出器、計測装置

非常用電源設備【②】制御棒連続引抜き阻
止インターロック

タイマリレー

非常用電源設備【②】後備炉停止系用論理回路

論理回路

非常用電源設備【②】後備炉停止制御棒

後備炉停止制御
棒駆動系１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管－

核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統

原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット制
御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

手動スクラム手動スクラムボタン－

制御棒、後備炉停止制
御棒

保持電磁石励磁スイッチ－

制御棒、後備炉停止制
御棒（駆動機構による挿入）制御棒駆動機構
操作スイッチ

非常用電源設備【②】関連手順
後備炉停止系による原子炉自動停止手順（3.2.1 節参照）

原子炉手動停止手順（3.2.2 節参照）

制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管
核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-15[374]

第 2.2.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉容器内での損傷炉心物質の冷却機能

資機材
系統又は機器
原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統関連設備【】内：電源供給元＊1

機器
原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット
動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット
制御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

格納容器（床上）へのナトリウムの噴出防止機能

原子炉カバーガス等のバウンダリ回転プラグ－

格納容器外への放射性物質の移行量の低減機能

原子炉カバーガス等のバウンダリ

１次アルゴンガ
ス系隔離弁（排気側）

非常用電源設備【①/③】

原子炉格納施設

格納容器、格納容器バウンダリに属する配管・弁

非常用電源設備【①/②/③】
圧縮空気供給設備

手動アイソレー
ションボタン－

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

プロセス計装関連手順
損傷炉心物質の原子
炉容器内冷却手順（3.2.3 節参照）

格納容器自動アイソ
レーション手順（3.2.4 節参照）
格納容器手動アイソ
レーション手順（3.2.5 節参照）
１次アルゴンガス系の排気側の隔離手順（3.2.6 節参照）

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-16[375]

53 条(1)-別紙 6-17[376]

原子炉停止機能喪失（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）

（No）

：判断

：動作、確認：プラント状態

（No）

次ページ
（★）へ

（No）

原子炉手動停止

自主対策●

原子炉冷却確認＊1（Yes）

原子炉冷却確認＊4

原子炉停止

判断基準：原子炉トリップ信号又は代替原子炉トリップ信号の警報が発報しているにもかかわらず制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入されておらず、原子炉
原子炉自動停止
出力が低下していない場合、原子炉自動停止失敗
失敗と判断と判断する。

（No）

原子炉自動停止

自主対策に係る手順
・ 原子炉手動停止手順

自主対策に係る資機材・ 手動スクラムボタン
・ 制御棒、後備炉停止制御棒保持電磁石励磁
スイッチ等
・ 制御棒、後備炉停止制御棒駆動機構及び操作スイッチ【炉心損傷防止に係る自主対策】

資機材
・ 代替原子炉トリップ信号（「原子炉出口冷却材温度高」）
・ 後備炉停止系用論理回路
・ 後備炉停止制御棒
・ 制御棒連続引抜き阻止インターロック
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順【炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順】

関連する手順・ 原子炉自動停止手順

設計基準事故対処設備
・ 原子炉トリップ信号（「中性子束高（出力領域」）
・ 安全保護回路
・ 制御棒
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）【設計基準事故対処設備及び手順】

第 2.2.1 図 UTOP の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）＊1：炉心（健全）/１次主冷却系（強制循環：低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）＊2：代替原子炉トリップ信号により原子炉保護系（スクラム）が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊3：原子炉トリップ信号により後備炉停止系用論理回路が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊4：炉心（健全又は損傷）/１次主冷却系（強制循環：定格流量/低流量）/２次主冷却系（強制循環/自然循環）/主冷却機（強制通風/自然通風）

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置（No）【炉心損傷防止措置】

炉心損傷防止措置の有効性評価の範囲

原子炉冷却確認＊1

原子炉自動停止

制御棒連続引抜き （Yes） 代替原子炉トリップ信 （Yes） 後備炉停止系スクラム （Yes）
阻止インターロック
確認（後備炉停止系用号発信「原子炉出口冷動作
論理回路動作＊3）
却材温度高」＊2

原子炉停止機能喪失（原子炉トリップ信号
発信失敗）●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の事象進展

設計基準事故対処設備を用いた事象進展（No）

原子炉トリップ信号発信 （Yes） 原子炉スクラム確認 （Yes）「中性子束高（出力領（原子炉保護系（スク域）」
ラム）動作）

制御棒の異常な引抜き53 条(1)-別紙 6-18

[377]

：判断

：動作、確認：プラント状態●：運転員等による操作が必要な措置

凡例●
格納容器アイソレーション（手動）格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

格納容器アイソレー （Yes） 格納容器破損防止（格納容器バウンダション（自動） 確
リ温度・圧力等上昇
認＊2
抑制）
（No）

第 2.2.1 図 UTOP の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）

自主対策に係る手順
・ １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順
・ 格納容器手動アイソレーション手順【格納容器破損防止に係る自主対策】

資機材
・ 回転プラグを含む原子炉容器構造
・ 格納容器構造（隔離弁の一部を含む。）
関連する手順・ 格納容器自動アイソレーション手順【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及
び手順】

資機材
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順】＊1：炉心（著しい損傷）/１次主冷却系（強制循環：定格流量/低流量）/２次主冷却系（強制循環/自然循環）/主冷却機（強制通風/自然通風）＊2：炉心の著しい損傷、格納容器（床上）へのナトリウム噴出等により、格納容器内の圧力、温度又は床上線量率が異常に上昇した場合

青色ハッチング：自主対策

格納容器破損防止（原子炉冷却材バウン
ダリ温度上昇抑制）

原子炉容器内
冷却確認＊1【格納容器破損防止措置】

格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

判断基準：原子炉の自動停止失敗に加え、原子炉の手動停止（自主対策）による原子炉出力の低下にも失敗した場合、炉心の著しい損傷に至ると判断する。

格納容器（床上）へのナトリウム
噴出等による原子炉冷却材バウン
ダリ外への放射性物質の漏えい

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置

自主対策●
放射性物質放出経路の手動閉止

原子炉自動停止
失敗と判断★

2.3 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に係る資機材
ULOHS は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で除熱源が喪失した後、原子炉の停止に失敗することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある事象である。
ULOHS に対する炉心損傷防止措置は、代替原子炉トリップ信号、後備炉停止系用論理回路及び後
備炉停止制御棒による原子炉の停止であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．代替原子炉トリップ信号を整備することにより、原子炉トリップ信号の発信に失敗した
場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ULOHS に対する格納容器破損防止措置は、負の反応度係数などの固有の物理メカニズムによる原子炉の出力低減、主冷却系による原子炉容器内冷却であり、以下の措置により格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における強制循
環（１次主循環ポンプの主電動機を使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．負の反応度係数などの固有の物理メカニズムによる原子炉の出力の低減を可能とする。
ｃ．以上に加えて、制御棒駆動機構の軸の直接回転により制御棒を炉心に挿入し、出力を低下させる措置を整備する。なお、本措置は、上記のａ．～ｂ．の措置による格納容器破損防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。また、炉心損傷防止措置における原子炉手動停止操作によっても、制御棒が挿入できなかった場合において、原子炉が高温で安定静定している場合に実施する。
【別添 6-8：制御棒駆動機構の軸の回転操作の資機材及び手順並びに実現性について】
ULOHS の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.3.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.3.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.3.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-19[378]

第 2.3.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉の
停止機能

原子炉停止後の
除熱機能

原子炉の
停止機能

資機材

関連設備
【】内：電源供給元＊1

系統又は機器機器

代替原子炉トリップ
信号（「原子炉出口冷却材温度高」）

検出器、計測装置

非常用電源設備【②】後備炉停止系用論理回路

論理回路

非常用電源設備【②】後備炉停止制御棒

後備炉停止制御
棒駆動系１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管－

核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統

原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット
動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット
制御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

手動スクラム手動スクラムボタン－

制御棒、後備炉停止制
御棒

保持電磁石励磁スイッチ－

制御棒、後備炉停止制
御棒（駆動機構による挿入）制御棒駆動機構
操作スイッチ

非常用電源設備【②】核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

関連手順
後備炉停止系による原子炉自動停止手順（3.2.1 節参照）

原子炉手動停止手順（3.2.2 節参照）

制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管
非常用電源設備【②/③】＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-20[379]

第 2.3.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材
要求機能
原子炉の
高温静定状態
への移行

原子炉の
停止機能

資機材
系統又は機器
原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）の系
統関連設備【】内：電源供給元＊1

機器
原子炉冷却材バ －ウンダリの一部（１次主冷却系
及び原子炉容器）
１次主循環ポン
プポニーモータ

ポニーモータ動力電源【③】ポニーモータ制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット
動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット
制御電源【②】

冷却材バウンダ
リ－

主冷却機

インレットベーン・ダンパ駆動
用圧縮空気供給設備＊2
インレットベーン・ダンパ制御
電源【②】１次主循環ポンプ

１次主循環ポン
プ主電動機

主電動機動力電源【常用電源】
主電動機制御電源【②/③】
オイルプレッシャーユニット
動力電源【②】
オイルプレッシャーユニット
制御電源【②】

核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

制御棒駆動機構の軸の直接回転に必要な治具

チェーンブロック等－

核計装、プロセス計装

検出器、計測装置

非常用電源設備【②/③】

関連手順
原子炉停止失敗時手順（除熱源喪失時）（3.4.1 節参照）

制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入手順（3.4.2 節参照）

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

53 条(1)-別紙 6-21[380]

53 条(1)-別紙 6-22

[381]

：判断

：動作、確認：プラント状態

原子炉停止機能喪失（原子炉保護系（スクラム）動作失敗）（No）

原子炉スクラム確認 （Yes）（原子炉保護系（スクラム）動作）

（No）

次ページ
（★）へ

（No）

原子炉手動停止

自主対策●

原子炉冷却確認＊1（Yes）

原子炉冷却確認＊4

原子炉低温停止

判断基準：原子炉トリップ信号又は代替原子炉トリップ信号の警報が発報しているにもかかわらず制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入されておらず、原子炉
原子炉自動停止
出力が低下していない場合、原子炉自動停止失敗
失敗と判断と判断する。

（No）

原子炉自動停止

炉心損傷防止措置の有効性評価の範囲【炉心損傷防止措置】

原子炉冷却確認＊1

原子炉自動停止

自主対策に係る手順
・ 原子炉手動停止手順

自主対策に係る資機材・ 手動スクラムボタン
・ 制御棒、後備炉停止制御棒保持電磁石励磁
スイッチ等
・ 制御棒、後備炉停止制御棒駆動機構及び操作スイッチ【炉心損傷防止に係る自主対策】

資機材
・ 代替原子炉トリップ信号（「原子炉出口冷却材温度高」）
・ 後備炉停止系用論理回路
・ 後備炉停止制御棒
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順【炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順】

関連する手順・ 原子炉自動停止手順

設計基準事故対処設備
・ 原子炉トリップ信号（「２次冷却材流量低」）・ 安全保護回路
・ 制御棒
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）【設計基準事故対処設備及び手順】

第 2.3.1 図 ULOHS の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）＊1：炉心（健全）/１次主冷却系（強制循環：低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）＊2：代替原子炉トリップ信号により原子炉保護系（スクラム）が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊3：原子炉トリップ信号により後備炉停止系用論理回路が動作し、原子炉が自動停止する場合がある。
＊4：炉心（健全）/１次主冷却系（強制循環：定格流量/低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置（Yes）

代替原子炉トリップ信 （Yes） 後備炉停止系スクラム （Yes）
確認（後備炉停止系用号発信「原子炉出口冷論理回路動作＊3）
却材温度高」＊2

原子炉停止機能喪失（原子炉トリップ信号
発信失敗）●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の事象進展

設計基準事故対処設備を用いた事象進展（No）

原子炉トリップ信号発信「２次冷却材流量低」２次冷却材流量減少

53 条(1)-別紙 6-23

[382]

：判断

：動作、確認：プラント状態

直接回転による制御棒
挿入●制御棒駆動機構の軸の自主対策

原子炉冷却確認＊1

原子炉低温停止【格納容器破損防止措置】

自主対策に係る手順
・ 制御棒駆動機構の軸の直接回転手順

自主対策に係る資機材
・ 制御棒駆動機構の軸の直接回転に必要な治具【格納容器破損防止に係る自主対策】

資機材
・ １次主冷却系（強制循環：主電動機/ポニーモータ）
・ ２次主冷却系（自然循環）
・ 主冷却機（自然通風）
関連する手順・ 原子炉自動停止失敗時手順（除熱源喪失時）【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順】

第 2.3.1 図 ULOHS の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）＊1：炉心（健全）/１次主冷却系（強制循環：定格流量/低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

原子炉容器内
冷却確認＊1
格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

炉心及び冷却系の物理特性により
炉心損傷防止★

2.4 局所的燃料破損（LF）に係る資機材
LF は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で燃料集合体内の冷却材流路が閉塞する等により、炉心の局所的な昇温が生じることによって、燃料破損が発生し、その破損が全炉心規模に拡大して炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
LF に対する炉心損傷防止措置は、燃料破損検出系による検出、運転員による原子炉の手動停止であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．燃料集合体のエントランスノズルには、炉心支持板の構造と相まって冷却材流量を調節するためのオリフィス孔を複数個設け、１次冷却材の流路が同時に閉塞されないものとする。
ｂ．燃料要素は、隣接する燃料要素間の間隙を保持するためのスパイラルワイヤを巻いた状
態で、燃料集合体内に支持するものとし、１次冷却材の流路が同時に閉塞されないものとする。
ｃ．流路閉塞が生じ、燃料要素が破損した場合に、異常を早期に検出するため、中央制御室に警報を発する燃料破損検出系（遅発中性子法燃料破損検出設備）を整備する。
ｄ．燃料破損検出系の警報により、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。
e. 流路閉塞が生じ、燃料要素が破損した場合に、異常を早期に検出するため、中央制
御室に警報を発する燃料破損検出系（カバーガス法燃料破損検出設備）を整備する。
なお、本措置は上記 c．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
f. 原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉を停止できるものとする。当該操作手順には、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁
断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒
駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。
なお、本措置は上記ｄ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
LF に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系による原子炉容器内での損傷炉心物質の冷却・閉じ込め、回転プラグを含む原子炉容器構造による格納容器内へのナトリウムの噴出の防止、格納容器構造によるナトリウム燃焼の緩和であり、以下の措置により格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制するため、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の自然循環及び主冷却機の自然通風による原子炉容器内冷却を可能とする。
ｂ．回転プラグ及びその固定ボルトを含む原子炉容器構造及び格納容器構造により、即発臨
界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内に噴出したナトリウムの影響を緩和する。
ｃ．格納容器（床上）へナトリウムが噴出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、53 条(1)-別紙 6-24[383]

格納容器から放出される放射性物質を低減する。
LF の炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.4.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.4.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.4.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-25[384]

53 条(1)-別紙 6-26

[385]

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象

第 2.4.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-27

[386]

第 2.4.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-28

[387]

第 2.4.1 図 LF の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）

53 条(1)-別紙 6-29

[388]

第 2.4.1 図 LF の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）

2.5 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に係る資機材
LORL に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置は、異常事象の発生箇所（原子炉冷却材バウンダリの破損箇所）により異なるため、以下の事象進展ごとに示す。
・安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
・安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
・１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
2.5.1 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事
故（LORL（ⅰ））は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ機能を有する１次主冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム液面低」により自動停止
した後、リークジャケット又は配管（外側）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいし液位が喪失した後、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
LORL（ⅰ）に対する炉心損傷防止措置は、安全容器による漏えいした冷却材の保持、炉心冷却に必要な原子炉容器液位の確保及び補助冷却設備による原子炉停止後の崩壊熱の除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．安全容器内の空間容積を制限することにより、二重壁外へ１次冷却材が漏えいした場
合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次補助冷却系の循環に支障を来すことなく炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。
ｂ．原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下した場
合でも、原子炉停止後の崩壊熱除去を可能とするため、補助冷却設備を整備する。
【別添
6-9：１次補助冷却系出口配管からの吸い込みに必要な液位と LORL 時の液位の関係について】補助冷却設備は、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行に備
え、原子炉容器のナトリウム液位が通常ナトリウム液位-320mm まで低下した時点で自動起動する設計であるため、配管（外側）からの１次冷却材漏えいの判断に先行して、設計基準事故対処設備（主冷却系）による崩壊熱除去中に起動する。なお、補助冷却設備の運転が、設計基準事故対処設備（主冷却系）による崩壊熱除去を阻害することはない（炉心損傷防止措置の有効性評価参照）。
LORL（ⅰ）に対する格納容器破損防止措置は、安全容器による流出した冷却材や損傷炉心物質の保持、コンクリート遮へい体冷却系による損傷炉心物質等の冷却、炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに冷却材の蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になることを想定し、１次アルゴンガス系に安全板を設置し、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧の防止、断熱材及びヒートシンク材により、安全板から流出するナトリウムによる熱的影響の緩和であり、以下の措置により、格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を保持するため、安全容器を整備する。
ｂ．安全容器と生体遮へい体のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損
傷炉心物質等を冷却するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
【別添 6-10：
BDBA の措置におけるコンクリート遮へい体冷却系の位置付けについて】ｃ．原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（153 条(1)-別紙 6-30
[389]

次・2 次境界）が過圧されることを防止するため、１次アルゴンガス系に安全板を整備する。
【別添 6-11：安全板の動作の信頼性、ヒートシンク材の材料及び設置場所について】ｄ．安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和するため、格納容器（床下）の床面に断熱材及びヒートシンク材を整備する。また、流出したナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。
【別添 6-12：漏えいナトリウムの影響の拡大を抑制するための区画化等の対策について】
ｅ．ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した
場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。
LORL（ⅰ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.5.1.1 図に、
炉心損傷防止措置の資機材を第 2.5.1.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.5.1.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-31[390]

53 条(1)-別紙 6-32

[391]

第 2.5.1.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策

53 条(1)-別紙 6-33

[392]

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」

第 2.5.1.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策

53 条(1)-別紙 6-34

[393]

：判断

：動作、確認：プラント状態

安全容器により冷却材の漏えい量を抑制
し、冷却に必要な液位を確保

１次冷却材漏えい（安全
容器内１次主冷却系内管及び外管破損の重畳）

安全容器内１次主冷却系配管（外管）破損に伴う冷却材液位低下

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（No）

●
補助冷却設備運転（手動起動）（No）【炉心損傷防止措置】

自主対策

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止に係る自主対策】
・補助冷却設備手動起動手順

資機材
・ 安全容器・ 補助冷却設備
関連する手順・ 安全容器内１次主冷却系内外管破損時の補助冷却設備による崩壊熱除去手順【炉心損傷防止措置に係る主な資機材及び手順】

設計基準事故対処設備
・ 原子炉の緊急停止及び未臨界維持機能（ＭＳ－１）
・ １次冷却材漏えい量の低減機能（ＭＳ－１）
・ 原子炉停止後の除熱機能（ＭＳ－１）
関連する手順・ １次冷却材漏えい時手順【設計基準事故対処設備及び手順】

第 2.5.1.1 図 LORL（ⅰ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）

（Yes）

（Yes）

炉心損傷防止措置の有効性評価の範囲

補助冷却設備運転（自動起動）

原子炉冷却確認＊1

原子炉自動停止＊1：１次主冷却系（強制循環：低流量）/２次主冷却系（自然循環）/主冷却機（自然通風）

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故時の事象進展

設計基準事故対処設備を用いた事象進展

原子炉スクラム確認（「炉内ナトリウム
液面低」）１次冷却材漏えい（安全容器内１次主冷却系配管（内管）破損）

53 条(1)-別紙 6-35

[394]

：判断

：動作、確認：プラント状態●
格納容器アイソレーション（手動）

（No）

自主対策

格納容器破損防止（保持した損傷炉心
物質を冷却）

自主対策に係る手順
・ 格納容器手動アイソレーション手順【格納容器破損防止に係る自主対策】

関連する手順・ 格納容器アイソレーション手順

資機材
・ １次アルゴンガス系の安全板
・ 断熱材及びヒートシンク材
・ 格納容器構造（隔離弁の一部を含む。）【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順】

資機材
・ 安全容器・ コンクリート遮へい体冷却系
関連する手順・ コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面
冷却手順【格納容器破損防止措置に係る主な資機材及び手順】

第 2.5.1.1 図 LORL（ⅰ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）※1

安全容器により損傷炉心物質等を保持し、コンクリート遮へい体冷却系により冷却
格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲

原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷
炉心物質が流出と判断【格納容器破損防止措置】＊1：ナトリウムによる熱的影響を緩和するため断熱材及びヒートシンク材を整備＊2：原子炉運転中は、格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持＊3：格納容器（床下）へのナトリウム蒸気の放出等により、格納容器内の圧力、温度又は床上放射能レベルが異常に上昇した場合

青色ハッチング：自主対策

黄色ハッチング：有効性評価の対象の措置●：運転員等による操作が必要な措置

凡例

格納容器破損防止（主中間熱交換器の原子炉冷却材バウン
ダリ（1次・2次境界）圧力上昇抑制）※1

格納容器破損防止
格納容器アイソレー （Yes）（格納容器バウンダリ温ション（自動） 確
度・圧力等上昇抑制）
認＊3

格納容器破損防止措置の有効性評価の範囲
１次アルゴンガス系
安全板よりナトリウム
蒸気を格納容器（床下）に放出＊1、＊2

冷却材の昇温及び蒸発により原子炉冷却材バウン
ダリが高圧に至ると判断

冷却材の昇温及び蒸発により原子炉冷却材バウン
ダリが過温・過圧★

2.5.2 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故（LORL（ⅱ））は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ機能を有する１次主冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム液面低」により自動停止した後、配管（外側）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいし液位が喪失した後、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
LORL（ⅱ）に対する炉心損傷防止措置は、主冷却系サイフォンブレークによる冷却材の漏えい量の抑制及び炉心冷却に必要な原子炉容器液位の確保並びに補助冷却設備による原子炉停止後の崩壊熱の除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．主冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入し、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制することにより、二重壁外へ１次冷却材が漏えいした場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次補助冷却系の循環に支障を来すことな
く炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。
【別添 6-13：1 次主冷却系サイ
フォンブレーク及び１次補助冷却系サイフォンブレークの成立性について】
ｂ．原子炉容器等の冷却材液位が１次主冷却系の循環に支障を来すレベルまで低下した場
合でも、原子炉停止後の崩壊熱除去を可能とするため、補助冷却設備を整備する。補助
冷却設備は、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行に備え、原子炉
容器のナトリウム液位が通常ナトリウム液位-320mm まで低下した時点で自動起動する設計であるため、配管（外側）からの１次冷却材漏えいの判断に先行して、設計基準事
故対処設備（主冷却系）による崩壊熱除去中に起動する。なお、補助冷却設備の運転が、設計基準事故対処設備（主冷却系）による崩壊熱除去を阻害することはない（炉心損傷防止措置の有効性評価参照）。
LORL（ⅱ）に対する格納容器破損防止措置は、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器の外面冷却による原子炉停止後の崩壊熱除去、格納容器構造による格納容器（床下）に漏えいした冷却材の熱的影響の緩和であり、以下の措置により、格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉容器とリークジャケットのギャップに窒素ガスを通気し、原子炉停止後の崩壊熱を除去するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。【別添 6-14：原子炉容器外面冷却とナトリウム漏えい箇所との関係について】、【別添 6-15：原子炉容器外面冷却に係る窒素ガス流路の切り替え及び冷却水の増大等の手順等について】
ｂ．原子炉冷却材バウンダリから漏えいしたナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。なお、１次主冷却系の配管・機器の破損による格納容器内の圧力、温度の異常な上昇を検出した場合には、手動操作によって、１次主冷却系配管に残存するナトリウムをダンプタンクにドレンすることを可能とする。
ｃ．原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場合の燃焼反応を防止する。
ｄ．ナトリウムが漏えいし、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」
により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出
53 条(1)-別紙 6-36[395]

される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
LORL（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.5.2.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.5.2.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.5.2.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-37[396]

53 条(1)-別紙 6-38

[397]

第 2.5.2.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-39

[398]

＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」

第 2.5.2.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-40

[399]

第 2.5.2.1 図 LORL（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）

53 条(1)-別紙 6-41

[400]

第 2.5.2.1 図 LORL（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）

2.5.3 １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故（LORL（ⅲ））は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で原子炉冷却材バウンダリ
機能を有する１次補助冷却系の配管（内側）が破損し、原子炉が「炉内ナトリウム液面低」により自動停止した後、１次補助冷却系の配管（外側）が破損し、１次冷却材が二重壁外に漏えいし液位が喪失した後、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
LORL（ⅲ）に対する炉心損傷防止措置は、１次補助冷却系サイフォンブレークによる冷却材の漏えい量の抑制、炉心冷却に必要な原子炉容器液位の確保及び主冷却系（2 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．１次補助冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入し、サイフォン現象による原子炉容器等の冷却材液位の低下を抑制することにより、二重壁外へ１次冷却材が漏えいした場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次主冷却系の循環に支障を来すことなく炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持する。【別添 6-16：１次補助冷
却系サイフォンブレーク止弁の誤開の防止対策及び誤開の影響について】以上に加えて、原子炉の１次補助冷却系サイフォンブレーク失敗を検知した場合には、運転員は手動で１次補助冷却系の原子炉容器出入口止弁を閉止し、１次冷却材の漏えいを防止できるものとする。なお、本措置は上記の１次補助冷却系サイフォンブレークの措
置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
ｂ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｃ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物
理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
LORL（ⅲ）に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系（1 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱除去、格納容器構造による格納容器（床下）に漏えいした冷却材の熱的影響の緩和であり、
1 ループの１次主冷却系及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止するとともに、格納容器構造により熱的影響を緩和する。
LORL（ⅲ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.5.3.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.5.3.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.5.3.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-42[401]

53 条(1)-別紙 6-43

[402]

＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」

第 2.5.3.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-44

[403]

＊2：アキュムレータタンクより下流側が対象＊1：「① 非常用ディーゼル電源系」、「② 交流無停電電源系」、「③ 直流無停電電源系」

第 2.5.3.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-45

[404]

第 2.5.3.1 図 LORL（ⅲ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（1/2）

53 条(1)-別紙 6-46[405]

第 2.5.3.1 図 LORL（ⅲ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要（2/2）

2.6

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）に係る資機材
PLOHS に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置は、異常事象により異なるため、以下の事象進展ごとに示す。
・外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
・２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
2.6.1 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故（PLOHS（ⅰ））は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因で外部電源が喪失し、原子炉が「電源喪失」により自動停止した後、原子炉停止後の１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）による強制循環冷却に失敗するとともに補助冷却設備の運転による強制循環冷却に失敗し、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
PLOHS（ⅰ）に対する炉心損傷防止措置は、主冷却系（2 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱の除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
【別添 6-17：「常陽」における自然循環試験の実績について】
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物
理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
PLOHS（ⅰ）に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系（1 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱除去であり、1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、1 ループの１次主冷却系及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止する。
PLOHS（ⅰ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.6.1.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.6.1.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.6.1.2 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-47[406]

53 条(1)-別紙 6-48

[407]

第 2.6.1.1 表 炉心損傷防止措置の資機材(1/2) 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-49

[408]

第 2.6.1.1 表 炉心損傷防止措置の資機材(2/2) 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-50

[409]

第 2.6.1.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-51

[410]

第 2.6.1.1 図 PLOHS（ⅰ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要

2.6.2 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故（PLOHS（ⅱ））は、原子炉の出力運転中に、２次冷却材の漏えいが生じ、原子炉が「原子炉入口冷却材温度高」により自動停止した後、１次主冷却系の低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）による強制循環冷却に失敗するとともに補助冷却設備の運転による強制循環冷却に失敗し、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
PLOHS（ⅱ）に対する炉心損傷防止措置は、主冷却系（1 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱の除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物
理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、1 ループの主冷却機の自然通
風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
PLOHS（ⅱ）に対する格納容器破損防止措置は、安全容器による流出した冷却材や損傷炉心物
質の保持、コンクリート遮へい体冷却系による損傷炉心物質等の冷却、炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに冷却材の蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になることを想定し、１次アルゴンガス系に安全板を設置し、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）の過圧の防止、断熱材及びヒートシンク材による安全板から流出するナトリウムによる熱的影響の緩和であり、以下の措置により、格納容器の破損を防止する。
ａ．原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を保持するため、安全容器を整備する。
ｂ．安全容器と生体遮へい体のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷
炉心物質等を冷却するため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
ｃ．原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2 次境界）が過圧されることを防止するため、１次アルゴンガス系に安全板を整備する。
ｄ．安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和するため、格納容器（床下）の床面に断熱材及びヒートシンク材を整備する。また、流出したナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止するため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。
ｅ．ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した
場合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。
PLOHS（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.6.2.1 図に、炉心損傷防止措置の資機材を第 2.6.2.1 表、格納容器破損防止措置の資機材を第 2.6.2.2 表に示す。
53 条(1)-別紙 6-52[411]

53 条(1)-別紙 6-53

[412]

第 2.6.2.1 表 炉心損傷防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-54

[413]

第 2.6.2.2 表 格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-55

[414]

第 2.6.2.1 図 PLOHS（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要(1/2)

53 条(1)-別紙 6-56

[415]

第 2.6.2.1 図 PLOHS（ⅱ）の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要(2/2)

2.7 全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO）に係る資機材
SBO は、原子炉の出力運転中に何らかの原因で外部電源が喪失し、原子炉が「電源喪失」により自動停止した後、非常用ディーゼル電源系のディーゼル発電機（2 基）の自動起動に失敗、強制循
環冷却に失敗し、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
SBO に対する炉心損傷防止措置は、主冷却系（2 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱の除去であり、以下の措置により炉心の著しい損傷を防止する。
ａ．１次主冷却系の主中間熱交換器は、炉心と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物理的特性による受動的な自然循環を可能とする。
ｂ．２次主冷却系の主冷却機は、主中間熱交換器と高低差を付けて設置し、ナトリウムの物
理的特性による受動的な自然循環を可能とするとともに、主冷却機の自然通風による崩壊熱除去を可能とする。また、主冷却機の自然通風量は手動でも制御可能とする。
ｃ．全交流動力電源喪失の長期化による直流及び交流無停電電源系の喪失を想定し、事故対策上必要な操作は手動で対応できるものとするとともに、仮設計器により、監視を実施できるものとする。
【別添 6-18：SBO 時の崩壊熱除去に係る過冷却の防止及び訓練実績について】
SBO に対する格納容器破損防止措置は、主冷却系（1 ループ）による原子炉停止後の崩壊熱除去であり、1 ループの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定し、1 ループの１次主冷却系及
び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により、炉心の著しい損傷を防止する。
SBO の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要を第 2.7.1 図に、炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の資機材を第 2.7.1 表に示す。

53 条(1)-別紙 6-57[416]

53 条(1)-別紙 6-58

[417]

第 2.7.1 表 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の資機材 下線：自主対策に係る資機材

53 条(1)-別紙 6-59

[418]

第 2.7.1 図 SBO の事象推移と炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の概要

3. 炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の発生時において、事象の種類及び事象の進展に応じて、事故に的確かつ柔軟に対処し、炉心の著しい損傷を防止若しくは炉心の著しい損傷に至る可能性が生じる場合に、その拡大を防止し、あるいは施設からの多量の放射性物質等の放出を防止できるように手順書を整備する。手順書は、使用主体に応じ、運転員が使用する手順書、現場対応班が使用する手順書を整備する。
炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順については、原子炉施設保安規定等の後段規制において、詳細が審査されるものであるが、ここでは、その概要を示す。
3.1 各事象に共通の手順
第 3.1.1 図に「常陽」現場対応班の体制図を示す。
「常陽」において事故が発生した場合、運転班以外の事故対応要員（現場対応班員約 170 名、このうち、緊急作業従事者は約 40 名）は、休日
夜間を含めて召集され、約 1 時間後には、現場対応班長（高速実験炉部長）のもとで事故の影響緩和策をとることができる。また、「常陽」事故対策要領及び現場対応班活動要領には、現場対応班長（高速実験炉部長）は、現場対応班の組織によらない対応もできるものとしており、現場の状況に応じて必要な要員を影響緩和策に割り当てることができる。
事故時の共通的な対策として、あらかじめ定めておく事項を以下に示す。
（1）見学者等の避難手順①「常陽」原子炉施設
原子炉施設に立ち入る見学者等には、職員等が立ち会う。また、非常の事態に発展するおそれのある場合などの異常発生時には、中央制御室又は現場指揮所から一斉放送を行い、職員等の誘導のもと避難させる。
②大洗研究所
第 3.1.2 図に大洗研究所の現地対策本部の体制図を示す。事故・災害等が発生した場合は、本部長（大洗研究所の所長）を責任者とする現地対策本部が設置される。避難については、事故対策規則に基づき設置される現地対策本部において、発災施設の状況や環境モニタリング等の情報を基に、本部長が判断し、同規則に定めた活動班により行われる。具体的には、避難指示は、発災現場の状況、放射性物質の放出状況、環境モニタリングの結果等の情報を現地対策本部で収集、判断し、構内放送等により指示を行う。
避難までの流れは、まずは、屋内退避を指示し、施設ごとに人員掌握を行う。その後、事象進展・状況に応じて、構内の適切な避難場所（北、南など）及び避難方法を決定する。現地対策本部の構成班により、構内避難場所へ誘導し、スクリーニングの実施、避難する者の連絡先を確認し、その後、事業所外への避難となる。
なお、通信連絡は、設置許可基準規則の第 30 条（通信連絡設備等）に係る設計基準事故が発生した場合の対応と同じである。

53 条(1)-別紙 6-60
[419]

（2）緊急作業従事者の被ばく管理
緊急作業従事者の被ばく管理は、原子炉施設保安規定、大洗研究所（南地区）放射線安全取扱要領等に基づき行う。作業は、現場のサーベイ結果を基に、放射線作業用に施設で保有している
呼吸保護具、防護服等の保護具、線量計を着用して実施する。
炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の発生時においても放射性物質等の放出量は低く抑制されることから、中央制御室の居住性に影響を及ぼすことはない（格納容器破損防止措置の有効性評価参照）。しかしながら、運転員等の被ばく低減に努めるため、万一の中央制御室空調再循環運転機能の喪失を想定し、放出された放射性物質等による運転員等を被ばくから防護するためにチャコールフィルタ付の半面マスク及び全面マスク等の保護具を整備する。

現地対策本部（第3.1.2図参照）（安全情報交流棟）

現場指揮所（高速実験炉部）〇 現場対応班長（高速実験炉部長）〇 現場対応副班長〇 現場対応班付◇ 原子炉運転班◇ 連絡・警戒班
◇ 消火班
◇ 搬出班
◇ 放管班
◇ 応急処置班（「常陽」現場対応班）〇 「常陽」原子炉主任技術者〇 核燃料取扱主務者〇 放射線取扱主任者◇ 原子炉運転班
・ 中央制御室の状態及び建物損
壊状況の確認◇ 連絡・警戒班
・ 通信連絡設備の状態の確認
・ 状況確認、連絡、周辺の警戒◇ 消火班
・ ナトリウム火災対応◇ 搬出班
・ 資機材（ 電源及び水源を含む。）の状態の確認
・ アクセスルートの状態の確認◇ 放管班
・ 緊急作業従事者の被ばく管理・ 放射線防護の管理◇ 応急処置班・ 応急処置の実施

現場（中央制御室）〇 当直長〇 副当直長・ 原子炉停止の確認
・ 安全機能の状態の確認
・ プラントパラメータの監視及び監視機能の確認◇ 運転員

第 3.1.1 図 「常陽」現場対応班の体制

53 条(1)-別紙 6-61
[420]

「常陽」等【原子力事業者防災業務計画抜粋：令和 4 年 4 月】
第 3.1.2 図 大洗研究所現地対策本部の体制

53 条(1)-別紙 6-62[421]

3.2 炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）に対する手順
ULOF に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.2.1
表に ULOF に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順
・ 原子炉手動停止手順
・ １次主冷却系流量の増大手順＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順
・ 格納容器自動アイソレーション手順
・ 格納容器手動アイソレーション手順
・ １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順

53 条(1)-別紙 6-63[422]

53 条(1)-別紙 6-64[423]

・原子炉停止後の除熱確認

2

運転員B、C監視1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

運転員A

炉心損傷
防止措置

1

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目
10

15

25

60

120

180
240

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

▽原子炉停止後の除熱状態の監視を開始▽代替トリップ信号による原子炉自動停止を確認▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

30

経過時間（分）20▽異常事象発生（外部電源喪失）

5（a）手順：後備炉停止系による原子炉自動停止

第 3.2.1 表 ULOF に対する手順のタイムチャート（異常事象：外部電源喪失）

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

・「１次主循環ポンプトリップ」
による原子炉スクラム（自動停止）を確認する。
・「１次主循環ポンプトリップ」
による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉スクラム（自動停止）を確認する。

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信失敗を確認する。

備考

53 条(1)-別紙 6-65

[424]

25

60

120

180
240

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉手動停止

・原子炉の除熱確認

1

1

2

運転員A

運転員A

運転員B、C

状況判断

自主対策

監視

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信失敗を確認する。

備考

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

・原子炉自動停止失敗と判断した場合、速やかに原子炉手動停止操作を開始する。 機器の操作時間に余裕を見込んだ時間を設定している。
・本操作により、炉心の著しい損傷を防止できる可能性がある。また、炉心の著しい損傷を防止できない場合でも、炉心の出力を低下させ、影響を緩和する手段となりうるため、炉心の状態によらず、一連の操作を実施する。
・格納容器破損防止措置の原子炉容器内冷却と並行して操作を実施することから、格納容器破損防止措置に影響はない。

▽原子炉出力低下後の除熱状態の監視を開始▽原子炉手動停止操作を開始▽原子炉自動停止失敗を確認▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

30

経過時間（分）20

1・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）

15

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

10▽異常事象発生（外部電源喪失）

5

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（b）手順：原子炉手動停止

第 3.2.1 表 ULOF に対する手順のタイムチャート（異常事象：外部電源喪失）

53 条(1)-別紙 6-66

[425]

運転員A、E

格納容器破損防止措置

・格納容器アイソレーション確認

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉
カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

1

運転員D

自主対策

2

・原子炉容器内冷却確認

2

運転員B、C・原子炉自動停止失敗と判断
・炉心の著しい損傷に至ると判断

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

格納容器破損防止措置

11

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）

運転員A

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

状況判断

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目
10

15

25

60

120

180
240

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・「電源喪失」による原子炉ト
リップ信号発信失敗を確認する。

備考

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態のの確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イソレー
ション操作を開始する。機器の操作時間に余裕を見込んだ
時間を設定している。操作実施後は、放射性物質の閉じ込
め、貯留状態の監視を継続する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。また、隔離に失敗している場
合は手動で隔離する。

・燃料破損検出系により燃料破損
・燃料が破損したと判断した場合、操作をの有無を確認する。
開始する。機器の操作時間に余裕を見込
・燃料が破損したと推定される場
んだ時間を設定している。
合、放射性物質を閉じ込めるた・操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、 め、原子炉カバーガス等のバウン
貯留状態の監視を継続する。
ダリを隔離する。

▽放射性物質閉じ込めに係る監視を強化▽炉心の著しい損傷に至ると判断▽損傷炉心物質の除熱状態の監視を開始▽原子炉自動停止失敗を確認▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

30

経過時間（分）20▽異常事象発生（外部電源喪失）

5（c）手順：損傷炉心物質の原子炉容器内冷却等

第 3.2.1 表 ULOF に対する手順のタイムチャート（異常事象：外部電源喪失）

3.2.1 後備炉停止系による原子炉自動停止手順（1）概要
本手順は、原子炉の緊急停止が必要な異常事象が生じた場合に原子炉トリップ信号や原子炉
保護系（スクラム）の動作による原子炉自動停止に失敗した際の後備炉停止系による原子炉自動停止に係る手順である。
（2）成功基準
後備炉停止系による原子炉自動停止は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、原子炉自動停止の確認及び原子炉自動停止後の除熱の監視となる。
（3）操作手順① 原子炉の緊急停止が必要な異常事象が発生した場合、当直長は、運転員に原子炉自動停止の確認及び原子炉自動停止後の除熱の監視を指示する。
② 運転員（中央制御室）A は、代替原子炉トリップ信号の発信及び後備炉停止系による原子炉自動停止を確認するとともに、原子炉出力の低下を確認する。
※ 代替原子炉トリップ信号は、ULOF の場合「１次主循環ポンプトリップ」、
UTOP 及び ULOHSの場合「原子炉容器出口冷却材温度高」である。
※ 原子炉出力の低下の確認には、核計装（線形出力系）を用いる。また、未臨界の維持の確認には、核計装（起動系）を用いる。
※ 原子炉が自動停止していない場合、原子炉手動停止操作を実施する（3.2.2 節参照）。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、以下により原子炉自動停止後の除熱を監視する。
・

１次主冷却系（ポニーモータ等による強制循環運転）の運転状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
上記②は、運転員 1 名で 5 分以内に確認することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-67[426]

3.2.2 原子炉手動停止手順【自主対策】（1）概要
本手順は、原子炉の自動停止に失敗した際の原子炉手動停止に係る手順である。本手順は、中央制御室で運転員が短時間で実施できるため、炉心損傷を防止できる可能性があるが、操作に時間を要する可能性を考慮すると ULOF や UTOP では、炉心損傷の防止に間に合わない場合がある。
なお、炉心損傷の防止に間に合わない場合でも、原子炉の出力を低下させ、影響を緩和する手段となり得ることから、本手順は、炉心の状態によらず実施する。
（2）成功基準
原子炉手動停止は、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 運転員（中央制御室）A は、原子炉の自動停止に失敗した場合、以下の順に原子炉手動停止操作を実施する（第 3.2.2.1 図参照）。
※ 原子炉保護系（スクラム）や後備炉停止系用論理回路の動作等の作動条件を満たしているにもかかわらず、制御棒又は後備炉停止制御棒が挿入されず、原子炉出力が低下
していない場合、原子炉の自動停止に失敗したと判断する。
※ ULOF の場合、原子炉保護系（スクラム）の作動条件の確認には、１次主冷却系の流量検出器、１次主循環ポンプトリップ検出器を用いる。
※ UTOP の場合、原子炉保護系（スクラム）の作動条件の確認には、核計装（線形出力系）、
原子炉出口冷却材の温度検出器を用いる。
※ ULOHS の場合、原子炉保護系（スクラム）の作動条件の確認には、原子炉出入口冷却材の温度検出器、２次主冷却系の流量検出器を用いる。
※ 原子炉出力の低下の確認には、核計装（線形出力系）を用いる。また、未臨界の維持の確認には、核計装（起動系）を用いる。
a.

手動スクラムボタンを押し、原子炉保護系（スクラム）を動作させる。

b.

a.の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場合は、以下の順に操作を実施し、制御棒又は後備炉停止制御棒保持電磁石の励磁を切る。
ⅰ. 励磁制御棒全数スイッチを「切」とする。
ⅱ. 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁スイッチを「切」とする。
ⅲ. 各制御棒又は各後備炉停止制御棒の励磁電源スイッチを「切」とする。
c.

b.の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場合は、各制御棒又は各後備炉停止制御棒の駆動機構のスイッチを「挿入」として個別に挿入する。
なお、ULOHS において、上記 a.～c.の操作によっても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場合、現場（格納容器内）にて、制御棒駆動機構の軸を直接回転させ、制御棒を挿入する操作を実施する（3.4.2 節参照）。
② 運転員（中央制御室）B 及び C は、以下により①の操作後の除熱を監視する。
a.

①の a.の操作に成功した場合、3.2.1 節に同じ。

b.

①の b.又は c.の操作に成功した場合、冷却系は、操作前の状態が維持される場合があ
53 条(1)-別紙 6-68[427]

り、必要に応じて、１次主冷却系（ポニーモータ等による低速運転）、２次主冷却系（自然循環）、主冷却機（自然通風）の状態へ移行させる。
c. ①の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場合は、１次主冷却系（ポニーモータ等による低速運転）の流量を増大させる。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
上記①の操作は、運転員 1 名で 10 分以内に実施することが可能であり、当該操作は、炉心損傷の防止に間に合わない場合であっても、原子炉の出力を低下させ、影響を緩和する手段となり得ることから、炉心の状態によらず実施する。また、上記②の操作は、運転員 2 名で 10 分以内に実施することが可能であり、当該操作は、炉心損傷の防止に間に合わない場合であっても、原子炉の冷却能力を向上させ、影響を緩和する手段となり得ることから、炉心の状態によらず実施する。

53 条(1)-別紙 6-69[428]

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞

手動スクラムボタン（操作手順：「① a.」）

＜原子炉制御盤＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

励磁制御棒全数スイッチ（操作手順：「① b. ⅰ.」）
駆動機構スイッチ（操作手順：「① c.」）
（1，3，4，6：制御棒）（2，5：後備炉停止制御棒）

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

励磁スイッチ（操作手順：「① b. ⅱ.」）
（ 1，3，4，6 ：制御棒）（2，5：後備炉停止制御棒）

励磁電源スイッチ（操作手順：「① b. ⅲ.」）
（ 1，3，4，6 ：制御棒）（2，5：後備炉停止制御棒）

第 3.2.2.1 図 原子炉手動停止の補足

53 条(1)-別紙 6-70[429]

3.2.3 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順（1）概要
本手順は、炉心流量の喪失又は過出力時に原子炉の停止に失敗し、炉心の著しい損傷に至ると判断した際の損傷炉心物質の原子炉容器内冷却に係る手順である。本手順では、炉心が健全な状
態又は部分的な損傷状態のまま事故が静定する可能性も考慮し、可能な限り速やかに系統降温を実施し、原子炉冷却材バウンダリの健全性の維持を最優先として対応する。
（2）成功基準損傷炉心物質の冷却は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、原子炉の状態の監視となる。
（3）操作手順① 当直長は、原子炉の停止に失敗した場合、炉心の著しい損傷に至ると判断し、運転員に原子炉の状態の監視強化及び系統降温の実施を指示する。
※ 原子炉の自動停止に加え、原子炉の手動停止により原子炉出力の低下にも失敗した場
合に炉心の著しい損傷に至ると判断する。
※ 原子炉出力の低下の確認には、核計装（線形出力系）を用いる。また、未臨界の維持の確認には、核計装（起動系）を用いる。
② 運転員（中央制御室）A、B、C 及び E は、以下により原子炉の状態を監視する。
・

１次主冷却系（ポニーモータ等による低速運転）の運転状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度を監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出入口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

格納容器の温度、圧力及び線量率を監視する。

※ 上記の監視には、格納容器（床上及び床下）の温度検出器、格納容器（床上及び床下）の圧力検出器及び格納容器内高線量エリアモニタを用いる。
※ 格納容器の温度、圧力又は線量率が原子炉保護系（アイソレーション）の作動設定値に達した場合、格納容器アイソレーションの作動を確認する（3.2.4 節参照）。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉の状態を監視しつつ、可能な限り速やかに系統
降温を実施する。
・

可能な場合には、２次主循環ポンプを用いる。

（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。

53 条(1)-別紙 6-71
[430]

3.2.4 格納容器自動アイソレーション手順（1）概要
本手順は、炉心の著しい損傷等により格納容器の温度、圧力又は線量率が原子炉保護系（アイソレーション）の作動設定値に達した際の格納容器自動アイソレーションに係る手順である。
（2）成功基準
格納容器自動アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、隔離の確認となる。
（3）操作手順① 運転員（中央制御室）A 及び E は、格納容器の温度、圧力又は線量率が原子炉保護系（アイソレーション）の作動設定値に達した場合に格納容器が自動で隔離されることを確認す
る（第 3.2.4.1 図参照）。
※ 上記の確認は、隔離弁の状態表示灯により行う。
※ 隔離弁が自動で動作していない場合、手動による隔離操作を実施する（3.2.5 節参照）。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。

53 条(1)-別紙 6-72
[431]

53 条(1)-別紙 6-73

[432]

第 3.2.4.1 図 格納容器自動アイソレーションの補足（1/3：隔離弁の配置）

T ：温度検出器
P ：圧力検出器

P

M ：放射線モニタ

T
M

M
T
P

格納容器

R-501

P

※： 格納容器（床上）の検出器は、
R-501に設置

TM

格納容器（床上）のアイソレーション信号に係る検出器の配置図（原子炉建物1階）

格納容器（床上）
R-204

P
R-205

※： 格納容器（床下）の検出器は、
R-203に設置

格納容器（床下）

T
T

R-203

P

P

T

R-202

R-201

R-206

格納容器（床下）のアイソレーション信号に係る検出器の配置図（原子炉建物地下中2階）※： 格納容器（床上）と格納容器（床下）の内部は、開口等により連通しており、検出器の設置場所において、当該区画のパラメータを計測可能※： 格納容器（床下）の検出器は、主に漏えいした１次冷却材が堆積する地下中2階で、かつ、空調系の吸込み口を設置するR-203室に設置
第 3.2.4.1 図 格納容器自動アイソレーションの補足（2/3：検出器の配置）
53 条(1)-別紙 6-74[433]

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞＜原子炉制御盤＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

隔離弁状態表示（全閉時に点灯）

アイソレーション警報項目

第 3.2.4.1 図 格納容器自動アイソレーションの補足（3/3：操作場所）

53 条(1)-別紙 6-75[434]

3.2.5 格納容器手動アイソレーション手順【自主対策】（1）概要
本手順は、格納容器の温度、圧力又は線量率が原子炉保護系（アイソレーション）の作動設定値に達した場合に格納容器が自動で隔離されなかった際の手動による隔離に係る手順である。
（2）成功基準
格納容器手動アイソレーションは、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 運転員（中央制御室）A 及び E は、以下の順に格納容器の隔離を実施する（第 3.2.5.1 図
参照）
。
a.

手動アイソレーションボタンを押し、原子炉保護系（アイソレーション）を動作させる。

b.

a.によっても格納容器の隔離ができない場合、隔離弁を個別に「閉」とする。

（4）操作の成立性
上記の①の a.の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
上記の①の b.の操作は、大部分が中央制御室での操作であるが、一部は現場での操作である。
①の a.の操作は、運転員 1 名で格納容器が自動でアイソレーションされなかったことを確認してから 5 分以内で実施することが可能である。
①の b.の操作は、運転員 2 名で a.による隔離弁手動操作の判断から 30 分以内（現場への移動時間を含む。
）に実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-76[435]

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞＜原子炉制御盤＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。
核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

手動アイソレーションボタン

第 3.2.5.1 図 格納容器手動アイソレーションの補足（1/3：手動アイソレーションボタンの操作（操作手順：「① a.」））53 条(1)-別紙 6-77[436]

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞＜１次制御盤＞＜Ar,N2ガス供給系盤＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

※：燃料取扱設備格内廃ガス隔離弁（V24-215/V24-216）を除く隔離弁を操作

第 3.2.5.1 図 格納容器手動アイソレーションの補足（2/3：中央制御室における隔離弁の個別操作（操作手順：「① b.」））

53 条(1)-別紙 6-78[437]

※：運転員1名は、中央制御室を出て管理区域に入域し、燃料取扱設備操作室（アクセスルート：→）の燃取系共通操作
盤にて操作（隔離弁手動操作の判断から操作まで30分以内で実施可能）

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

燃取系共通操作盤＜原子炉附属建物2階＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物1階＞＜原子炉附属建物中2階＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

【アクセスルート】
・中央制御室から原子炉附属建物1階へ（①）
・原子炉附属建物1階から管理区域出入管理棟1階へ（②）
・管理区域出入管理棟1階から管理区域入口へ（③）
・管理区域入口から燃取系共通操作盤へ（④）＜管理区域出入管理棟1階＞

第 3.2.5.1 図 格納容器手動アイソレーションの補足（3/3：燃料取扱設備格内廃ガス隔離弁の操作場所（操作手順：「① b.」））53 条(1)-別紙 6-79
[438]

3.2.6 １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順【自主対策】（1）概要
本手順は、燃料の破損が推定される際に原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるための１次アルゴンガス系の排気側の隔離に係る手順である。
（2）成功基準
１次アルゴンガス系の排気側の隔離は、安全性を向上させるために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 炉心の著しい損傷に至ると判断した場合、運転員（中央制御室）D は、燃料破損検出系により燃料破損の有無を監視する。
※ 上記の監視には、燃料破損検出系等を用いる。
② 運転員（中央制御室）D は、燃料が破損したと推定される場合、１次アルゴンガス系の排気側の隔離弁を「閉」とする（第 3.2.6.1 図参照）。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
②の操作は、運転員 1 名で燃料が破損したと推定してから 5 分以内に実施可能である。

53 条(1)-別紙 6-80[439]

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞＜１次制御盤＞＜１次アルゴンガス系各スイッチ類＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

１次アルゴンガス系排気隔離弁スイッチ※：原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるため、１次アルゴンガス系排気ラインの隔離弁を「全閉」にする(隔離弁手動操作の判断から隔離弁操作まで5分以内)。

第 3.2.6.1 図 １次アルゴンガス系の排気側の隔離の補足

53 条(1)-別紙 6-81[440]

3.3 過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）に対する手順
UTOP に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.3.1
表に UTOP に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順※ ：上記の手順は、3.2.1 節に同じである。
・ 原子炉手動停止手順※ ：上記の手順は、3.2.2 節に同じである。
＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順※ ：上記の手順は、3.2.3 節に同じである。
・ 格納容器自動アイソレーション手順※ ：上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ ：上記の手順は、3.2.5 節に同じである。
・ １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順※ ：上記の手順は、3.2.6 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-82[441]

53 条(1)-別紙 6-83

[442]

15

25

30

120

180
240

・原子炉停止後の除熱確認

2

運転員B、C監視・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

1

炉心損傷
防止措置

運転員A

運転員A

・制御棒連続引抜き阻止インターロック動作確認・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

備考・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

▽原子炉停止後の除熱状態の監視を開始▽代替トリップ信号による原子炉自動停止を確認▽事故発生の判断（「電源喪失」による原子炉トリップ信号発信失敗）

60

経過時間（分）20▽異常事象発生（制御棒の異常な引抜き）

10・「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗を確認する。

1

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）5・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（a）手順：後備炉停止系による原子炉自動停止

第 3.3.1 表 UTOP に対する手順のタイムチャート（異常事象：制御棒の異常な引抜き）53 条(1)-別紙 6-84

[443]

25

30

120

180
240

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

・原子炉自動停止失敗と判断

・原子炉手動停止

・原子炉の除熱確認

1

1

2

運転員A

運転員A

運転員B、C

状況判断

自主対策

監視

・１次主冷却系（主電動機定格運
転又はポニーモータ低速運転）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを確認する。

・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

・「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗を確認する。

備考

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

・原子炉自動停止失敗と判断した場合、速やかに原子炉手動停止操作を開始する。 機器の操作時間に余裕を見込んだ時間を設定している。
・本操作により、炉心の著しい損傷を防止できる可能性がある。また、炉心の著しい損傷を防止できない場合でも、炉心の出力を低下させ、影響を緩和する手段となりうるため、炉心の状態によらず、一連の操作を実施する。
・格納容器破損防止措置の原子炉容器内冷却と並行して操作を実施することから、格納容器破損防止措置に影響はない。

▽原子炉出力低下後の除熱状態の監視を開始▽原子炉手動停止操作を開始▽原子炉自動停止失敗を確認▽事故発生の判断（「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗）

60

経過時間（分）20

1・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）

15

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

10▽異常事象発生（制御棒の異常な引抜き）

5

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（b）手順：原子炉手動停止

第 3.3.1 表 UTOP に対する手順のタイムチャート（異常事象：制御棒の異常な引抜き）53 条(1)-別紙 6-85

[444]

15

25

30

120

180

240

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉
カバーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

1

運転員D

運転員A、E

自主対策

格納容器破損防止措置

・格納容器アイソレーション確認

・原子炉容器内冷却確認

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。 このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態のの確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イソレー
ション操作を開始する。機器の操作時間に余裕を見込んだ
時間を設定している。操作実施後は、放射性物質の閉じ込
め、貯留状態の監視を継続する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。また、隔離に失敗している場
合は手動で隔離する。

・燃料破損検出系により燃料破損
・燃料が破損したと判断した場合、操作をの有無を確認する。
開始する。機器の操作時間に余裕を見込
・燃料が破損したと推定される場
んだ時間を設定している。
合、放射性物質を閉じ込めるた・操作実施後は、放射性物質の閉じ込め、 め、原子炉カバーガス等のバウン
貯留状態の監視を継続する。
ダリを隔離する。

・１次主冷却系（主電動機定格運
転又はポニーモータ低速運転）の運転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを確認する。

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

備考

・原子炉自動停止失敗と判断
・炉心の著しい損傷に至ると判断▽放射性物質閉じ込めに係る監視を強化▽損傷炉心物質の除熱状態の監視を開始▽原子炉自動停止失敗を確認▽炉心の著しい損傷に至ると判断▽事故発生の判断（「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗）

60

経過時間（分）20

・「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号発信失敗を確認する。

運転員B、C2

10▽異常事象発生（制御棒の異常な引抜き）

5・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

格納容器破損防止措置

11

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）

運転員A

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

状況判断

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（c）手順：損傷炉心物質の原子炉容器内冷却等

第 3.3.1 表 UTOP に対する手順のタイムチャート（異常事象：制御棒の異常な引抜き）3.4 除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）に対する手順
ULOHS に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.4.1
表に ULOHS に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 後備炉停止系による原子炉自動停止手順※ ：上記の手順は、3.2.1 節に同じである。
・ 原子炉手動停止手順※ ：上記の手順は、3.2.2 節に同じである。
＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策・ 原子炉停止失敗時手順（除熱源喪失時）
・ 制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入手順

53 条(1)-別紙 6-86[445]

53 条(1)-別紙 6-87[446]

・原子炉停止後の除熱確認

2

運転員B、C監視1

・原子炉トリップ信号発信確認
・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

運転員A

炉心損傷
防止措置

1

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）・代替トリップ信号発信及び原子炉スク
ラム確認
・後備炉停止系スクラム確認

運転員A

当直長

状況判断

手順の項目

要員（名）
（作業に必要な要員数）

必要な要員と作業項目
10

15

25

30

120

180
240

・炉心損傷防止措置は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能し、原子炉は自動停止するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉停止の確認及び停止後の除熱の監視となる。

▽原子炉停止後の除熱状態の監視を開始▽代替トリップ信号による原子炉自動停止を確認

備考

・１次主冷却系（ポニーモータ低速運転）の運転状況を確認すると
ともに、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）に異常等がないことを確認する。

・「原子炉出口冷却材温度高」による原子炉スクラム（自動停止）
を確認する。
・「原子炉出口冷却材温度高」による後備炉停止系用論理回路動作に伴う後備炉停止系による原子炉
スクラム（自動停止）を確認する。

・「２次冷却材流量低」による原
子炉トリップ信号発信失敗を確認する。

▽事故発生の判断（「２次冷却材流量低」による原子炉トリップ信号発信失敗）

60

経過時間（分）20▽異常事象発生（２次冷却材流量減少）

5（a）手順：後備炉停止系による原子炉自動停止

第 3.4.1 表 ULOHS に対する手順のタイムチャート（異常事象：２次冷却材流量減少）

53 条(1)-別紙 6-88[447]

２次冷却材漏え
い対応

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

運転員B、C、D

現場対応班員

運転員A、E

運転員A

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）
手順の内容

10

15

20

25

60

経過時間（分）120180
240 300

3 ・２次冷却材ドレン、消火等

・制御棒駆動機構の軸を直接回転させる
5 ことにより制御棒を炉心に挿入

・２次冷却材漏えいを検知した場
合には、２次冷却材を２次冷却材
ダンプタンクにドレンするとともに、ナトリウム燃焼の消火を行う。

ハンドルを回転させ制御棒を下端まで挿入

手動ハンドルの取り付け駆動部中間部上ハウジング切り離し

駆動部ハウジング内加圧ガスの停止

電源遮断 ケーブル切り離し

・原子炉手動停止ができない場
合、自主対策設備を用いて、制御
棒駆動機構の軸を直接回転させる
ことにより制御棒を炉心に挿入し、低温停止に必要な反応度を挿入する。

1 ・反応度、出力、冷却状態等の監視資機材及び防護具の手配、作業準備

・中央制御室で監視を強化する。

1 ・原子炉手動停止

原子炉上部の線量率に異常がないことを確認

備考

・原子炉スクラム、後備炉停止系
スクラムに失敗した場合は原子炉
自動停止失敗と判断する。

▽制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入実施を判断▽原子炉停止機能喪失と判断▽原子炉自動停止失敗と判断▽事故発生の判断（「原子炉入口冷却材温度高」による
原子炉トリップ信号発信失敗）▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）

5・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。原子炉手動停止に失敗した場合は原子炉停止機能喪失と判断する。

1 ・原子炉自動停止失敗と判断

・運転操作指揮必要な要員と作業項目（b）手順：原子炉手動停止等

第 3.4.1 表 ULOHS に対する手順のタイムチャート（異常事象：２次冷却材流量減少）

3.4.1 原子炉停止失敗時手順（除熱源喪失時）（1）概要
本手順は、除熱源喪失時に原子炉の停止に失敗した際の炉心及び冷却系の物理特性による炉心損傷防止に係る手順である。
（2）成功基準
炉心及び冷却系の物理特性による炉心損傷の防止は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、原子炉の状態の監視となる。
（3）操作手順① 当直長は、原子炉の停止に失敗した場合、運転員に原子炉の状態の監視強化を指示する。
② 運転員（中央制御室）B 及び C は、以下により原子炉の状態を監視する。
・

１次主冷却系（主電動機による定格運転）の運転状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度を監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。

53 条(1)-別紙 6-89[448]

3.4.2 制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入手順【自主対策】（1）概要
本手順は、原子炉の手動停止手順によっても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場
合に、現場（格納容器内）にて、制御棒駆動機構の軸を直接回転させることによる制御棒の挿入に係る手順である。
（2）成功基準
制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入手順は、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 現場対応班長は、原子炉の手動停止操作（3.2.2 節参照）によっても、制御棒が挿入できない場合には、原子炉上部に設置されている制御棒駆動機構の駆動軸を機械的に回転させて制御棒を炉心に挿入することを指示する。
② 現場対応班員（格納容器内）5 名は、被ばくを防止するための防護措置を講じるとともに、原子炉容器上部の線量率を測定し、異常がないことを確認した上で、以下の a.～f.の操作（第 3.4.2.1 図参照）により、制御棒駆動機構の中間部上ハウジングを切り離し、炉心第 3列に配置している制御棒 1 本を手動で下端まで挿入する。なお、当該制御棒を下端まで挿入できない場合は、他の炉心第 3 列に配置している制御棒を操作し、低温停止に必要な反応度を挿入する。また、以下の作業中は、中央制御室において運転員による反応度及び出力等の監視を強化する。
a.

駆動部の電源を遮断し、電源ケーブルを切り離す。

b.

駆動部ハウジング内の加圧ガスを停止する。

c.

駆動部の中間部上ハウジングを切り離す。

d.

駆動部の駆動軸に手動ハンドルを取り付ける。

e.

手動ハンドルを反時計まわりに回転させ、延長管を下降（制御棒を挿入）させる。

f.

駆動部が完全に挿入されたことを下端表示ランプ点灯により確認する。

※ 「常陽」の制御棒は、制御棒（主炉停止系）4 本、後備炉停止制御棒（後備炉停止系）
2 本の全 6 本で構成される。制御棒 1 本をサイクル運転初期の引き抜き位置から下端まで挿入すると約 0.01Δk/k の反応度が挿入され、低温停止に必要な反応度（0.0092
Δk/k）を挿入することができる。
（4）操作の成立性
上記②の操作は、資機材の準備も含めて、現場対応班員 5 名により 5 時間以内に実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-90[449]

53 条(1)-別紙 6-91

[450]

第 3.4.2.1 図 制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入手順の補足

3.5 局所的燃料破損（LF）に対する手順
LF に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.5.1 表に LF に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 燃料破損検知時原子炉手動スクラム手順
・ 原子炉手動停止手順※ ：上記の手順は、3.2.2 節に同じである。
＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 損傷炉心物質の原子炉容器内冷却手順※ ：上記の手順は、3.2.3 節に同じである。
・ 格納容器自動アイソレーション手順※ ：上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ ：上記の手順は、3.2.5 節に同じである。
・ １次アルゴンガス系の排気側の隔離手順※ ：上記の手順は、3.2.6 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-92[451]

53 条(1)-別紙 6-93[452]

格納容器破損
防止措置

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

1

2

1

2

運転員B、C

運転員D

運転員A、E

2

運転員A

運転員A、D

当直長

要員（名）（作業に必要な要員数）
手順の内容

20

30

50

60

90

経過時間（分）40

120・手動スクラム、制御棒保持電磁
石励磁手動断、後備炉停止制御棒
保持電磁石励磁手動断、制御棒駆動機構による制御棒手動挿入又は後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入により、原子炉を停止する。

・燃料破損検出系（遅発中性子法
燃料破損検出設備）により、燃料要素の被覆管が破損したことを確
認する。

備考

・格納容器アイソレーション確認

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。また、隔離に失敗している場
合は手動で隔離する。

・燃料が破損したと推定される場
合、放射性物質を閉じ込めるため、原子炉カバーガス等のバウン
ダリを隔離する。

240

・原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カ
バーガス等のバウンダリ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

180

・原子炉容器内冷却確認▽炉心の著しい損傷の有無を判断▽事故発生の判断（燃料破損検出系による破損の検出）▽原子炉停止失敗と判断▽冷却材流路閉塞による燃料要素の被覆管破損

10・１次主冷却系（強制循環）の運
転状況を確認するとともに、２次主冷却系（強制循環又は自然循環）及び主冷却機（強制通風又は
自然通風）に異常等がないことを確認する。

・原子炉手動停止・事故発生の判断

・運転操作指揮必要な要員と作業項目

第 3.5.1 表 LF に対する手順のタイムチャート

3.5.1 燃料破損検知時原子炉手動スクラム手順（1）概要
本手順は、燃料破損検出系の警報が発報し、その指示値が原子炉施設保安規定に定める運転上の制限（遅発中性子法燃料破損検出設備：バックグラウンドの値の 5 倍）を超過したことを確認した場合の原子炉手動スクラムに係る手順である。なお、自主対策として整備するカバーガス法
燃料破損検出設備の指示値が原子炉施設保安規定に定める運転上の制限を超過した場合も同様に、原子炉手動スクラム手順を実施する。
（2）成功基準
燃料破損検知時原子炉手動スクラムに必要な操作は、燃料破損検出系の指示値が運転上の制限を超過したことを確認後、炉心の著しい損傷を防止できるように実施する。
（3）操作手順① 当直長は、燃料破損検出系の警報が発報し、その指示値が原子炉施設保安規定に定める運転上の制限（遅発中性子法燃料破損検出設備：バックグラウンドの値の 5 倍）を超過したことを確認した場合、運転員に原子炉手動スクラムの実施及び原子炉停止後の除熱の監視を指示する。
② 運転員（中央制御室）A 及び D は、燃料破損検出系（遅発中性子法燃料破損検出設備）の警報が発報したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）A は、手動スクラムボタンを押し、原子炉保護系（スクラム）を動作させる。
※ ③の操作を実施しても制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入できない場合は、3.2.2 節の b.～c.の操作を実施する。
④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、③の操作後の除熱を監視する（3.2.2 節の②参照）。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
運転員による燃料破損の判断及び原子炉の手動スクラムは、約 10 分以内（燃料破損検出系の検出時間及び運転員操作時間の合計）に実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-94[453]

3.6 原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失（LORL）に対する手順
LORL に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置は、異常事象の発生箇所（原子炉冷却材バウンダリの破損箇所）により異なるため、以下の事象進展ごとに示す。
・ 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
・ 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
・ １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
3.6.1 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
LORL のうち、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.6.1.1 表に LORL の
うち、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタ
イムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の補助冷却設備による崩壊熱除去手順
・ 補助冷却設備の手動起動手順＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順※ コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却・ 格納容器自動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.5 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-95[454]

53 条(1)-別紙 6-96

[455]

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

2

・補助冷却設備運転・安全容器による冷却材漏えい量の抑制の確認
・補助冷却設備運転に必要な原子炉容器内
冷却材液位確保1

運転員B

運転員B、C・事故発生、主冷却系流路喪失の判断

・原子炉スクラム確認

3

1・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）

5

10

20

30
60

180

300

経過時間（分）
10日 20日 30日 40日

備考・炉心損傷防止措置（補助冷却設備による崩壊熱除去）は、
運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、補助冷却設備の運転の確認及び監視となる。

・炉心損傷防止措置（安全容器による液位確保）は、運転員の操作を介在しなくても、受動的に機能するよう設計している。
このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、液位確保の確認及び監視となる。

▽主冷却系流路喪失の判断

・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。

・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。
・補助冷却設備は、原子炉容器液位確保機能喪失事象への移行に備
え、原子炉容器のナトリウム液位が通常ナトリウム液位-320mmまで低下した時点で自動起動する設計であるため、配管（外側）からの１次冷却材漏えいの判断に先行して起動する。
・自動起動に失敗したと判断した
場合には手動で起動する（機器の操作時間に余裕を見込んでも、60分以内に操作可能）。

・安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。
・原子炉容器液位確保機能を喪失する事象であるため、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、配管（外側）からの１次冷却材漏えいを起点とする。

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。

▽事故発生の判断（安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）▽原子炉容器内の液位低下による補助冷却設備自動起動▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止▽異常事象発生（安全容器内１次主冷却系配管（内側）破損）

運転員A、B、D

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

必要な要員と作業項目（a）手順：補助冷却設備による崩壊熱除去

第 3.6.1.1 表 LORL のうち、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

53 条(1)-別紙 6-97

[456]

30
60

180

300

経過時間（分）
10日 20日 30日 40日

運転員B、E

格納容器破損防止措置

・安全容器内圧力が著しく上昇した
場合に、原子炉容器外に損傷炉心物質が流出したと判断する。

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床上線
量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

・コンクリート遮へい体冷却系の運・安全容器による冷却材や損傷炉心物質の・コンクリート遮へい体冷却系は、通常運転時からの継続運転で 転により原子炉容器外面を冷却し、保持
・コンクリート遮へい体冷却系による冷却 あり、運転員の操作を介在しなくても、運転は継続されるが、冷却 炉心の崩壊熱を除去する。
の準備として、通気風量及び通水流量を増加させる手順を実施する。

・原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したことの判断

2

運転員A、B

状況判断

2

・格納容器アイソレーション確認

2

・格納容器アイソレーションは、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、隔離状態の確認及び監視となる。
・格納容器隔離に失敗したと判断した場合、 手動ア イソレーション
操作を開始する。機器の操作時間に余裕を見込んだ時間を設定している。操作実施後は、放射性物質の閉じ込め状態の監視を継続する。

・１次アルゴンガス系安全板が開放
し、ナトリウム蒸気が格納容器（床下）に放出されることを確認する。

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリ
ウム蒸気を格納容器（床下）に放出

1

運転員D

・安全板による過圧防止は、運転員の操作を介在しなくても、受動的に機能するよう設計している。このため、運転員の操作はなく、運転員の役割は、原子炉冷却材バウンダリ等の圧力の確認及び監視となる。

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材バウ
ンダリが高圧に至ると判断する。

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器内１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。

▽原子炉容器外に損傷炉心物質が流出と判断▽冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ると判断▽補助冷却設備による崩壊熱除去に失敗▽原子炉容器内の液位低下による原子炉自動停止

備考

・原子炉冷却材温度が高温に至ることの判
断・事故発生の判断

・原子炉スクラム確認

20

2

3

1

・運転操作指揮

手順の内容（中央制御室）10

運転員A、B

運転員A、B、D

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

5▽異常事象発生（安全容器内１次主冷却系配管（内側）破損）

運転員A、E

格納容器破損防
止措置

状況判断

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（b）手順：コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却等

第 3.6.1.1 表 LORL のうち、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

3.6.1.1 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の補助冷却設
備による崩壊熱除去手順（1）概要
本手順は、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管）が破損し、原子炉が自動停止した後の崩壊熱除去中に同一区画の１次主冷却系の配管（外管）が破損した際の補助冷却設備による崩壊熱除去（第 3.6.1.1.1 図参照）に係る手順である。
（2）成功基準原子炉容器のナトリウム液位が低下した場合、補助冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、補助冷却設備の自動起動の確認及び補助冷却設備の自動起動後の崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① １次主冷却系の配管（内管）が破損し、１次冷却材漏えいが生じた場合、当直長は、運転員に原子炉自動停止の確認を指示する。
※ 2 箇所以上のナトリウム漏えい検出器が作動する等、ナトリウム漏えいが発生していると判断され、原子炉の自動停止に至っていない場合、運転員に手動スクラムを実施させる（3.2.2 節の①の a.参照）。
② 運転員（中央制御室）A は、原子炉が自動停止したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉容器のナトリウム液位がＮｓＬ（原子炉容器通常ナトリウム液位）-320mm まで低下した場合、以下により補助冷却設備の自動起動を確認する。
※ 補助冷却設備が自動起動していない場合、手動により起動する。
・ １次補助冷却系の電磁ポンプが自動起動し、定格流量（約 56t/h）まで自動で到達することを確認する。
※ 上記の確認には、１次補助冷却系の温度検出器を用いる。
・

２次補助冷却系の補助冷却機用送風機が自動起動することを確認する。

④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、補助冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを監視するとともに、運転員（中央制御室）B は、原子炉容器のナトリウム液位を監視する。
※ 上記の監視には、１次補助冷却系の温度検出器、補助冷却器出口冷却材の温度検出器、
原子炉容器の液面検出器を用いる。
⑤ 運転員（中央制御室）B は、原子炉容器のナトリウム液位が１次主冷却系の循環に必要な液位を下回った場合、１次主冷却系の配管（外管）が破損したと判断するとともに、安全容器によりナトリウムの漏えいが所定の容積で制限されることを確認する。
※：上記の対応には、原子炉容器の液面検出器等を用いる。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。
53 条(1)-別紙 6-98
[457]

第 3.6.1.1.1 図 補助冷却設備による崩壊熱除去の補足（補助冷却系による崩壊熱除去の概念図）

53 条(1)-別紙 6-99[458]

3.6.1.2 補助冷却設備の手動起動手順【自主対策】（1）概要
本手順は、補助冷却設備の自動起動に失敗した際の補助冷却設備の手動起動に係る手順である。
（2）成功基準
補助冷却設備の手動起動は、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 運転員（中央制御室）B 及び C は、１次補助冷却系循環ポンプ、２次補助冷却系の補助冷
却機用送風機が自動起動していなかった場合、各操作スイッチにより手動起動する。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
①の操作は、補助冷却設備の自動起動の失敗を確認してから 5 分以内に実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-100[459]

3.6.1.3 安全容器内の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順（1）概要
本手順は、安全容器内の１次主冷却系の配管（内管）が破損し、原子炉が自動停止した後の崩壊熱除去中に同一区画の１次主冷却系の配管（外管）が破損し、さらに、補助冷却設備による崩壊熱除去機能を喪失した際に、損傷炉心物質等を安全容器内で保持・冷却するためのコンクリー
ト遮へい体冷却系による安全容器外面冷却に係る手順である。
（2）成功基準
コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却に必要な操作は、安全容器内に移行した損傷炉心物質を安全容器内で冷却・保持することが達成できるように実施する。
（3）操作手順① 事象発生（１次主冷却系の配管（内管）破損）から原子炉自動停止の確認までは、3.6.1.1
節に同じである。
② 運転員 A 及び B は、原子炉冷却材温度が高温、高圧に至ると判断する。
※ 補助冷却設備による崩壊熱除去に失敗し、かつ、原子炉容器のナトリウム液位が１次主冷却系の循環に必要な液位を下回った場合に原子炉冷却材が高温、原子炉冷却材バ
ウンダリ等が高圧に至ると判断する。
③ 運転員（中央制御室）A、B、D 及び E は、以下により原子炉の状態を監視する。
・

１次アルゴンガス系の圧力を監視する。

※ 上記の監視には、原子炉カバーガスの圧力検出器を用いる。
※ １次アルゴンガス系の圧力が所定の圧力に達した場合、１次アルゴンガス系安全板が開放されることを確認する。
※ １次アルゴンガス系の安全板の開放は、警報により確認する。
・

格納容器の温度、圧力及び線量率を監視する。

※ 上記の監視には、格納容器の温度検出器、格納容器の圧力検出器及び格納容器内高線
量エリアモニタを用いる。
※ 格納容器の温度、圧力又は線量率が原子炉保護系（アイソレーション）の作動設定値に達した場合、格納容器のアイソレーションを確認する。
・

安全容器内の圧力を監視する。

※ 上記の監視には、安全容器呼吸系の圧力検出器を用いる。
・

コンクリート遮へい体冷却系の運転状況を監視する。

※ 上記の監視には、コンクリート遮へい体冷却系の温度検出器、冷却水の流量検出器を用いる。
④ 運転員（中央制御室）B 及び E は、コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガスの安全容器部
への通気風量及びコンクリート遮へい体冷却系の窒素ガス冷却器の通水流量を増加させる（第 3.6.1.3.1 図参照）。
⑤ 運転員（中央制御室）A 及び B は、原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したと判53 条(1)-別紙 6-101[460]

断し、冷却状態を監視する。
※ 安全容器内の圧力が著しく上昇した場合に、原子炉容器外に冷却材や損傷炉心物質が流出したと判断する。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室での操作である。
上記の④の操作は、30 分以内に実施することが可能である。

53 条(1)-別紙 6-102[461]

53 条(1)-別紙 6-103[462]（1/5：コンクリート遮へい体冷却系を用いた安全容器外面冷却の概念図）

第 3.6.1.3.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の補足

コンクリート遮へい体冷却系を用いた安全容器外面冷却の概念図

・窒素ガス冷却器容量
約1MW/2基

・補機系冷却塔ブロワ容量
約3,400m3/min

・補機系冷却水量
約172ton/h/2基・ペデスタルブースタブロワ
容量約5,500m3/h

・窒素ガスブロワ容量
約30,000m3/h

コンクリート遮へい体
冷却系の主要仕様

53 条(1)-別紙 6-104

[463]

廃燃
棄料
処冷
理却
洗
浄
設
備
及
び

ブ予
ロ熱
ワ窒
素
ガ
ス
循
環

窒１
素次
ガナ
スト
冷リ
却ウ
器ム
純
化
系

圧圧
縮縮
機空
及気
び供
後給
部系
冷空
却気
器

LAL

貫２
通次
部主
冷冷
却却
器系
配
管

補機系揚水ポンプ

蒸廃
気棄
凝物
縮処
器理
建
物

・補機系冷却塔ブロワ容量
約3,400m3/min

・補機系冷却水量
172ton/h/2基

補機冷却系の主要仕様（2/5：関連する補機冷却設備）

第 3.6.1.3.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の補足

赤線：補機冷却設備のうち、炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置で考慮する範囲（コンクリート遮へい体冷却系の冷却水の供給に使用）

補機系水槽

冷コ
却ン
系ク
冷リ
却ー
器ト
遮
へ
い
体

補機系冷却塔/補機系冷却塔ブロワ

53 条(1)-別紙 6-105[464]

格納容器非常用ﾌｨﾙﾀ

アニュラス 排気系
非常用ガス処理装置

補機系冷却水

V84-193

V84-192

V84-94

V84-136

通水流量の増加

窒素雰囲気
窒素雰囲気

R-102室より

R-102室より

V84-93

V84-135

V84-127
V84-128TE

TRI
84-30184-301-5

TE
84-3 1-1

B84-9A

TRI
84-301

V84-106N

B84-9B

窒素ガスブロワ

DP84-56

DP84-57

N
V84-105

M
DP84-58

N
V84-108TE
84-321
TICA
84-321

N

M

TICA
84-322

TE
84-322

TE
84-301TR CA
84-301

L
004

M

N

V71-47A

TE

TRI
84-30184-301-2

M

B84-10B

S

ペデスタルブースタブロワ

B84-10A

DP84-43

通気風量の増加安全容器
TK83-1

原子炉容器
R13-1

（3/5：コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の概念図）

第 3.6.1.3.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の補足

V84-133

窒素ガス冷却器
HX84-7B

M
DP84-49

N
V84-107M

ペデスタル部冷却パス

V71-48A

N

V71-7A

M

V84-134

機器冷却ファン

窒素雰囲気再循環ファン

V71-49A

M

FE84-302

V84-139 V84-140

窒素ガス冷却器
HX84-7A

M

予熱N2ガス系

予熱N2ガス系

M

A

A

V110-6

TK74-2(P-610, A-8)

予熱N2ガス系

004

L

予熱N2ガス系

V84-154

V84-151

N

M

N

N2ガス供給ヘッダ

V84-250

V84-152

ST84-11

TE
84-302

TRICA
84-302

V84-150

NN

V71-48B

ST84-2

V84-148 V84-149

TRI
4-301

4-301
4

TE

V71-47B

M

V71-7B V71-49B

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜中央制御室（A-712）＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞＜格納容器雰囲気調整系盤＞＜安全容器計装盤＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

ピット部通気風量調整ダンパ（DP84-44）
窒素ガス冷却器冷却水調整スイッチ（V84-130）

・原子炉容器壁面温度・黒鉛遮へい体温度・安全容器壁面温度

第 3.6.1.3.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の補足（4/5：操作場所）

53 条(1)-別紙 6-106[465]

53 条(1)-別紙 6-107[466]

主中間熱交換器（Ｂ）

オーバフローカラム
（Ｂ）

原子炉容器

オーバフロータンク＊1：原子炉冷却材ナトリウムの充填時等の安全板の誤開を防止するため、上流側に止め弁を設置

１次冷却材
ダンプタンク（Ａ）

R-101

R-102

R-105

R-109

R-108

R-106

原子炉建物地下2階平面図

R-103

R-103

R-104

安全板設置室（ヒートシンク材、断熱材を設置）

１次アルゴンガス系
呼吸ガス圧力調整ヘッダ

隔離弁

格
納
容
器

隔離弁

（5/5：１次アルゴンガス系安全板の概念図）

第 3.6.1.3.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却の補足

１次冷却材
ダンプタンク（Ｂ）

格納容器（床下）
地下2階

止め弁＊1【新設】

１次主循環ポンプ（Ａ）

安全板【新設】

主中間熱交換器（Ａ）

オ
ー
バ
フ
ロ
ー
カ
ラ
ム
（Ａ）

原
子
炉
附
属
建
物

気体廃棄物
処理系

アルゴンガス
供給系

3.6.2 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
LORL のうち、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.6.2.1 表に LORL の
うち、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタ
イムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の補助冷却設備による崩壊熱除去手順
・ 補助冷却設備の手動起動手順※ 上記の手順は、3.6.1.2 節に同じである。
＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順※ コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却手順
・ 格納容器自動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.5 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-108[467]

53 条(1)-別紙 6-109

[468]

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

30
60

120

180

経過時間（分）
10日 20日 30日 40日・補助冷却設備の運転が可能な状態にあることを確認する。
・補助冷却設備により、崩壊熱を除去する。

・主冷却系サイフォンブレークによる冷却材漏えい量の抑制の確認
・補助冷却設備運転に必要な原子炉容器内
冷却材液位確保・補助冷却設備運転

1

2

運転員B

運転員B、C

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。

▽事故発生の判断（安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）

備考

・事故発生の判断

・原子炉スクラム確認

20

3

1

・運転操作指揮手順の内容

10▽異常事象発生（安全容器外１次主冷却系配管（内側）破損）

5

運転員A、B、D

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

必要な要員と作業項目（a）手順：補助冷却設備による崩壊熱除去

第 3.6.2.1 表 LORL のうち、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

53 条(1)-別紙 6-110[469]

運転員A、B

運転員B、C

運転員A、E

運転員A、E

格納容器破損防止措置

状況判断

格納容器破損防止措置

運転員A、B、D

2

2

2

2

3

・格納容器内温度及び圧力等が上昇することの判断・コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却・格納容器アイソレーション確認

5

10

20

30
60

120

180

経過時間（分）
10日 20日 30日 40日

備考

・冷却材の格納容器（床下）への漏えいにより、格納容器内の温度及び圧力等が上昇することを確認する。
・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

・コンクリート遮へい体冷却系の運転により原子炉容器外面を冷却し、炉心の崩壊熱を除去する。

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材
バウンダリが高圧に至ると判断する。

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。

▽原子炉容器内冷却材液位の低下により、原子炉冷却材温度が高温に至ると判断▽事故発生の判断（安全容器外１次主冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）▽異常事象発生（安全容器外１次主冷却系配管（内側）破損）

・原子炉冷却材温度が高温に至ることの判
断・事故発生の判断

・原子炉スクラム確認

運転員A

1

・運転操作指揮

手順の内容

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

状況判断

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（b）手順：コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却等

第 3.6.2.1 表 LORL のうち、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

3.6.2.1 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の補助冷却設
備による崩壊熱除去手順（1）概要
本手順は、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管）が破損し、原子炉が自動停止した後の崩壊熱除去中に同一区画の１次主冷却系の配管（外管）が破損した際の補助冷却設備による崩壊熱除去（第 3.6.1.1.1 図参照）に係る手順である。
（2）成功基準
１次主冷却系のサイフォンブレークによる液位の確保（第 3.6.2.1.1 図参照）は、受動的に達成されるとともに、原子炉容器のナトリウム液位が低下した場合、補助冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に機能するように設計している。このため、運転員の役割は、補助冷却設備の自動起動の確認及び補助冷却設備の自動起動後の崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① １次主冷却系の配管（内管）が破損し、１次冷却材漏えいが生じた場合、当直長は、運転員に原子炉自動停止の確認を指示する。
※ 2 箇所以上のナトリウム漏えい検出器が作動する等、ナトリウム漏えいが発生していると判断され、原子炉の自動停止に至っていない場合、運転員に手動スクラムを実施させる（3.2.2 節の①の a.参照）。
② 運転員（中央制御室）A は、原子炉が自動停止したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉容器のナトリウム液位がＮｓＬ（原子炉容器通常ナトリウム液位）-320mm まで低下した場合、以下により補助冷却設備の自動起動を確認する。
※ 補助冷却設備が自動起動していない場合、手動により起動する。
・ １次補助冷却系の電磁ポンプが自動起動し、定格流量（約 56t/h）まで自動で到達することを確認する。
※ 上記の確認には、１次補助冷却系の温度検出器を用いる。
・

２次補助冷却系の補助冷却機用送風機が自動起動することを確認する。

④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、補助冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを監視するとともに、運転員（中央制御室）B は、原子炉容器のナトリウム液位を監視する。
※ 上記の監視には、１次補助冷却系の温度検出器、補助冷却器出口冷却材の温度検出器、
原子炉容器の液面検出器を用いる。
⑤ 運転員（中央制御室）B は、原子炉容器のナトリウム液位が１次主冷却系の循環に必要な液位を下回った場合、１次主冷却系の配管（外管）が破損したと判断するとともに、１次主冷却系のサイフォンブレークによりナトリウムの漏えいが抑制されることを確認する。
※：上記の対応には、原子炉容器の液面検出器等を用いる。

53 条(1)-別紙 6-111[470]

（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-112[471]

3.6.2.2 安全容器外の１次主冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順（1）概要
本手順は、安全容器外の１次主冷却系の配管（内管）が破損し、原子炉が自動停止した後の崩壊熱除去中に同一区画の１次主冷却系の配管（外管）が破損し、さらに、補助冷却設備による崩壊熱除去機能を喪失した際に、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却（第3.6.2.2.1 図参照）により、炉心の崩壊熱を除去するための手順である。
（2）成功基準
コンクリート遮へい体冷却系は、通常運転時から継続して運転するものであり、給水流量の増大、窒素ガス流路の切り替えのための操作を除いて、基本的な手順は監視となる。
（3）操作手順① 事象発生（１次主冷却系の配管（内管）破損）から原子炉自動停止の確認までは、3.6.2.1
節に同じである。
② 運転員（中央制御室）A 及び B は、原子炉冷却材温度が上昇すると判断する。
※ 補助冷却設備による崩壊熱除去に失敗した場合、原子炉冷却材温度が上昇すると判断する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガスを原子炉容器のリークジャケットに通気するように窒素ガスの流路を切り替えるとともに、コンクリー
ト遮へい体冷却系の窒素ガス冷却器の通水流量を増加させる。
④ 運転員（中央制御室）A、B、C 及び D は、コンクリート遮へい体冷却系により崩壊熱が正常に除去されていることを監視する。
※ 上記の監視には、コンクリート遮へい体冷却系の温度検出器、冷却水の流量検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の操作は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-113[472]

53 条(1)-別紙 6-114

[473]

⚫

⚫

⚫

電磁ポンプ

サイフォン現象の発生

炉心

１次主冷却系出口

安全容器

炉心頂部

主中間熱交換器入口窓

通常運転時の流れ（上端）

１次補助冷却系サイフォンブレークの概念図

原子炉容器

遮へい
グラファイト

１次補助冷却系
出口配管（下端）

１次補助冷却系入口

１次補助冷却系出口

１次補助冷却系入口弁

原子炉容器通常ナトリウム液位

１次主冷却系による強制循環冷却に必要な液位確保

１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁
動作信号発生液位

系統外に冷却材が漏えい、液位低下

第 3.6.2.1.1 図 １次主冷却系のサイフォンブレークによる液位確保の補足

１次補助冷却系の配管（内管及び外管）が破損

補助中間
熱交換器

１次補助冷却系出口弁

１次補助冷却系サイフォンブレークによりサイフォン現象による液位低下を抑止

液位の低下により１次補助冷却系サイフォン
ブレーク止弁が「開」、アルゴンガスが導入

１次補助冷却系
サイフォンブレーク止弁

１次補助冷却系
サイフォンブレーク配管

１次補助冷却系の低所配管（内管及び外管）が破損した際に、１次補助冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入することにより、
サイフォン現象による原子炉容器の冷却材液位の低下を抑止し、１次主冷却系の循環に必要な液位を確保する。
１次補助冷却系のナトリウム漏えいの検知（2 out of 28）、原子炉容器の冷却材液位低低（NsL-320mm）、ポニーモータ1台停止の条件が成立した時点で、自動で１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁が「開」となりアルゴンガスが導入される。また、１次補助冷却系からの漏えいによる液位の低下速度は緩慢であり、サイフォンブレーク止弁開の液位に達するまでに3時間以上の猶予がある。自主対策として、運転員が１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁の自動開失敗を認知した場合は、中央制御室及び現場において、止弁の開操作を実施する手順により、猶予時間内で確実に操作を実施する。
１次補助冷却系サイフォンブレーク失敗を仮想した場合にあっても、１次主冷却系の循環に必要な液位を喪失するまでには10時間以上の猶予がある。自主対策として、運転員が液位等によりサイフォンブレーク失敗を検知した場合は、中央制御室において、１次補助冷却系の出入口止弁（電源：直流無停電電源系）を「閉」とする手順（10分以内に完了）により、猶予時間内に、１次主冷却系の循環に必要な液位は確実に確保できる。
以上のとおり、運転員操作も含めて、液位確保について、十分な信頼性が確保できる。

１次アルゴンガス系⚫

１次主冷却系入口

53 条(1)-別紙 6-115[474]

第 3.6.2.2.1 図 コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の補足

コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の概念図

・窒素ガス冷却器容量
約1MW/2基

・補機系冷却塔ブロワ容量
約3,400m3/min

・補機系冷却水量
172ton/h/2基・ペデスタルブースタブロワ
容量約5,500m3/h

・窒素ガスブロワ容量
約30,000m3/h

コンクリート遮へい体
冷却系の主要仕様⚫ １次冷却材の漏えいにより窒素ガス流路を喪失する場合を除く事故時に使用可能（コンクリート遮へい体
冷却系を予熱窒素ガス系と接続し、原子炉容器等の二重構造の間隙部に窒素ガスを通気）⚫ コンクリート遮へい体冷却系は、主冷却系と独立した系統

3.6.3 １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合
LORL のうち、１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.6.3.1 表に LORL のうち、１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の自然循環による崩壊熱除去手順※ 自然循環（2 ループ）による崩壊熱除去
・ １次主冷却系の強制循環機能の復旧手順
・ １次補助冷却系の手動サイフォンブレーク及び原子炉容器出入口止弁閉止手順＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策・ １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順※ 自然循環（1 ループ）による崩壊熱除去
・ 格納容器自動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.5 節に同じである。
・ コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却手順※ 上記の手順は、3.1.6.3 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-116[475]

53 条(1)-別紙 6-117[476]

運転員A、E

格納容器破損防止措置

・格納容器アイソレーション確認

・格納容器内温度及び圧力等が上昇することの判断

2

運転員A、E

状況判断

2

・主冷却系の循環による冷却（自然循環）

2

運転員B、C

炉心損傷防止措置

・１次補助冷却系サイフォンブレークによる冷却材漏えい量抑制の確認
・主冷却系の循環に必要な原子炉容器内冷却材液位確保1

運転員B・原子炉スクラム確認・事故発生の判断

1・運転操作指揮

手順の内容

3

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

5

10

20

30
60

120

180

経過時間（分）
10日 20日 30日 40日▽事故発生の判断（１次補助冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下）▽異常事象発生（１次補助冷却系配管（内側）破損）

運転員A、B、D

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目

備考

・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。
・冷却材の格納容器（床下）への漏えいにより、格納容器内の温度及び圧力等が上昇することを確認する。
・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

・主冷却系による崩壊熱除去が可能な状態にあることを確認する。

・「炉内ナトリウム液面低」による原子炉保護系（スクラム）動作を確認する。
・１次補助冷却系配管（外側）破損に伴う炉内冷却材液位低下を確認する。

（a）手順：１次補助冷却系サイフォンブレークの確認及び主冷却系の自然循環による崩壊熱除去

第 3.6.3.1 表 LORL のうち、１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

3.6.3.1 １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の自然循環による崩壊熱
除去手順
（1）概要
本手順は、１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の主冷却設備（2 ループ）の自然循環による崩壊熱除去に係る手順である。
（2）成功基準
１次補助冷却系のサイフォンブレークによる液位の確保（第 3.6.3.1.1 図参照）は、自動的に達成されるとともに、主冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に自然循環に移行するように設計している。このため、運転員の役割は、サイフォンブレークによる液位の確保、
主冷却設備の運転状態及び原子炉の冷却状態の確認並びに崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が発生した場合、当直長は、運転員に原子炉の自動停止の確認を指示する。
② 運転員（中央制御室）A は、原子炉が自動停止したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉が自動停止した後、１次補助冷却系のサイフォ
ンブレークによる液位確保及び１次主冷却系の自然循環冷却を確認する。
④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、2 ループの１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認するとともに、主冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを以下により監視する。
・

１次主冷却系の自然循環の状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の作業は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-118[477]

3.6.3.2 １次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機
能喪失時手順（1）概要
本手順は、１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損が重畳し、かつ、炉心損傷防止措置（主冷却設備（2 ループ）の自然循環による崩壊熱除去）の機能を喪失した場合の主冷却設備（1ループ）の自然循環による崩壊熱除去に係る手順である。
（2）成功基準
主冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に自然循環に移行するように設計している。このため、運転員の役割は、主冷却設備の運転状態及び原子炉の冷却状態の確認並びに崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① 事象発生（１次補助冷却系の配管（内管及び外管）の破損）、原子炉自動停止、１次補助冷却系のサイフォンブレークによる液位確保の確認及び１次主冷却系の自然循環冷却の確認までは、3.6.3.1 節に同じである。
② 運転員（中央制御室）B 及び C は、1 ループの１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認するとともに、主冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを以下により監視する。
・

１次主冷却系の自然循環の状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の作業は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-119[478]

53 条(1)-別紙 6-120

[479]

⚫

⚫

電磁ポンプ
原子炉容器

遮へい
グラファイト

１次補助冷却系
出口配管（下端）

１次補助冷却系入口

１次補助冷却系出口

サイフォン現象の発生

炉心第 3.6.3.1.1 図 １次補助冷却系のサイフォンブレークによる液位確保の補足

安全容器

炉心頂部

１次主冷却系による強制循環冷却に必要な液位確保

１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁
動作信号発生液位

系統外に冷却材が漏えい、液位低下

主中間熱交換器入口窓
１次主冷却系出口（上端）

原子炉容器通常ナトリウム液位

１次補助冷却系サイフォンブレークの概念図

液位の低下により１次補助冷却系サイフォン
ブレーク止弁が「開」、アルゴンガスが導入

１次補助冷却系入口弁

１次補助冷却系サイフォンブレークによりサイフォン現象による液位低下を抑止

１次補助冷却系出口弁

１次補助冷却系の配管（内管及び外管）が破損

補助中間
熱交換器

１次補助冷却系
サイフォンブレーク止弁

１次補助冷却系
サイフォンブレーク配管

１次補助冷却系の低所配管（内管及び外管）が破損した際に、１次補助冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入することにより、サイフォン現象による原子炉容器の冷却材液位の低下を抑止し、１次主冷却系の循環に必要な液位を確保する。
１次補助冷却系のナトリウム漏えいの検知（2 out of 28）、原子炉容器の冷却材液位低低（NsL-320mm）、ポニーモータ1台停止の条件が成立した時点で、自動で１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁が「開」となりアルゴンガスが導入される。また、
１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁は、中央制御室での操作、及び現場での直接操作を可能とする。
１次補助冷却系サイフォンブレーク失敗を仮想した場合にあっても、１次補助冷却系の出入口弁（電源：直流無停電電源系）を「閉」とすることにより、１次主冷却系の循環に必要な液位の確保が可能である。

１次アルゴンガス系⚫

１次主冷却系入口

3.7

交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失（PLOHS）に対する手順
PLOHS に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置は、異常事象により異なるため、以下の事象進展ごとに示す。
・外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
・２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
3.7.1 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
PLOHS のうち、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.7.1.1 表に PLOHS のうち、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の自然循環（2 ループ）による崩壊熱
除去手順
・ 強制循環機能の復旧手順
・ コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器の外面冷却手順＜格納容器破損防止措置＞
・

下線：自主対策

外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順※ 自然循環（1 ループ）による崩壊熱除去

53 条(1)-別紙 6-121[480]

53 条(1)-別紙 6-122

[481]

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

・事故発生の判断

・自然循環移行・強制循環冷却機能喪失の原因調査・復旧

22

運転員B、C

運転員D、E

・原子炉スクラム確認

2

1

・運転操作指揮

手順の内容

10

20

30

60

120

180

10日 20日 30日 40日

経過時間（分）▽異常事象発生（外部電源喪失）

5▽事故発生の判断（1次主冷却系の強制循環冷却及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗）

運転員A、B

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

必要な要員と作業項目（a）手順：主冷却系の自然循環による崩壊熱除去

備考・「電源喪失」による原子炉保護
系（スクラム）動作を確認する。
・１次主冷却系の強制循環冷却失敗を確認する。
・補助冷却設備の強制循環冷却失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。
・強制循環冷却機能喪失の原因を調査し、その復旧に努める。

第 3.7.1.1 表 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

3.7.1.1 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の自然循環（2 ループ）による崩壊
熱除去手順
（1）概要
本手順は、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の主冷却設備（2 ループ）の自
然循環による崩壊熱除去に係る手順である。
（2）成功基準
主冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に自然循環に移行するように設計している。このため、運転員の役割は、主冷却設備の運転状態及び原子炉の冷却状態の確認並びに崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① 外部電源喪失が発生した場合、当直長は、運転員に原子炉の自動停止の確認を指示する。
② 運転員（中央制御室）A は、原子炉が自動停止したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉が自動停止した後、１次主冷却系の強制循環冷却（ポニーモータによる低速運転）及び補助冷却設備による強制循環冷却の失敗を確認する。
※ 強制循環冷却機能喪失の原因によっては、機能を復旧できる可能性があるため、手動での強制循環冷却機能の復旧を行う。
④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、2 ループの１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認するとともに、主冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを以下により監視する。
・

１次主冷却系の自然循環の状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の作業は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-123[482]

3.7.1.2 強制循環機能の復旧手順（1）概要
本手順は、１次主冷却系の強制循環冷却（ポニーモータによる低速運転）及び補助冷却設備による強制循環冷却に失敗した際の当該機能の復旧に係る手順である。
（2）成功基準強制循環機能の復旧手順は、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① １次主冷却系主循環ポンプの機能喪失の原因（電気故障、潤滑油ポンプの故障等）を調査し、可能な場合には復旧する。
② 補助冷却設備の機能喪失の原因（１次補助電磁ポンプ、２次補助電磁ポンプ、補助冷却機等）を調査し、可能な場合には復旧する。
（4）操作の成立性
上記の操作は、安全性向上のために自主的に講じるものである。また、通常運転時の作業環境と同様の環境で実施できる操作である。

53 条(1)-別紙 6-124[483]

3.7.1.3 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失時手順（1）概要
本手順は、外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳し、かつ、炉心損傷防止措置（主冷却設
備（2 ループ）の自然循環による崩壊熱除去）の機能を喪失した場合の主冷却設備（1 ループ）の自然循環による崩壊熱除去に係る手順である。
（2）成功基準
主冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に自然循環に移行するように設計している。このため、運転員の役割は、主冷却設備の運転状態及び原子炉の冷却状態の確認並びに崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① 事象発生（外部電源喪失）から原子炉自動停止の確認までは、3.7.1.1 節に同じである。
② 運転員（中央制御室）B 及び C は、1 ループの１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認するとともに、主冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを以下により監視する。
・

１次主冷却系の自然循環の状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の作業は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-125[484]

3.7.2 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合
PLOHS のうち２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する炉心損傷防止措
置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.7.2.1 表に PLOHS のうち、２次冷却材
漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の自然循環（1 ループ）による崩壊熱除去手順・ 強制循環機能の復旧手順※ 上記の手順は、3.7.1.2 節に同じである。
＜格納容器破損防止措置＞
・

下線：自主対策

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の炉心損傷防止措置の機能喪失

時手順※ 上記の手順は、3.6.1.3 節に同じである。
・ 格納容器自動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.4 節に同じである。
・ 格納容器手動アイソレーション手順※ 上記の手順は、3.2.5 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-126[485]

53 条(1)-別紙 6-127

[486]

60

3時間

10日 20日 30日 40日

経過時間（分）備考

格納容器破損
防止措置

状況判断

運転員B、D、E

3・原子炉容器外に冷却材や放射性物質等が流出したことの判断

2

運転員A、B・安全容器による冷却材や放射性物質等の保持・コンクリート遮へい体冷却系による冷却・格納容器アイソレーション確認

2

運転員A、E

・安全容器により冷却材や放射性物質等が保持されることを確認する。また、コンクリート遮へい体
冷却系の運転により、安全容器内にて保持した放射性物質等を冷却する。

・安全容器内圧力に著しい上昇が生じた場合に、原子炉容器外に冷却材や放射性物質等が流出したと
判断する。

1

運転員D

・「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」、「格納容器内床
上線量率高」により、原子炉保護系（アイソレーション）が動作し、工学的安全施設が自動的に作動し、隔離されることを確認する。

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリウム蒸気が格納容器（床下）に放出されることを確認する。

・１次アルゴンガス系安全板より、ナトリ
ウム蒸気を格納容器（床下）に放出

2

運転員A、B

状況判断

格納容器破損防止措置

・冷却材の著しい昇温及び蒸発が推定される場合に、原子炉冷却材
バウンダリが高圧に至ると判断す
る。

・原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ることの判断・「原子炉入口冷却材温度高」による原子炉保護系（スクラム）動
作を確認する。
・１次主冷却系の強制循環冷却失敗を確認する。
・補助冷却設備の強制循環冷却失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。

・自然循環移行（1ループ）・事故発生の判断

・原子炉スクラム確認

30

2

2

1

・運転操作指揮手順の内容

20

運転員B、C

運転員A、B

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

10▽異常事象発生（２次冷却材漏えい）▽事故発生の判断（1次主冷却系の強制循環冷却及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗）▽冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材バウンダリが高圧に至ると判断▽原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や放射性物質等が流出と判断

5

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

必要な要員と作業項目（a）手順：主冷却系の自然循環による崩壊熱除去

第 3.7.2.1 表 外部電源喪失及び強制循環冷却失敗が重畳した場合に対する手順のタイムチャート

3.7.2.1 ２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の自然循環（1 ループ）による崩壊熱除去手順（1）概要
本手順は、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗が重畳した場合の主冷却設備（1 ループ）の自然循環による崩壊熱除去に係る手順である。
（2）成功基準
主冷却設備は、運転員の操作を介在しなくても、自動的に自然循環に移行するように設計している。このため、運転員の役割は、主冷却設備の運転状態及び原子炉の冷却状態の確認並びに崩壊熱除去の監視となる。
（3）操作手順① ２次冷却材漏えいが発生した場合、当直長は、運転員に原子炉の自動停止の確認を指示する。
② 運転員（中央制御室）A は、原子炉が自動停止したことを確認する。
③ 運転員（中央制御室）B 及び C は、原子炉が自動停止した後、１次主冷却系の強制循環冷却（ポニーモータによる低速運転）及び補助冷却設備による強制循環冷却の失敗を確認する。
※ 強制循環冷却機能喪失の要因によっては、機能を復旧できる可能性があるため、手動での強制循環冷却機能の復旧を行う。
④ 運転員（中央制御室）B 及び C は、1 ループの１次主冷却系（自然循環）、２次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認するとともに、主冷却設備により崩壊熱が正常に除去されていることを以下により監視する。
・

１次主冷却系の自然循環の状況を監視する。

※ 上記の監視には、１次主冷却系の流量検出器を用いる。
・

２次主冷却系及び主冷却機に異常等がないことを監視する。

※ 上記の監視には、２次主冷却系の流量検出器及び主冷却器出口冷却材の温度検出器を用いる。
・

主冷却器出口冷却材温度及び原子炉容器出口冷却材温度が安定することを監視する。

※ 上記の監視には、主冷却器出口冷却材の温度検出器、原子炉容器出口冷却材の温度検出器を用いる。
（4）操作の成立性
上記の作業は、現場作業を伴わない中央制御室のみでの操作である。

53 条(1)-別紙 6-128[487]

3.8 全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失（SBO）に対する手順
SBO に対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置に係る手順を以下に示す。第 3.8.1 表に SBO に対する手順のタイムチャートを示す。
＜炉心損傷防止措置＞ 下線：自主対策
・ 全交流動力電源喪失時の自然循環（2 ループ）による崩壊熱除去手順※ ：上記の手順は、仮設発電機及び手動操作を除いて、3.7.1.1 節に同じである。
・ 自然循環（2 ループ）での仮設発電機及び手動操作による崩壊熱除去手順
・ ディーゼル発電機の機能復旧手順＜格納容器破損防止措置＞

下線：自主対策

・ 全交流動力電源喪失時の自然循環（1 ループ）による崩壊熱除去手順※ ：上記の手順は、3.7.1.3 節に同じである。

53 条(1)-別紙 6-129[488]

53 条(1)-別紙 6-130

[489]

炉心損傷
防止措置

状況判断

手順の項目

運転員E

1

・自然循環移行

4

運転員A、B、C、D

・ディーゼル発電機の起動失敗の原因調査・復旧・事故発生の判断

・原子炉スクラム確認

2

1

・運転操作指揮手順の内容

運転員A、D

運転員A

当直長

要員（名）
（作業に必要な要員数）

必要な要員と作業項目
10

20

30

60

180

10日 20日 30日 40日▽事故発生の判断（ディーゼル発電機（2基）の自動起動失敗）

120

経過時間（分）▽異常事象発生（外部電源喪失）

5（a）手順：仮設発電機及び手動操作を用いた主冷却系の自然循環による崩壊熱除去

第 3.8.1 表 SBO に対する手順のタイムチャート

・ディーゼル発電機の起動失敗の原因を調査し、その復旧に努める。

・「電源喪失」による原子炉保護
系（スクラム）動作を確認する。
・ディーゼル発電機（2基）の自動起動失敗を確認する。
・１次主冷却系（自然循環）、２
次主冷却系（自然循環）及び主冷却機（自然通風）の運転状況を確認する。
・仮設発電機等により温度監視等を行う。また、必要に応じて手動で主冷却機のベーン等の操作を実
施する。

備考

3.8.1 自然循環（2 ループ）での仮設発電機及び手動操作による崩壊熱除去手順（1）概要
本手順は、全交流動力電源喪失が長期化し、駆動源や監視系の電源が枯渇した際の主冷却機のインレットベーン等の手動操作、仮設発電機等を用いた監視等に係る手順である。
仮設電源設備は 2 組用意し、原子炉建物以外の独立した場所にそれぞれ保管し、交流無停電電源が枯渇するまでに、設置場所へ移動して電源を供給できるようにする。なお、交流無停電電源喪失までの時間は、全交流電源喪失発生から 2 時間以上経過後である。
（2）成功基準自然循環（2 ループ）での仮設発電機及び手動操作による崩壊熱除去手順は、全交流動力電源
喪失時の交流無停電電源枯渇以降に、仮設発電機等を用いた監視及び主冷却機のインレットベーン等の手動操作により、炉心の著しい損傷を防止できるように実施する。
（3）操作手順① 敷地内の倉庫に保管している可搬型発電機 1 台を中央制御室の非常階段下 1 階の屋外に設置する。また、上記が使用できない場合は、第二使用済燃料貯蔵建物西側倉庫（物置）に保管している可搬型発電機 1 台を中央制御室前渡り廊下に設置する。
② 仮設電源ケーブルを敷設し、電源を供給する。
③

仮設発電機からの給電により、手動操作による崩壊熱除去に必要なパラメータを監視するとともに、運転員を主冷却機のインレットベーン等の手動操作場所に配置し、手動操作による崩壊熱除去を実施する。

（4）操作の成立性
操作は、外部電源喪失等の異常事象発生から、仮設電源設備の設置電源の給電まで、現場対応
班員 4 名により 2 時間以内で行うことが可能である。

53 条(1)-別紙 6-131[490]

3.8.2 ディーゼル発電機の機能復旧手順（1）概要
本手順は、非常用ディーゼル発電機の機能を喪失した際の当該機能の復旧に係る手順である。
（2）成功基準
非常用ディーゼル発電機の機能復旧手順は、安全性向上のために自主的に講じるものである。
（3）操作手順① 非常用ディーゼル発電機起動失敗の原因（始動空気圧の低下、燃料切れ、弁状態等）を調査し、可能な場合は復旧し、手動起動する。
② 非常用ディーゼル発電機の機関トリップの原因（冷却水異常、潤滑油圧力低低等）を調査し、可能な場合は復旧し、手動起動する。
（4）操作の成立性
上記の操作は、安全性向上のために自主的に講じるものである。また、通常運転時の作業環境と同様の環境で実施できる操作である。

53 条(1)-別紙 6-132[491]

別添 6-1

設計基準事故対処設備等を BDBA に対する措置として使用する場合の信頼性について[492]

原子炉施設は、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故が発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために、炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置を講じたものとする。原子炉施設には、プラント状態に応じて、以下の資機材をあらかじめ整備し、当該措置に使用できるものとする。

・ 制御棒及び制御棒駆動系
・ 後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系
・ 制御棒連続引抜き阻止インターロック
・ 原子炉保護系（スクラム）・ 原子炉保護系（アイソレーション）
・ 後備炉停止系用論理回路
・ 原子炉冷却材バウンダリ
・ 原子炉カバーガス等のバウンダリ
・ 格納容器バウンダリ
・ 非常用冷却設備及び補助冷却設備
・ 安全容器（コンクリート遮へい体冷却系を含む。）
・ 断熱材及びヒートシンク材・ 関連する核計装・ 関連するプロセス計装
・ 仮設電源設備（燃料油運搬設備を含む。）
・ 仮設計器
発電炉の有効性評価に関する審査ガイドに基づき、これらの資機材のうち、炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故の想定において、故障を想定した資機材を除き、資機材の機能を期待することの妥当性（原子炉の圧力、温度及び液位等）が確認できた場合には、その機能に期待している。例えば、原子炉停止機能喪失型の事故（ULOF、UTOP、ULOHS）における原子炉停止後の除熱機能等、崩壊熱除去機能喪失型の事故（LORL、PLOHS、SBO）における原子炉停止機能等が該当する。
資機材

原子炉停止機能喪失型

崩壊熱除去機能喪失型

局所閉塞

制御棒及び制御棒駆動系

機能喪失を想定

設計基準拡張設計基準拡張原子炉保護系（スクラム）

機能喪失を想定

設計基準拡張設計基準拡張設計基準拡張

機能喪失を想定＊1/設計基準拡張

設計基準拡張原子炉冷却材バウンダリ

設計基準拡張：事象想定において、故障を想定した設備以外で、当該事象の事象推移に基づいて、機能が維持されることが妥当と判断されるもの。

＊1：LORLの場合原子炉停止機能喪失
機能、資機材【耐震クラス】

停止機能

冷却機能

閉じ込め
機能

電源機能

計装

崩壊熱除去機能喪失

局所的
燃料破損

ULOF

UTOP

ULOHS

LORL

PLOHS

SBO

LF

制御棒及び制御棒駆動系（主炉停止系【Sクラス】）

×

×

×

○※2

○※2

○※2

○※2

後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系【Sクラス】※1

○

○

○

－

－

－

－

原子炉保護系（スクラム（原子炉トリップ信号を含む。））【Sクラス】
後備炉停止系用論理回路（代替原子炉トリップ信号を含む。）【Ss機能維持】※1
制御棒連続引抜き阻止インターロック【Ss機能維持】※1

×

×

×

○※2

○※2

○※2

○※2

○

○

○

－

－

－

－

－

○

－

－

－

－

－

原子炉冷却材バウンダリ【Sクラス】

○

○

○

×※5

○

○

○

非常用冷却設備（強制循環）【Sクラス】

○

○

○

×※5

×

×

○

非常用冷却設備（自然循環）【Sクラス】※1

－

－

－

×※5

○

○

－

補助冷却設備【Ss機能維持】※1

－

－

－

○

－

－

－

１次主循環ポンプ主電動機

×

○※2

○※2

－

－

－

○※2

安全容器【Ss機能維持】※1

－

－

－

○

○

－

－

コンクリート遮へい体冷却系【Ss機能維持】※1

－

－

－

○

○

－

－

格納容器バウンダリ【Sクラス】※1

○

○

－

○

○

－

○

原子炉カバーガス等のバウンダリ【Ss機能維持】※1

－

－

－

○

○

－

－

原子炉保護系（アイソレーション）【Sクラス】※1

○

○

－

○

○

－

○

断熱材及びヒートシンク材【Ss機能維持】※1

－

－

－

○

○

－

－

常用電源※3

×※4

○※2

○※2

○※2

×※4

×

○※2

非常用交流動力電源系【Sクラス】

○

○

○

○

○

×※6

○

仮設電源設備、仮設計器※1

－

－

－

－

－

○

－

関連する核計装、プロセス計装

○

○

○

○

○

○

○

凡例 〇：機能すると想定しているもの、×：機能喪失を想定しているもの、－：機能の有無が有効性評価に与える影響が小さく、機能が不要なもの※1 炉心損傷防止措置又は格納容器破損防止措置※2 設計基準拡張※3 措置に使用する資機材には、非常用電源設備から給電しており、常用電源を喪失してもそれらの安全機能に影響はない。
※4 起因事象が外部電源喪失のため※5 起因事象が原子炉冷却材漏えいのため※6 事象想定において、非常用発電機2台の起動失敗を想定しているため

53 条(1)-別紙 6-別添 6-1-1[493]

ULOF 時の原子炉容器内の発生圧力の伝搬によるポニーモータの運転への影響について

ULOF では、遷移過程において即発臨界超過の結果、大きな熱エネルギー放出がある場合、高温となった炉心物質は、炉心内の圧力に駆動されて上部プレナムへ移動し、ナトリウムとの熱的相互作用を生じる。その結果発生するナトリウム蒸気圧によって上部プレナム内のナトリウムが上方に加速され、大回転プラグ、小回転プラグ及び炉心上部機構等の下面のカバーガス領域を圧縮し、原子炉冷却材バウンダ
リ等に対して機械的な負荷を与える。
機械的応答過程では、上部プレナム内のナトリウムの加速による機械的エネルギーの発生並びに機械的エネルギー発生時の原子炉容器内の圧力上昇に伴う原子炉容器構造応答の解析を行っている。ここでは、上記の解析で求めた原子炉容器内の発生圧力が伝搬することによるポニーモータの運転への影響について示す。
AUTODYN による原子炉容器応答解析の結果では、原子炉容器出口配管のノズル部近傍の圧力パル
スのピーク値は約 0.7MPa であり、長時間継続することはない。仮にこの圧力パルスが 1 次主冷却系を伝播したとしても、第 1 図に示すとおり、原子炉容器出口配管と１次主循環ポンプの間には主中間熱交換器があり、１次主循環ポンプに到達するまでに、さらに圧力は低下することから、１次主循環ポンプの運転継続に影響を及ぼすレベルではない。
なお、機械的エネルギー発生時には、上部プレナムでのナトリウムとの熱的相互作用により損傷
炉心物質は広範に堆積するため、自然循環による除熱も可能である。

主冷却器

主冷却器
２次主循環ポンプ

１次主循環ポンプ
オーバフローカラム

Air

１次主循環ポンプ
主中間熱交換器

原子炉容器

主中間熱交換器

オーバフローカラム

主送風機

２次主循環ポンプ

Air
主送風機

循環ポンプ
補助冷却器

Air
送風機

補助中間
熱交換器
循環ポンプ

オーバフロータンク

循環ポンプ

第 1 図 原子炉冷却系統図

53 条(1)-別紙 6-別添 6-1-2[494]

ULOF 時の即発臨界超過による核計装（線形出力系）への影響について

ULOF では、遷移過程において即発臨界超過の結果、第 1 図に示すとおり、極めて短時間ではあるものの、約 10,000P0 の大きな出力パルスが生じる。
ここでは、上記の出力パルスによる核計装（線形出力系）への影響について示す。

核計装（線形出力系）の検出器は電離箱モードで動作しており、短時間に多量の中性子の照射を受けても原理的に機能を喪失することはない。
また、ケーブルを流れる電流についても通常運転時の電流はマイクロアンペアのオーダーであることから、約 10,000 倍に上昇したとしても、電流は 1 アンペア以下に抑制されており、熱的な影響も生じない。
以上のことから、ULOF 時の即発臨界超過により、核計装（線形出力系）の機能は喪失しな
いと考えられる。
なお、通常運転時においては、核計装（中間出力系）、核計装（起動系）は炉心から離れた位置に引き抜いて保管しているため、これらの核計装を活用した監視の継続も可能である。

原子炉出力 (定格値に対する割合）

1.0E+5
1.0E+4
1.0E+3
1.0E+2
1.0E+1
1.0E+01.0E-1
1.0E-2
70

90

110

130

150

170

時間 (s)

第 1 図 遷移過程における原子炉出力履歴

53 条(1)-別紙 6-別添 6-1-3[495]

別添 6-2

炉心損傷の推移、監視、措置の判断について[496]

炉心の著しい損傷に至る可能性のある事故（ULOF）の事象推移と炉心損傷/格納容器破損防止措置の概念
炉心損傷防止措置が機能した状態

炉心損傷防止措置の機能が喪失した場合の事象推移

燃料要素の破損

炉心損傷防止◆ 炉心損傷防止措置の有効性評価の判断基準（燃料の破損を防止）を満足した状態

燃
料の状
態◆ 燃料の溶融、
被覆管の破
損は生じる
が、燃料集
合体及び炉
心の冷却機
能は維持さ
れた状態

高温部の被覆
管の破損

燃
料
の
状
態

炉心損傷防止措置の有効性評価の判断基準とした状態

被覆管・構造材

溶融燃料

ボイド領域

ナトリウム

外部電源喪失発生

炉心状態の概要

プラント状態
の概要

炉心損傷
防止措置
格納容器破損防止措置（原子炉容器内
冷却）

炉心
温度
上昇

◆ 炉心溶融が全炉心規模に拡大した状態◆ 溶融燃料が横方向へ
も移動

集合体

過出力時の
破損挙動

全炉心
第4図

第3図

第2図

固体燃料

炉心の著しい損傷◆ 燃料破損が燃料集
合体規模まで拡大し、燃料集合体が損傷した状態

燃料中心部
の溶融・被
覆管破損

流量低下時の
破損挙動

第1図

約4秒

燃料集合体の損傷

炉心の損傷状態によらず、炉心損傷防止措置の機能を喪失した場
合に、格納容器破損防止措置が機能するよう措置を講じている。
また、炉心損傷防止措置と格納容器破損防止措置は、並行して措置が機能するものとしている。

約50秒

約20秒

炉心防止措置機能

炉心損傷防止措置が機能した場合は、
炉心温度低下・収束

炉心防止措置機能
喪失

炉心損傷防止措置の機能が喪失した場合は、炉心温度が上昇し、燃料要素の破損に至る【燃料破損検出系、燃料集合体出口温度監視等による状態監視と手動による炉心損傷防止】

炉心温度の上昇が継続し、燃料集合体の損傷に至る

溶融燃料が横方向へも移動し、損傷領域が拡大し、炉心の著しい損傷に至る

冷却系ポンプ停止、
1次主循環ポンプポニーモータに引継ぎ
冷却材流量低下、
設計基準事故対処 フローコーストダウンによる冷却材流量低下継続
1次系ポニーモータ流量、2次系自然循環による冷却【自動動作】
設備の機能喪失
後備炉停止系による原炉心損傷防止措置の機能を喪失と判断した場合、自主的に講じる措置として、手動での制御棒
子炉停止【自動動作】
挿入操作を実施【手動操作：数分（中央制御室）】
１次主循環ポンプの流量増大操作を実施【手動操作：数分～10分（中央制御室、原子炉附属建
炉心損傷防止措置による物）】
自主対策【第2図、第3図】
炉心損傷防止【第1図】
フローコーストダウン後のポニーモータ運転により、損傷炉心物質の冷却に必要な冷却材流量を確保【自動動作】
格納容器破損防止措置による格納容器破損防止（第2図～第4図）

53 条(1)-別紙 6-別添 6-2-1[497]

著しい炉心損傷に至る可能性のある事故の事象推移と炉心損傷防止、格納容器破損防止措置の概念
LORL
炉心損傷防止措置が機能した状態
炉心損傷防止措置の機能が喪失した場合の事象推移
被覆管の破損◆ 炉心損傷防止措置の有効性評価の判断基準（燃料の破損を防止）を満足した状態

燃料の状
態

炉心の著しい損傷

燃料要素の破損

炉心損傷防止燃料の状
態◆ 被覆管の破
損は生じる
が、燃料は
ナトリウム
中に保持さ
れており、
炉心物質の
溶融は生じ
ていない状
態（冷却材
最高温度約
800℃）

炉心損傷防止措置の判断基準
固体燃料

被覆管・構造材

炉心状態の概要

プラント状態の概要

炉心の損傷状態、炉心損傷防止措置の機能の状態によらず、格納容器破損防止措置を実施する設計・手順としている。また、炉心損傷防止措置と格納容器破損防止措置は、並行して措置が機能する設計・手順としている。
約5.5日

約4.5時間炉心安定冷却

安全容器
損傷炉心物質炉心の著しい損傷
ナトリウム

１次冷却材漏えい発生
約0.5時間炉心◆ 蒸発により緩やかに液位が低下し、
炉心が上端
から露出す
ることによ
炉心の り、炉心が著しい 緩慢に損傷
損傷 する。

炉心防止措置機能

炉心損傷防止措置機能の場合は、炉心温度低下・収束

炉心防止措置機能
喪失

炉心損傷防止措置の機能が喪失した場合は、原子炉冷却材温度、炉心温度が上昇,
燃料被覆管の破損に至る【燃料破損検出系、燃料集合体出口温度監視等による状態監視】原子炉自動停止 1次系ポニーモータ流量、【自動動作】
2次系自然循環による冷却【自動動作】
冷却系ポンプ停止、
冷却材流量低下

炉心が露出し、炉心の著しい損傷に至る

１次主冷却系循環液位途絶

1次主循環ポンプ
ポニーモータ引継ぎ
炉心損傷防止措置

補助冷却設備起動【自動起動】
補助冷却設備単独運転による崩壊熱除去

格納容器破損防止措置

コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却は通常運転時から継続

コンクリート遮へい体冷却系を用いた安全容器外面冷却による損傷炉心物質の保持・冷却53 条(1)-別紙 6-別添 6-2-2[498]

別添 6-3

原子炉停止機能の信頼性について[499]

【制御棒及び制御棒駆動系並びに後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系の概要】
・独立した4式の制御棒及び制御棒駆動系を設置

駆 動モ ー タ

加 速 スプ リ ン グ

制御棒4本を炉心第3列に配置

ス ク ラム 時 間 検出 装 置

・独立した2式の後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系を設置
後備炉停止制御棒2本を炉心第5列に配置

位 置検 出 器

駆動

ダ ン ピン グ ス プリ ン グ

部
上 部 案 内管・原子炉スクラム時には、保持電磁石励磁断により、制御棒がデラッチ

ラ ッチ 検 出機 構
保 持電 磁 石

制御棒は、自重で落下するとともにスプリングにより加速されて炉心に落下・挿入され、原子炉は停止（バネ加速重力落下方式）
・後備炉停止系は、主炉停止系による原子炉停止が不能の場合でも、原子炉を停止するように設計
・原子炉スクラムに必要な機能（バネ加速重力落下方式）は、炉心の反応度（原子炉の出力）を制御するために使用する機能（ボールナットスク
リュ方式）の故障が発生した場合においても動作可能

・スクラム時挿入時間は、保持電磁石励磁断から反応度価値90％挿入までが0.8秒以下となるように設計（本原子炉施設では、異常事象発生時の事
象進展が速いため、制御棒による速やかな反応度投入が必要）

デ ラッ チ ス プリ ン グ
加速管ロ ード セ ル
ア ルゴ ン ガ ス供 給 口

ラ ッ チ機 構

炉心 上 部機 構

制御棒

生 体 遮へ い
上 部 案内 管

下 部 案内 管

外 側 延長 管ス ト ロー ク ベロ ー ズ

ダ ッ シュ ポ ッ ト

内 側 延長 管

ラ ッ チベ ロ ーズ

・制御棒及び後備炉停止制御棒は、基準地震動SSの設計用地震波に基づく
最大想定変位時においても十分な余裕をもって挿入できるように設計

炉心 支 持板エ ン トラ ン ス ノズ ル

高 圧 プ レナ ム
ナト リ ウム 液 面
低 圧 プ レナ ム

制御棒駆動系の構造【関連設備】

・後備炉停止系用論理回路
原子炉保護系の論理回路とは別の論理回路を新設し、論理回路の動作に係る多様性及び独立性を確保
・制御棒連続引抜き阻止インターロック
出力運転中に、制御棒の連続引抜き時間が3秒（有効性評価では連続引抜き時間として4秒を設定）となると、引抜きを自動的に阻止するタイマーリレーを新設し、「原子炉出口冷却材温度高」によるトリップ信号の発信までに出力が過度に上昇することを防止
・これらの設備は、基準地震動による地震力に対して機能を喪失しないように整備、また、非常用電源設備より給電【原子炉停止系統の構造概要】

制御棒（後備炉停止制御棒含む。）
が全引き抜き位置にあっても、60％以上が下部案内管内部に位置↓
・

制御棒の下方に、制御棒の下降を阻害するものは存在しない。

・

下部案内管は、他の集合体とは独立して設置され、制御棒の落下・挿入をガイドする役割を果たす。

駆動ストローク：約65cm

制御棒と下部案内管の相対位置関係

53 条(1)-別紙 6-別添 6-3-1[500]【地震時の制御棒挿入性（1/5）-概要-】●地震時の制御棒及び後備炉停止制御棒の挿入機能に対する設計方針
制御棒又は後備炉停止制御棒（制御棒又は後備炉停止制御棒を収納する下部案内管を含む。）及び制御棒又は後備炉停止制御棒をラッチする上部案内管（上部案内管に連結される駆動機構を含む。）の地震時に生じる水平方向の相対変位を考慮しても、制御棒又は後備炉停止制御棒のスクラム時挿入時間（保持電磁石励磁断から反応度価値 90 ％挿入まで）が規定時間（0.8秒）以内になるよう設計する。
地震による
変位方向

上部案内管

●基準地震動に対する制御棒挿入性評価
以下の2つの評価を実施する。
(1)静的条件での制御棒挿入性評価
基準地震動Ssに対して上部案内管と下部案内管の地震時最大変位量（右図）を評価し、その相対変位量が35mm以下であることを確認する。
(2)動的条件での制御棒挿入性評価
機構解析により、衝突による摩擦抵
抗を考慮してもスクラム時挿入時間が規定時間以内となることを確認する。

上部案内管
中心線

a

制御棒

c
b
地震による
変位方向

下部案内管
中心線

下部案内管

(据付誤差)=a（3.1mm）(上部案内管変位) (下部案内管変位)=b=c(地震時最大変位)=a+b+c【地震時の制御棒挿入性（2/5）-静的条件での制御棒挿入性評価 (1)解析条件-】●変位量評価の解析条件
上部案内管

下部案内管

解析対象

炉心上部機構全炉心（群振動解析）

解析コード

FINAS（ver.21.3）

Revian-3D（v8.2）

固有値解析

1次8.4Hz、2次39.9Hz

1次6.7Hz、2次46.7Hz、3次129.2Hz

減衰定数

1.0%（Rayleigh型比例減衰）

3%（1次）、15%（2次、3次）

加振波

建物地下中1階床応答（加速度）※NS方向、EW方向それぞれ解析

炉心支持板応答（加速度）※NS+EW+UDの3次元解析

FINAS解析の炉心上部機構モデル

Revian-3D解析の下部案内管モデル

53 条(1)-別紙 6-別添 6-3-2[501]

【地震時の制御棒挿入性（3/5）-静的条件での制御棒挿入性評価(2)評価結果-】●最大相対変位量評価結果
上部案内管
最大変位(mm)（NS+EW）

下部案内管
最大変位(mm)（NS+EW）

据付誤差
(mm)

最大相対
変位量
(mm)

Ss-D

6.4

14.4

3.1

23.9

Ss-1

14.5

12.9

3.1

30.5

Ss-2

11.5

14.2

3.1

28.8

Ss-3

7.0

13.3

3.1

23.4

Ss-4

8.4

11.2

3.1

22.7

Ss-5

9.2

10.4

3.1

22.7
水中スクラム試験結果（実機ナトリウム環境を模擬する水温及び流量を設定）●基準地震動Ssの地震に対する挿入性
・水中における実規模大モックアップ試験では、スクラム時間は35mmまでの相対変位量においてほぼ一定の値となっており、スクラム時挿入時間への影響がないことを確認している。
・位相を考慮せずにそれぞれの最大変位量を保守的に足し合わせた場合でも、
基準地震動による最大相対変位量は最大でも30.5mm（Ss-1）で、スクラム試験の結果から0.8秒以内の挿入性が確認されている35mmを超えない。

【地震時の制御棒挿入性（4/5）-動的条件での制御棒挿入性評価(1)解析条件-】●機構解析※
・解析コード：ADAMS（ver.2019） ※衝突や摩擦等を模擬した解析・モデル 制御棒、下部案内管：形状模擬した剛体
上部案内管：単純円筒、加速管：円筒構造
・接触条件：接触箇所（右図）における衝突剛性、衝突減衰を、落下試験結果から設定した衝突剛性（k1,2）、
衝突減衰（c1,2）から
制案
内
以下のように合成し設定 御棒
管
衝突時

部位
①
②
③
④
⑤
⑥

衝突剛性k3（N/mm）
1.6×104
5.7×103
3.8×103
3.8×103
7.1×1032.2×104

衝突減衰c3（Ns/mm）
9.0×10-1
1.7×10-1
1.0×10-1
1.0×10-1
2.0×10-1
2.1×100

直列ばね結合衝突ばね・加振条件：上部案内管を水平2方向及び鉛直方向に並進加振、
下部案内管上端を水平2方向に加振、炉心支持板（ピン支持）を水平2方向及び鉛直方向に加振・解析タイミング：最大相対変位が生じるタイミング

53 条(1)-別紙 6-別添 6-3-3[502]【地震時の制御棒挿入性（5/5）-動的条件での制御棒挿入性評価(2)評価結果-】

50
0
-50
-100
-150
-200
-250
-300
-350
-400
-450
-500
-550
-600
-650
-700

解析結果
試験結果

高さ [mm]

高さ [mm]●スクラム時間評価結果

スクラム検出コイル位置-10.40 0.6

03
21
時間 [s]（加振なし）

4

5

50
0
-50
-100
-150
-200
-250
-300
-350
-400
-450
-500
-550
-600
-650
-700

スクラム時間（スクラム検出コイル位置に到達するまでの時間）

解析結果

加振なし

0.40

加振あり

0.44

スクラム検出コイル位置：-530mm（制御棒反応度価値で 90 ％挿入となる位置は約-512mm）
スクラム検出コイル位置0.44 0.6

-1

0

1
2
3
時間 [s]

45（加振あり、Ss-2※）※位相を考慮した相対変位量が最大※

上部案内管-下部
案内管の最大相
対変位量(mm)

据付誤差
(mm)

最大相対変位
量(mm)

Ss-D

12.8

3.1

15.9

Ss-1

17.2

3.1

20.3

Ss-2

17.3

3.1

20.4

Ss-3

11.8

3.1

14.9

Ss-4

13.6

3.1

16.7

Ss-5

14.3

3.1

17.4

●基準地震動Ssの地震に対する挿入性・機構解析ではスクラム試験結果をよく再現している。
・加振時でもスクラム時間は0.5秒以内。
・保持電磁石励磁断からデラッチリミットスイッチ作動までの時間を0.2秒として（スクラム時間が0.6秒以内）、基準地震動時でも制御棒は規定時間内に挿入される。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-3-4[503]

別添 6-4

後備炉停止系の設計について[504]

【原子炉停止系統の急速挿入失敗の原因として想定される共通原因故障（1/5）-全体概要-】① 原子炉トリップ信号【設計基準】１種類の原子炉トリップ信号に対して、それぞれ独立した検出器を複数設けることで、原子炉トリップ信号発信に係る独立性及び多重性を確保【BDBA】設計基準事故対処設備とは別の検出器により、原子炉トリップ信号発信に係る多様性及び独立性を確保（一例）

代替原子炉トリップ信号

原子炉トリップ信号② 安全保護回路【設計基準】原子炉保護系（スクラム）の論理回路は、それぞれ独立した２台を設けることで、ロジック回路の作動に係る独立性及び多重性を確保【BDBA】設計基準事故対処設備とは別の
後備炉停止系用論理回路を設け、後備
炉停止系用論理回路からのトリップ遮断器を設けることで、論理回路の作動に係る多様性及び独立性を確保③ 制御棒の急速挿入
制御棒等の保持電磁石用電源は、論理回路に対応してトリップ遮断器を設けることで、制御棒等の切離しに係る独立性及び多重性を確保
また、制御棒等の急速挿入に係る共通
原因故障の防止対策を講じ、必要な信頼性を確保
・原子炉停止に係る施設は独立性及び多重性を確保しており、単一故障を想定しても、停止機能を喪失することはなく、必要な信頼性を確保

・運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故では、主炉停止系の反応度価値の最も大きな制御棒一本が全引き抜き位置に固着した場合を想定
し、主炉停止系のみで原子炉を安全に停止できることを確認
・BDBAでは、後備炉停止系の急速挿入のみで炉心損傷を防止できることを確認※ 「BDBA」：多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故【原子炉停止系統の急速挿入失敗の原因として想定される共通原因故障（2/5）-原子炉トリップ信号の多様化の確保-】⚫

設計基準事故対処設備として考慮した原子炉トリップ信号※2の発信失敗を想定したとしても、残された既設の原子炉トリップ信号を活用することにより、選定した異常事象の全てに対して独立で多様な代替原子炉トリップ信号※4を確保

既設の原子炉保護系の作動項目

中性子束高（出力領域）

過渡・事故事象※1

設計基準事故対処設備（原子炉トリップ信号※2）

BDBAの事象Gr※3

未臨界状態からの制御棒の異常な引抜き
過出力時
出力運転中の制御棒の異常な 中性子束高（出力領域）
原子炉停止機能喪失
引抜き
主冷却器空気流量の増大

BDBA対処設備（代替原子炉トリップ
信号※4）

第3信号

原子炉出口冷却材温度
手動スクラム高

中性子束高（中間領域／起動領域）

―

―

―

―

―

炉周期短（中間領域／起動領域）

―

―

―

―

―

原子炉出口冷却材温度高

―

―

―

―

―

原子炉入口冷却材温度高主冷却器空気流量の減少
２次冷却材漏えい事故
主送風機風量瞬時低下事故

原子炉入口冷却材温度高除熱源喪失時
原子炉停止機能喪失

原子炉出口冷却材温度 ２次主循環ポンプト
高リップ、手動スクラム

１次冷却材流量低１次冷却材流量減少
１次冷却材流量低１次主循環ポンプ軸固着事故

炉心流量喪失時
原子炉停止機能喪失

１次主循環ポンプ
トリップ

２次冷却材流量低２次冷却材流量減少
２次冷却材流量低２次主循環ポンプ軸固着事故

除熱源喪失時
原子炉停止機能喪失

原子炉出口冷却材温度 ２次主循環ポンプト
高リップ、手動スクラム

炉内ナトリウム液面低１次冷却材漏えい事故

炉内ナトリウム液面低炉心流量喪失時
原子炉停止機能喪失

１次主循環ポンプ
トリップ

原子炉出口冷却材温度高、手動スクラム

原子炉出口冷却材温度高、手動スクラム

炉内ナトリウム液面高

―

―

―

―

―

１次主循環ポンプトリップ

―

―

―

―

―

２次主循環ポンプトリップ

―

―

―

―

電源喪失
手動スクラム

外部電源喪失炉心流量喪失時
原子炉停止機能喪失

電源喪失
―

―

―

１次主循環ポンプトリップ―
２次主循環ポンプト
リップ、手動スクラム――※1：原子炉保護系の作動設定値に至らないものを除く※2：既設の原子炉トリップ信号のうち、設計基準事故対処設備として考慮（「過渡変化の解析」及び「事故経過の解析」において考慮）する信号※3：原子炉停止機能の喪失を想定する事象Grに対して整理※4：既設の原子炉トリップ信号のうち炉心損傷防止措置として考慮する信号

53 条(1)-別紙 6-別添 6-4-1[505]

【原子炉停止系統の急速挿入失敗の原因として想定される共通原因故障（3/5）-制御棒駆動系-】
駆動電動機
トルクリミッタ

・制御棒には各々制御棒駆動系を設けることで独立性を確保

ボールナットスクリュ

マグネットケースの固着、保持電磁石
・バネ加速重力落下方式では、 励磁断失敗
延長管から制御棒をデラッ
チすることで、制御棒を落
下・挿入→制御棒の挿入は、自重落 内側延長管/
ラッチベローズ
下及びスプリング加速に の固着
より、信頼性を向上（自重落下のみでも炉心損傷に至ることなく原子炉を 加速スプリング
の固着、
停止可能）
加速管の干渉→制御棒の挿入に係る多重性を確保保持電磁石励磁断↓内側延長管下方に移動↓
ラッチ機構デラッチ↓
制御棒挿入
自重落下及びスプリングによる加速・ナトリウム液面上部でのナトリウム（化合物を含む。）の付着による固着

マグネットケース
保持電磁石

B

A

A

C

C

→ベローズでバウンダリを構成し、ベローズ内にナトリウムが侵入しない構造。また、ベローズ外の狭隘部(A断面)は高温環境により、付着を防止

ストロークベローズ

B

ラッチベローズ
ナトリウム液面

加速スプリング
加速管・ナトリウム中の異物の侵入による固着→下部案内管と制御棒間(D断面)への異物の侵入は生じ難く、かつ、下部案内管によるガイドにより、異物による固着は生じ難い。
→上部案内管内の狭隘部(C断面)に異物が閉塞すると駆動機構の動作に異常が生じる可能性があるが、出力調整時に検知可能であり、また、制御棒切り離しによる急速挿入機能に影響はない。

外側延長管
内側延長管

ラッチ機構の固着→ナトリウム液面(B断面)近傍に狭隘部を設けず、液面近傍に付着しない構造

ラッチ機構
74.7
64.7

124
83

2.75
（ギャップ部）

72

外側
延長管

D

制御棒

D

下部案内管

5

下部案内管
制御
要素
2.75
（ギャップ部）

内側
延長管

A-A断面
（ストロークベローズ
下部狭隘部）

上部
案内管
約17

38

約20

B-B断面（ナトリウム液面部）制御棒ラッチ状態模式図

制御棒

D-D断面（制御棒部）

バネ加速重力落下方式

C-C断面（加速スプリング上部狭隘部）【原子炉停止系統の急速挿入失敗の原因として想定される共通原因故障（4/5） -制御棒急速挿入の共通原因故障事例-】「常陽」及び「もんじゅ」の運転経験において共通原因故障による制御棒急速挿入失敗事例なし。

類似機器の共通原因故障事例調査
炉心へ重力によって制御棒を挿入するタイプの制御棒を対象に制御棒急速挿入の共通原因故障事例について調査した。
１．米国軽水炉の研究
米国Westinghouse社製加圧水型軽水炉の原子炉停止系の信頼性を研究したレポート[1]には、 1984年～
1995年における制御棒急速挿入の共通原因故障事例の調査・分析が示されている。
➢ 明確な共通原因故障と判定された事例は無い。
➢ 不確実だが共通原因故障の可能性が疑われる事例が2件存在し、いずれも48体中2体のみ故障し、残りの46体は健全という事例である。このうち、運転中に生じたとされる1件が制御棒1体当たりの故障確率評
価において考慮されている。なお、この事例は情報不足により故障の影響がFail-safeか否か不明とされている。
２．国際機関OECD/NEAによる研究
OECD/NEAが制御棒駆動集合体の共通原因故障の調査分析について取りまとめた国際共通原因故障データ
交換（ICDE）プロジェクトレポート[2]には、制御棒を重力によって挿入するタイプの制御棒駆動集合体についての制御棒急速挿入の共通原因故障事例の調査・分析が示されている。
➢ 重力によって挿入するタイプの制御棒の共通原因故障事例は84件あり、このうち80件は完全な機能喪失
ではなく機能低下又は兆候程度の事例であり、3件は制御棒1体だけ完全な機能喪失に至った事例であり、残りの1件は制御棒2体だけ完全な機能喪失に至った事例である。共通原因故障により3体以上の制御棒の完全な機能喪失に至った事例は無い。
３．まとめ
炉心へ重力によって挿入する制御棒について、共通原因故障による急速挿入失敗を想定したとしても、それによって3体以上の失敗に至る可能性は低いと考えられる。制御棒急速挿入について、3重以上の多重性を備えることは、共通原因故障に対しても一定の信頼性を有することが期待される。
[1] S. A. Eide, et. al, “Reliability Study: Westinghouse Reactor Protection System, 1984-1995,” NUREG/CR-5500 Vol.2, April 1999.
[2] OECD/NEA, “ICDE Project Report: Collection and Analysis of Common-cause Failures of Control Rod Drive Assemblies,”
NEA/CSNI/R(2013)4, June 2013.

53 条(1)-別紙 6-別添 6-4-2[506]

【原子炉停止系統の急速挿入失敗の原因として想定される共通原因故障（5/5）-要因・故障例・防止対策のまとめ-】分類

具体的な故障例

防止対策

機械的要因

・マグネットケース固着・内側延長管／ラッチベローズ固着・ラッチ機構固着
・加速スプリング固着／加速管干渉（自重による落下）・実績に基づく構造信頼性の確保
・使用前の検査等による性能確認

熱的・
化学的要因

・変形による可動部固着・ナトリウム凝固による可動部固着・腐食／侵食による可動部固着・スエリングによる可動部固着

・製作時の材料管理／寸法管理
・間隙部へのナトリウム凝固防止設計
・高温配置によるナトリウム凝固防止設計
・ナトリウム純度管理
・照射量管理電気的・
磁気的要因

・保持電磁石励磁断失敗
・電磁石の保持力低減失敗

・保持電磁石励磁断の多重化
・保持電磁石の適切な設計
・使用前の検査等による性能確認
・フェイルセーフ設計

設計・製作
時のエラー

・材料不適合、機械／電気品不良
・寸法公差逸脱、溶接欠陥、組立不良

・実績に基づく設計・製作の信頼性の確保
・使用前の検査等による性能確認

保守・補修
時のエラー

・整備不良、交換品不良、組立不良

・実績に基づく保守・補修の信頼性の確保
・使用前の検査等による性能確認

地震・地震による制御棒挿入阻害

・地震時の挿入性を確保

その他

・自然現象（地震以外）による制御棒挿入阻害
・自然現象による外部電源喪失
・自然現象による外部火災他

・外殻施設（建物）による防護・フェイルセーフ設計

内的事象

外的事象

内的事象起因の機械的な共通原因故障に対しては上記の防止対策を講じる設計とし、外的事象のうち機械的な影響が大きいと考えられる地震による共通原因故障に対しては、基準地震動を一定程度超えた範囲まで制御棒の挿入性が確保されるよう設計する。本設計により、想定すべき故障は偶発故障となり、後備炉停止系による制御棒の多重化により必要な信頼性が確保できる。

【フォールトツリーによる後備炉停止系の失敗確率の評価】➢ 後備炉停止系の偶発故障による失敗確率は、7×10-4/d＊1と十分に低く、高い信頼性を確保➢ 後備炉停止系によって、ULOFの炉心損傷頻度は、約6×10-6/炉年から約4×10-9/炉年＊2となり、十分に低く抑制＊1：起因事象等により後備炉停止系の失敗確率は異なるが、保守的に下線を付した数値を合計して算出した値＊2：起因事象等により後備炉停止系の失敗確率は異なるが、設計基準事故対処設備のみを考慮して評価したULOFの炉心損傷頻度の合計値（6×10-6/炉年）に上記で算出した後備炉停止系の失敗確率を乗じて算出した値いずれかが生じる確率

6×10-5/d「常陽」及び「もんじゅ」並びに制御棒駆動機構試験における延べ約17,000回の制御棒急速挿入の作動実績（失敗事例なし）に基づき評価

確率2×10-6～4×10-4/d

確率9×10-6/d

確率5×10-6/d（信号の種類によって異なる。）
例：2×10-6/dは代替原子炉トリップ信号（「１次主循環ポンプトリップ」）発信失敗の値
4×10-4/dは起因事象が１次冷却材漏えいの場合の同信号発信失敗の値であり、１次主循環ポンプをトリップさせるためのインターロック信号の動作失敗確率を含む。

確率2×10-7/d

確率2×10-4/d

構成機器は高速炉特有の機器でなく、発電炉と同様の信頼性を有すると評価

53 条(1)-別紙 6-別添 6-4-3[507]

【後備炉停止系等を考慮したPRAによる事象グループULOF、UTOP及びULOHSの発生頻度の評価】

設計基準事故対処設備に加えて後備炉停止系等の炉心損傷防止措置を考慮した内部事象出力運転時レベル1PRA
により原子炉停止機能喪失に係る事象グループULOF、UTOP及びULOHSの発生頻度を後備炉停止系の失敗確率が起因事象及び主炉停止系の失敗要因に依存することも適切に考慮して評価

発生頻度
(/炉年)
1.1×10-10
2.5×10-11
2.6×10-10
4.0×10-10

原子炉停止機能喪失に係る事象グループ
ULOF
UTOP
ULOHS
合計
【実用発電用原子炉における類似の評価との比較】

国内の実用発電用原子炉のうち、制御棒を重力によって炉心へ挿入する点が「常陽」と類似する加圧水型軽水炉（PWR）を対象に、シビアアクシデント対策を考慮したPRAによって評価された炉心損傷頻度のうち、原子炉停止機能喪失によるものを調査した。
平成29年7月から令和2年5月までの期間に届出のあったPWRの安全性向上評価届出書を参照した結果、シビア
アクシデント対策を考慮した内部事象出力運転時の事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度において、事故
シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の炉心損傷頻度は、10-9/炉年程度であった。
「常陽」における原子炉停止機能喪失に係る事象グループULOF、UTOP及びULOHSの発生頻度の合計値は、後備炉停止系等の炉心損傷防止措置を考慮した場合、約4×10-10/炉年であり、シビアアクシデント対策を考慮
したPWRの事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の炉心損傷頻度と同様に低い水準に抑制されている。

【炉心損傷防止措置を考慮したULOFの発生頻度の内訳】
設計基準事故対処設備のみを考慮した場合事故シーケンス

設計基準事故対処設備及び炉心損傷防止措置を考慮した場合

発生頻度
（/炉年）

寄与割合

発生頻度
（/炉年）

寄与割合

外部電源喪失＋
原子炉トリップ信号（電源喪失）発信失敗
１次冷却材流量減少（１次主循環ポンプトリップ）＋
原子炉トリップ信号（「１次冷却材流量低」）発信失敗

1.2×10-6

19.2%

1.9×10-12

1.7%

3.3×10-6

54.1%

5.2×10-124.7%

１次主循環ポンプ軸固着＋原子炉トリップ信号（「１次冷却材流量低」）発信失敗

2.5×10-7-8＊1（2.9×10 ）4.1%

3.7×10-13

0.3%

1.2×10-7

2.0%

5.2×10-11

46.4%

1.0×10-8

0.2%

4.3×10-12

3.9%

7.3×10-8

1.2%

3.1×10-11

27.5%

-7

15.7%

9.0×10-12

8.1%

8.4×10-8

1.4%

7.4×10-13

0.7%

6.4×10-9

0.1%

5.1×10-14

0.0%

-9

0.1%

2.4×10-14

0.0%

2.6×10-10

0.0%

2.0×10-150.0%

１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（破損））＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗

1.9×10-9

0.0%

1.5×10-140.0%

１次冷却材流量減少（１次主循環ポンプトリップ）＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
外部電源喪失＋制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
出力運転中の制御棒の異常な引抜き＋制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
２次冷却材流量増大＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
主冷却器空気流量増大＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
主冷却器空気流量減少＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
１次主循環ポンプ軸固着＋制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（破損））＋
制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗
２次冷却材漏えい＋制御棒（主炉停止系）の急速挿入失敗

9.5×10-9

0.2%

6.4×10-13

0.6%

6.8×10-8

1.1%

4.3×10-12

3.8%

-10

0.0%

2.4×10

-14

0.0%

-8

0.5%

1.8×10-12

1.6%

3.0×10-9

0.0%

1.6×10-13

0.1%

6.2×10-9

0.1%

3.7×10-13

0.3%

-9

0.1%

2.8×10

-13

0.3%

-10

0.0%

2.3×10-14

0.0%

2.2×10-10

0.0%

1.1×10-14

0.0%

1.8×10-11

0.0%

9.5×10-16

0.0%

1.3×10-10

0.0%

7.2×10-15

0.0%

6.7×10-10

0.0%

3.4×10

-14

0.0%

-6

100%

1.1×10-10100%

１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）＋
原子炉トリップ信号（「炉内ナトリウム液面低」）発信失敗
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）＋
原子炉トリップ信号（「炉内ナトリウム液面低」）発信失敗
１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（破損））＋
原子炉トリップ信号（「炉内ナトリウム液面低」）発信失敗
外部電源喪失＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
１次冷却材流量減少（１次主循環ポンプトリップ）＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
１次主循環ポンプ軸固着＋原子炉保護系（スクラム）動作失敗
１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗

9.6×10

3.1×10

4.6×10

3.0×10

5.0×10
4.5×10

合計

6.1×10

炉心損傷防止措置の失敗要因

代替原子炉トリップ信号（「１次主循環ポンプトリップ」）発信失敗

代替原子炉トリップ信号＊2（「１次主循環ポンプトリップ」）発信失敗

後備炉停止系用論理回路動作失敗＊3

後備炉停止系用論理回路動作失敗

後備炉停止制御棒の急速挿入失敗＊4

後備炉停止制御棒の急速挿入失敗＊1：括弧内の数値は高速炉の起因事象に関する既往研究に国内実用発電炉の電動ポンプの故障率及び信頼性情報を基に事前分布を設定し、発生頻度を評価した値＊2：炉心損傷防止措置の失敗要因に、１次冷却材漏えい時のインターロック信号の動作失敗を含む。
＊3：炉心損傷防止措置の失敗要因に、後備炉停止系用論理回路リレーの作動電源喪失要因として、起因事象が外部電源喪失の場合における無停電源2系統の蓄電池の故障を含む。
＊4：炉心損傷防止措置の失敗要因に、後備炉停止系用論理回路リレーの作動電源喪失要因として、起因事象が無停電電源1系統喪失の場合における無停電電源残りの1系統の喪失を含む。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-4-4[508]

【炉心損傷防止措置を考慮したUTOPの発生頻度の内訳】
設計基準事故対処設備のみを考慮した場合事故シーケンス

発生頻度（/炉年）
出力運転中の制御棒の異常な引抜き＋原子炉トリップ信号（「中性子束高（出力領域）」）発信失敗
主冷却器空気流量増大＋
原子炉トリップ信号（「中性子束高（出力領域）」）発信失敗
出力運転中の制御棒の異常な引抜き＋原子炉保護系（スクラム）動作失敗

設計基準事故対処設備及び炉心損傷防止措置を考慮した場合

寄与割合

発生頻度
（/炉年）

寄与割合

炉心損傷防止措置の失敗要因

2.5×10-7

77.4%

2.3×10-1190.2%

制御棒連続引抜き阻止インターロック動作失敗
又は代替原子炉トリップ信号（「原子炉出口冷却材温度高」）発信失敗

6.6×10-8

20.1%

2.4×10-12

9.6%

代替原子炉トリップ信号（「原子炉出口冷却材温度高」）発信失敗

6.4×10-9

2.0%

5.2×10-14

0.2%

1.7×10-9

0.5%

5.0×10-15

0.0%

3.3×10-7100%

2.5×10-11100%

後備炉停止系用論理回路動作失敗

主冷却器空気流量増大＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
合計【炉心損傷防止措置を考慮したULOHSの発生頻度の内訳】
設計基準事故対処設備のみを考慮した場合事故シーケンス

発生頻度
（/炉年）

２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）＋
原子炉トリップ信号（「２次冷却材流量低」）発信失敗
主冷却器空気流量減少＋
原子炉トリップ信号（「原子炉入口冷却材温度高」）発信失敗-6

2.8×10-6

２次冷却材漏えい＋
原子炉トリップ信号（「原子炉入口冷却材温度高」）発信失敗
２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
主冷却器空気流量減少＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗
２次主循環ポンプ軸固着＋原子炉保護系（スクラム）動作失敗
２次冷却材漏えい＋
原子炉保護系（スクラム）動作失敗

発生頻度
（/炉年）

寄与割合

49.4%

1.4×10

-10

50.5%

40.2%

1.1×10-10

41.0%

2.5×10-7-8 ＊1（2.9×10 ）3.6%

1.0×10-11

3.7%

3.0×10-7

4.3%

1.2×10-11

4.3%

8.7×10-8

1.3%

7.8×10-13

0.3%

7.1×10-8

1.0%

6.1×10-13

0.2%

6.4×10-9

0.1%

5.7×10-14

0.0%

7.6×10-9

0.1%

6.0×10-14

0.0%

3.4×10２次主循環ポンプ軸固着＋原子炉トリップ信号（「２次冷却材流量低」）発信失敗

寄与割合

設計基準事故対処設備及び炉心損傷防止措置を考慮した場合
炉心損傷防止措置の失敗要因

代替原子炉トリップ信号（「原子炉出口冷却材温度高」）発信失敗

後備炉停止系用論理回路動作失敗

合計

6.7×10

-6 ＊2

100%

2.6×10-10 ＊2100%＊1：括弧内の数値は高速炉の起因事象に関する既往研究に国内実用発電炉の電動ポンプの故障率及び信頼性情報を基に事前分布を設定し、発生頻度を評価した値＊2：「２次冷却材流量減少（２次主循環ポンプトリップ）」を起因事象とした事故シーケンスの発生頻度には、「２次主循環ポンプ軸固着」を起因事象とした事故シーケンスの寄与が既に含まれており、合計欄の発生頻度の集計に当たっては、重複集計を避けるため、「２次主循環ポンプ軸固着」を含む事故シーケンスの発生頻度を含めていない。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-4-5[509]

別添 6-5

冷却材の沸騰回避対策について[510]

BDBAを考慮したポニーモータ運転条件の設定⚫ 第403回核燃料施設等の新規制基準適合性に係る審査会合において、ULOFに関して、
本原子炉施設の高い固有の安全特性から、ポニーモータ運転等の流量の増大により炉心損傷を回避できる可能性があることから、自主対策※1として、そのための手順を定めることを検討するとしている。
⚫ ULOFに対しては、炉心損傷防止措置として、代替トリップ信号、後備炉停止系用論
理回路、後備炉停止制御棒を措置することにより高い信頼度で炉心損傷を防止できている。
⚫ ポニーモータ運転等の流量の設定値を増大させると、１次補助冷却系サイフォンブ
レークが必要な際に流量を低下させる操作が必要となり、自動的に１次補助冷却系サ
イフォンブレークが機能しなくなる可能性がある。
⚫ 以上のことから、通常運転時におけるポニーモータ運転等の流量の設定値は増大させず、ULOF発生時に、運転員がポニーモータ流量を手動で増大させる手順を整備することとする※2。
※1：全てのプラント状況に対応することは困難であるが、プラント状況によっては、事故対応に有効な対策※2：異常事象の影響が小さく、ULOFの評価事故シーケンスに包絡される事故シーケンス（１次主冷却系流量制
御系故障等）では炉心が著しく損傷するまでに猶予時間があり、猶予時間内に手動で流量を増大させることにより、炉心の著しい損傷を回避又は緩和できる効果が期待できる。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-5-1[511]

ポニーモータ自動停止に係るインターロック⚫ 「1次冷却材漏えい事故（DBA）」を含む過渡事故の発生時において、1次主循環ポンプはポニーモータ2台運転となる。なお、「１次冷却材漏えい事故（DBA）」では、
単一故障として、ポニーモータ1台の引継ぎ失敗を仮定しているが、当該仮定がなければ、2台運転となる。

⚫ LORL（ⅲ）の「１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故」においては、1次補助冷却系サイフォンブ
レークが炉心損傷防止措置となる。
⚫ LORL（ⅲ）では、炉心損傷防止措置として、1次主冷却系の循環に必要な液位の確保が最優先であり、1次補助冷却系をサイフォンブレークするため、ポニーモータ自動停止インターロックにより1台を停止する（NsL-320mmで自動停止）。
⚫ 「1次冷却材漏えい事故（DBA）」では、下記のインターロックの補助冷却系ナトリ
ウム漏えい及び原子炉容器冷却材液位低低に至ることはなく、LORL（ⅲ）以外の事
象において、不必要にポニーモータを自動停止することはない。
潤滑油異常（圧力、漏洩）過電流

ポニーモータ
自動停止

補助冷却系
ナトリウム漏えい
原子炉容器
冷却材液位低低ポニーモータBのみ

ポニーモータ自動停止インターロックの概要

53 条(1)-別紙 6-別添 6-5-2[512]

別添 6-6

１次アルゴンガス系の隔離弁の閉止の効果及び位置付けについて[513]

１次アルゴンガス系の排気側の隔離手順
本手順は、燃料の破損が推定される際に原子炉カバーガス中の放射性物質を閉じ込めるための１次アルゴンガス系の排気側の隔離に係る手順であり、安全性向上のために自主的に講じるものである。
オーバフローカ
ラム（Ｂ）
主中間熱交換
器（Ｂ）

オ
ー
バ
フ
ロ
ー
カ
ラ
ム

１次アルゴンガス系
呼吸ガス圧力調整ヘッダ

（Ａ）

格
納
容
器

１次主循環ポン
プ（Ａ）

原
子
炉
附
属
建
物

主中間熱交換器（Ａ）
気体廃棄物
処理系

原子炉容器

隔離弁

１次冷却材
ダンプタンク（Ｂ）

１次冷却材
ダンプタンク（Ａ）

オーバフロータンク

原子炉冷却材バウンダリ又は原子炉カバーガス等バウンダリから放射性物質等が放出された場合は、格納容器（自動）アイソレー
ションにより、１次アルゴンガス系の隔離弁も閉止される。
他方、原子炉冷却材バウンダリ又は原子炉カバーガス等バウンダリが健全な場合は、原子炉カバーガス中に放出された希ガス等の放射性物質は、１次アルゴンガス系の配管を通じて、１次冷却材ダンプタンク、呼吸がス圧力調整ヘッダを経由して、気体廃棄物処
理系に流出し、廃ガス貯留タンクに圧入貯蔵され、多量の放射性物質の放出は防止される。なお、大容量（約100m3）の１次冷却材ダンプタンクを経由させることにより、放出までに数時間以上の時間遅れが期待できる。
以上のとおり、本手順は、格納容器（自動）アイソレーションに先立って、主な放射性物質の放出経路となりうる１次アルゴンガ
ス系を閉止し、格納容器内で放射性物質を閉じ込めることにより安全性を向上させるための手順である。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-6-1[514]

別添 6-7

制御棒連続引抜き阻止インターロックの設計について

[515]

－

制御棒連続引抜き阻止インターロック －・出力運転中に、制御棒の連続引抜き時間が3秒となると、引抜きを自動的に阻止するタイマーリレー（約3秒）を設けることにより、UTOP有効性評価で設定する連続引抜き時間4秒を超えない設計とする。
・制御棒駆動機構駆動回路と同じ非常用電源設備より給電するものとする。

【新設】

制御棒連続引抜き時間3秒

後備炉停止系用
論理回路動作【新設】
制御棒連続引抜き阻止インターロック動作

運転モードスイッチ「高出力モード」

後備炉停止
制御棒

①

代替原子炉トリップ信号「原子炉出口冷却材温高」

２次主冷却系（2ループ）【基本設計】
基本構成：引抜回路にタイマーリレーを増設
設定：タイマー設定3秒（評価値4秒に対して1秒の裕度）
作動条件：運転モードスイッチ「高出力モード」
待機条件：限時動作ｂ接点

原子炉出口
冷却材温度
核計装
（出力系）
１次主冷却系（2ループ）

主中間熱交換器

制御棒

引抜回路

炉心
１次主循環ポンプ

②-1
原子炉容器

原子炉トリップ信号発信「中性子束高（出力領域）」

高出力モード接点③②-2
原子炉保護系（スクラム）動作

タイマーリレー（3秒）

UTOPの事象進展及び炉心損傷防止措置の概要図

88

制御棒連続引き抜き阻止インターロックの基本構成等（待機条件を含む）

53 条(1)-別紙 6-別添 6-7-1[516]

別添 6-8

制御棒駆動機構の軸の回転操作の資機材及び手順並びに実現性について[517]

物理的特性による高温静定状態における自主対策（制御棒駆動機構の軸の直接回転による制御棒挿入）⚫ ULOHSにおいては、炉心損傷防止措置が機能しないと仮定した場合にあっても、固有の物理メカニズム（負の反応度係数等）による出力低減及び冷却系による冷却によって、炉心の著しい損傷が防止され、格納容器の破損
及び施設からの多量の放射性物質等の放出も防止される。
⚫ 上記の状態は、比較的高温での安定静定状態であるため、中央制御室での以下の操作により低温の安定静定状態に移行させる。
• 手動スクラム• 制御棒又は後備炉停止制御棒保持電磁石励磁断• 制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構の手動挿入⚫ さらに、自主対策として、直接、制御棒駆動機構の軸を回転させ制御棒を炉心に挿入する設備、手順を整備する。対策実施時は、作業場所（原子炉容器上部）の線量率を測定し、異常がないことを確認するとともに、局所排風機の設置、半面マスク等の防護具、線量計の着用により作業者の被ばくを管理・低減する措置を講じる。
原子炉容器上部【現場へのアクセス性】
作業場所（原子炉容器上部）は、特別な装備を必要とせず、地上階フロアから入域が可能。
【作業性】
作業は、仮設足場等を必要とせず、原子炉容器
上部において、必要な手順の実施が可能。
制御棒駆動機構の軸の直接回転操作の概念図

53 条(1)-別紙 6-別添 6-8-1[518]

別添 6-9

１次補助冷却系出口配管からの吸い込みに必要な液位と LORL 時の液位の関係について[519]

１次補助冷却系配管のカバーガスの巻込みについて（1/2）①：LORLが生じた際の原子炉容器内の冷却材の最低液位（LORL（ⅰ））②：原子炉容器内の１次補助冷却系出口配管下端位置
GL（mm）-4,000原子炉トリップ信号「炉内ナトリウム液面低」発信液位【ＮｓＬ-100mm】-5,000【ＮｓＬ-400mm】＊8-6,000原子炉容器通常ナトリウム液位【ＮｓＬ】（GL-6,100mm）

原子炉カバーガス「炉内ナトリウム液面低低」信号発信液位（ＮｓＬ-320mm ）１次補助冷却系
サイフォンブレーク＊7配管

主中間熱交換器入口窓＊1 （上端）（ＮｓＬ-810mm ）

主冷却系サイフォンブレーク＊4配管-7,000-8,000-9,000

補
助
中
間
熱
交
換
器

電 主中間熱交換器へ
磁
ポン
プ

主中間熱交換器へ

１次主冷却系出口配管【ＮｓＬ-1，300mm】＊5
１次補助冷却系出口配管【ＮｓＬ-1,400mm 】＊6①
燃料集合体頂部【ＮｓＬ-3,400mm 】【ＮｓＬ-3,000mm】＊3-10,000②
炉心頂部【ＮｓＬ-4,500mm 】＊2

１次補助冷却系出口配管（下端）【ＮｓＬ-4,000mm 】-11,000

炉心-12,000
１次主循環ポンプより

１次主循環ポンプより-13,000

１次補助冷却系入口配管-14,000

１次主冷却系入口配管

原子炉容器

１次主冷却系入口配管（下端：安全容器内）【ＮｓＬ-8,200mm】

安全容器

安全容器底部【ＮｓＬ-8,900】-15,000
原子炉容器底部【ＮｓＬ-7,900mm 】-16,000＊1：主中間熱交換器内に流入した１次冷却材の伝熱管部への入口（有効性評価では、１次冷却材の液位が入口窓（上端）を下回った時点で、１次冷却材の流路を喪失すると仮定）＊2：LORL及びPLOHSにおける炉外事象過程の評価において、炉心の著しい損傷及び原子炉容器の破損を仮定する液位＊3：安全容器内の配管（内管及び外管）が破損し、安全容器内に１次冷却材が流出した場合に、原子炉容器冷却材液位と安全容器内に流出した冷却材の液位がバランスし、１次冷却材の漏えいが停止する液位＊4：１次主循環ポンプの出口から原子炉容器の入口（安全容器内を除く。）の低所に位置する配管（内管及び外管）が破損した場合に、サイフォン現象による原子炉容器冷却材液位の低下を防止するため、１次アルゴンガスが流入することによりサイフォン現象をブレーク（オーバフローカラムの液位がＮＳＬ-950mmを下回ることにより受動的に１次アルゴンガスが流入し作動）＊5：主冷却系サイフォンブレークが作動した場合に１次冷却材の漏えいが静定する液位＊6：原子炉容器の出口から１次主循環ポンプの入口の配管（内管及び外管）が破損した場合に１次冷却材の漏えいが停止する液位＊7：１次補助冷却系の低所に位置する配管（内管及び外管）が破損し、サイフォン現象による原子炉容器冷却材液位の低下を防止するため、サイフォンブレーク止弁が開となり１次アルゴンガスが流入すること
によりサイフォン現象をブレーク（「炉内ナトリウム液面低低」信号により自動でサイフォンブレーク止弁が作動）＊8：１次補助冷却系サイフォンブレークが作動した場合に１次冷却材の漏えいが停止する液位

53 条(1)-別紙 6-別添 6-9-1[520]

１次補助冷却系配管のカバーガスの巻込みについて（2/2）
LORLにおける原子炉容器内の冷却材の最低液位はNsL-約3,000mmであるのに対して、１次補助冷却系の出口配管は、それよりも約1,000mm下方のNsL-4,000mmに位置する。
ガス巻込みに関する既往の知見［1］より、カバーガスの巻込み渦対策として推奨される液深は800mm以上となり、LORL時の原子炉容器内の冷却材液位が低下した状態にあっても、１次補助冷却系配管にカバーガスが巻き込まれ、冷却材の循環機能に異常が生じることはない。
冷却材液位（NsL-約3,000mm）

評価に用いた条件
項目

条件

形状

配管内径

約81mm

運転条件

配管内流速

約3.5m/s（定格運転時の流量56.5t/hより）

出口配管下端（NsL-4,000mm）

渦なお、以下に示す通り、原子炉容器内の冷却材液位をNsL-3,400mmまで低下させた状態で、１次補助冷却系を運転した際にあっても、１次補助冷却系の冷却材の循環に異常は生じていない。

流量（m3/h）

80

60

40

20

0
0 00

2 00

4 00

6 00

8 00

10 00

12 00

時刻

原子炉容器内の冷却材液位NsL-3,400mmにおける１次補助冷却系流量の時刻歴（2018年9月4日）［1］ ANSI and Hydraulic Institute. American National Standard for Pump Intake Design. 1998.

53 条(1)-別紙 6-別添 6-9-2[521]

別添 6-10

BDBA の措置におけるコンクリート遮へい体冷却系の位置付けについて[522]

評価事故シーケンスに応じたコンクリート遮へい体冷却系の位置付け
格納容器破損防止措置は、一つの炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定して、炉心の著しい損傷に至ることを仮定し、その場合において、炉心の著しい損傷の防止又は格納容器破損防止措置を講じ、その有効性を評価することを基本的な方針としている。
この方針に基づく、崩壊熱除去機能喪失型の評価事故シーケンスに対する炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置並びに自主対策を以下に示す。
事象グ
ループ

LORL

評価事故
シーケンス

評価事故シーケンスの概要

炉心損傷防止措置（括弧内は自主対策）

LORL（ⅰ）

１次系漏えい（安全容器内の内外管）補助冷却設備強制循環冷却

LORL（ⅱ）

LORL（ⅲ）

PLOHS（ⅰ）

格納容器破損防止措置
コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：補助冷却設備強制循環冷却＞

補助冷却設備強制循環冷却
１次系漏えい（１次主系（コンクリート遮へい体冷却系による配管の内外管）原子炉容器外面冷却）

コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却主冷却系2ループ自然循環冷却
１次系漏えい（１次補助（コンクリート遮へい体冷却系による系配管の内外管）
原子炉容器外面冷却）主冷却系1ループ自然循環冷却

主冷却系2ループ自然循環冷却（コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却）主冷却系1ループ自然循環冷却

外部電源喪失＋強制
循環失敗＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：補助冷却設備強制循環冷却＞＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：主冷却系1ループ自然循環冷却＞＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：主冷却系1ループ自然循環冷却＞
コンクリート遮へい体冷却系による安全容器外面冷却

PLOHS
PLOHS（ⅱ）

2次系漏えい＋強制循
環失敗

主冷却系1ループ自然循環冷却（コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却）

全交流動力電源喪失

主冷却系2ループ自然循環冷却＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：主冷却系1ループ自然循環冷却＞

炉心の著しい損傷時の格納容器破損防止措置の有効性を評価するため、敢えて、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却は措置として考慮せず。
主冷却系1ループ自然循環冷却

SBO

SBO

＜炉心損傷防止措置の機能喪失の想定：主冷却系1ループ自然循環冷却＞53 条(1)-別紙 6-別添 6-10-1[523]

別添 6-11

安全板の動作の信頼性、ヒートシンク材の材料及び設置場所について[524]

原子炉冷却材バウンダリの過圧防止、格納容器内の熱的影響の緩和に係る資機材
－
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫

安全板、ヒートシンク材及び断熱材の設置－

格納容器破損防止措置として、安全板によって主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）の過圧破損を防止する措置を講じるとともに、安全板を通じて格納容器（床下）に流出した冷却材の熱的影響をヒートシンク材及び断熱材で緩和
安全板※1は、１次アルゴンガス系に新たに配置（原子炉建物地下2階）
安全板までの配管部（ベーパトラップを含む。）はヒータ等を設置し、ナトリウムの凝縮による閉塞を防止
安全板の破裂圧力は、約9.8kPaに設定（通常運転時の原子炉カバーガス圧力：約0.98kPa）
ヒートシンク材には、比熱が大きく、耐ナトリウム性が良好なアルミナを使用。ヒートシンク材等は、安全板を設置する部屋に設置
オーバフローカラム（Ｂ）
アルゴンガス
供給系

主中間熱交換器
（Ｂ）
オ
ー
バ
フ
ロ
ー
カ
ラ
ム
（Ａ）

隔離弁
格
納
容
器

１次アルゴンガス系
呼吸ガス圧力調整ヘッダ

原
子
炉
附
属
建
物

１次主循環ポンプ（Ａ）

主中間熱交換器（Ａ）

原子炉容器

気体廃棄物
処理系

止め弁＊1【新設】安全板【新設】※1：安全板の製作に当たって格納容器（床下）は、設置前に同一ロットで地下2階の破裂試験を複数回実施して信頼性を検証するとともに、供用中においても、定期的に、同一ロットでの破裂試験を実施し、供用期間中の信頼性を確保する。
１次冷却材※2：安全板が破裂した際には、 ダンプタンク（Ｂ）
中央制御室に警報を発報

安全板設置室（ヒートシンク材、断熱材を設置）

隔離弁
R-106
R-105
R-104

R-108

R-1 3

１次冷却材
ダンプタンク（Ａ）

オーバフロータンク＊1：原子炉冷却材ナトリウムの充填時等の安全板の誤開を防止するため、上流側に止め弁を設置＊2：止弁の誤閉を防止するために、起動前点検で開を確認する。

R-102

R-103

R-109
R-101

原子炉建物地下2階平面図

53 条(1)-別紙 6-別添 6-11-1[525]

別添 6-12

漏えいナトリウムの影響の拡大を抑制するための区画化等の対策について[526]

1.ナトリウム燃焼による機械的負荷に係る格納容器破損防止措置
原子炉冷却材ナトリウムが格納容器床下に漏えいする事象に対して、ナトリウム燃焼による機械的な格納容器の破損を防止するため、以下の措置を講じている。
① 安全板から流出するナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材及びヒートシン
ク材を整備する。また、流出したナトリウムがコンクリートと直接接触することを防止す
るため、格納容器（床下）の室には鋼製のライナを整備する。
② 原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場合の燃焼反応を防止する。
③ ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場
合は、「格納容器内圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される
放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作によっても作動できるものとする。
本事象については、現状の設計に基づいて、第 1 図のとおり格納容器床下を一つの区画としてモデル化し、有効性評価を実施している。格納容器床下は一つの区画であり、流出したナトリウムが区画全域に拡散し、事象収束後の復旧が困難になることから、拡散抑制対策を講じる。
セル1：格納容器（床上）
約13,000m3

セル3：外気格納容器（床上）⇔外気の通気
事故時の漏えい率に従って設定

常時空気雰囲気

格納容器鋼壁セル間の通気： 開口を通じた通気 （）

圧力差によるリーク（）

頂部（板厚12ｍｍ）
胴部（板厚25ｍｍ）

格納容器（床上）⇔格納容器（床下）の通気漏えい率試験に基づき設定

開口部（天井吹抜け構造）
による通気を設定

運転時窒素雰囲気
開口による
通気を設定

開口による
通気を設定

セル4：
格納容器（床下）③
約60m3

セル2：
炉容器ピット3
約130m
常時空気雰囲気

格納容器（床下）雰囲気に

セル5：格納容器（床下）②約2500m3

接する床、壁及び天井にはライナを敷設運転時窒素雰囲気

ナトリウム蒸気流出
セル（セル6）

セル6：格納容器（床下）①3
約2300m

運転時窒素雰囲気

Na蒸気放出ヒートシンク材・断熱材

2

全面積 約69m
第 1.1 図 格納容器破損防止措置の有効性評価における解析体系

53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-1[527]

2.格納容器床下の区画化の検討

第 2.1 図 格納容器床下におけるナトリウムの移行・拡散挙動53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-2[528]

第 2.2 図 格納容器床下におけるナトリウム移行の影響拡大の抑制対策

53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-3[529]

ダンプタンク室におけるナトリウム移行の影響拡大の抑制対策

ダンプタンク

安全板

架台の側面に鋼板を設置

断熱材及びヒートシンク材

第 2.3 図 ダンプタンク室におけるナトリウム移行の影響拡大の抑制対策

53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-4[530]

3.格納容器床下の区画化の効果及び影響
3.1 格納容器床下の区画化の効果
格納容器床下は全区画が窒素ガス雰囲気であり、格納容器床下内で区画化しても、格納容器破損防止措置の有効性評価の評価項目への効果はほとんどない。
溢液を防止するための堰を設置した場合は、2.で示した区画からの溢液を防止することが可能であり、ナトリウムの堆積面積、範囲を当該区画内で限定することが可能である。
エアロゾルの拡散を防止するための仮設閉鎖設備を設置した場合は、気密化を実施しないた
め、全量の拡散を防止することはできないが、エアロゾルの拡散を一定程度抑制することができる。
3.2 格納容器床下の区画化の影響（1）格納容器床下の原子炉保護系（アイソレーション）の検出器への影響
格納容器床下の原子炉保護系（アイソレーション）の検出器は第 3.1 図に示す R-203 室に設置しており、各区画で温度の上昇、圧力の上昇が発生した場合に、R-203 室で異常を検出できるよう、各区画間の対流通気の維持が必要である。このため、対流通気を阻害しない範囲での拡散抑制のための設備を設置する。
（2）他の安全施設への影響
エアロゾルの拡散を防止するための仮設閉鎖設備を設置した場合は、ナトリウムが漏えいした区画の温度が高めになるが、格納容器床下の安全施設の機能に悪影響は与えない。また、原子炉停止後一定期間経過後に格納容器床下を空気置換した場合の火災防護対策として、火災の感知及び消火が必要となるが、空気置換した場合には、仮設閉鎖設備を撤去するため、火災防護対策を阻害することはない。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-5[531]

T ：温度検出器
P ：圧力検出器

P

M ：放射線モニタ

T
M

M
T
P

格納容器

R-501

P

※： 格納容器（床上）の検出器は、
R-501に設置

TM

格納容器（床上）のアイソレーション信号に係る検出器の配置図（原子炉建物1階）

格納容器（床上）
R-204

P
R-205

※： 格納容器（床下）の検出器は、
R-203に設置

格納容器（床下）

T
T

R-203

P

P

T

R-202

R-201

R-206

格納容器（床下）のアイソレーション信号に係る検出器の配置図（原子炉建物地下中2階）※： 格納容器（床上）と格納容器（床下）の内部は、開口等により連通しており、検出器の設置場所において、当該区画のパラメータを計測可能※： 格納容器（床下）の検出器は、主に漏えいした１次冷却材が堆積する地下中2階で、かつ、空調系の吸込み口を設置するR-203室に設置

第 3.1 図 格納容器自動アイソレーションの検出器の配置
53 条(1)-別紙 6-別添 6-12-6[532]

別添 6-13

1 次主冷却系サイフォンブレーク及び１次補助冷却系サイフォンブレークの成立性について[533]

冷却材漏えい時の原子炉容器内の冷却材液位について
GL（mm）-4,000原子炉トリップ信号「炉内ナトリウム液面低」発信液位【ＮｓＬ-100mm】-5,000【ＮｓＬ-400mm】＊8-6,000原子炉容器通常ナトリウム液位【ＮｓＬ】（GL-6,100mm）

原子炉カバーガス「炉内ナトリウム液面低低」信号発信液位（ＮｓＬ-320mm ）１次補助冷却系
サイフォンブレーク＊7配管

主中間熱交換器入口窓＊1 （上端）（ＮｓＬ-810mm ）

主冷却系サイフォンブレーク＊4配管-7,000-8,000-9,000

補
助
中
間
熱
交
換
器

電 主中間熱交換器へ
磁
ポン
プ

主中間熱交換器へ

１次主冷却系出口配管【ＮｓＬ-1，300mm】＊5
１次補助冷却系出口配管【ＮｓＬ-1,400mm 】＊6

燃料集合体頂部【ＮｓＬ-3,400mm 】【ＮｓＬ-3,000mm】＊3-10,000
炉心頂部【ＮｓＬ-4,500mm 】＊2

１次補助冷却系出口配管（下端）【ＮｓＬ-4,000mm 】-11,000

炉心-12,000
１次主循環ポンプより

１次主循環ポンプより-13,000

１次補助冷却系入口配管-14,000

１次主冷却系入口配管

原子炉容器

１次主冷却系入口配管（下端：安全容器内）【ＮｓＬ-8,200mm】

安全容器

安全容器底部【ＮｓＬ-8,900】-15,000
原子炉容器底部【ＮｓＬ-7,900mm 】-16,000＊1：主中間熱交換器内に流入した１次冷却材の伝熱管部への入口（有効性評価では、１次冷却材の液位が入口窓（上端）を下回った時点で、１次冷却材の流路を喪失すると仮定）＊2：LORL及びPLOHSにおける炉外事象過程の評価において、炉心の著しい損傷及び原子炉容器の破損を仮定する液位＊3：安全容器内の配管（内管及び外管）が破損し、安全容器内に１次冷却材が流出した場合に、原子炉容器冷却材液位と安全容器内に流出した冷却材の液位がバランスし、１次冷却材の漏えいが停止する液位＊4：１次主循環ポンプの出口から原子炉容器の入口（安全容器内を除く。）の低所に位置する配管（内管及び外管）が破損した場合に、サイフォン現象による原子炉容器冷却材液位の低下を防止するため、１次アルゴンガスが流入することによりサイフォン現象をブレーク（オーバフローカラムの液位がＮＳＬ-950mmを下回ることにより受動的に１次アルゴンガスが流入し作動）＊5：主冷却系サイフォンブレークが作動した場合に１次冷却材の漏えいが静定する液位＊6：原子炉容器の出口から１次主循環ポンプの入口の配管（内管及び外管）が破損した場合に１次冷却材の漏えいが停止する液位＊7：１次補助冷却系の低所に位置する配管（内管及び外管）が破損し、サイフォン現象による原子炉容器冷却材液位の低下を防止するため、サイフォンブレーク止弁が開となり１次アルゴンガスが流入すること
によりサイフォン現象をブレーク（「炉内ナトリウム液面低低」信号により自動でサイフォンブレーク止弁が作動）＊8：１次補助冷却系サイフォンブレークが作動した場合に１次冷却材の漏えいが停止する液位

53 条(1)-別紙 6-別添 6-13-1[534]

冷却材液位の確保機能に係る資機材 -主冷却系サイフォンブレーク⚫

⚫
⚫

⚫

安全容器より外側の１次主冷却系入口の低所配管（内管及び外管）が破損した際に、主冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスが導入されることにより、サイフォン現象による原子炉容器の冷却材液位の低下を抑止し、補助冷却設備の強制循環冷却に必要な液位を確保する。
アルゴンガスは、配管等の適切な配置により、オーバフローカラムの液位低下に伴い、受動的に導入され（電源及び運転員操作不要）、
運転員は炉内ナトリウム液面計の指示値により、主冷却系サイフォンブレークの成否を確認する。
主冷却系サイフォンブレーク配管は、通常運転時に凝固・閉塞が生じることを防止するため、原子炉冷却材バウンダリ内への異物の混入を防止するとともに、差圧により常時ナトリウムを流動させる設計とする。なお、防止対策を講じた上で、念のために、配管内のナトリ
ウムの流動を確認できるよう電磁流量計を設置し、運転員が常時監視しており、サイフォンブレーク配管内の流量が異常に低下した場合には、中央制御室に警報を発し、異常を検知できる設計としている。
運転員が異常を検知した場合、運転員は、異常の原因を調査（予熱温度、流量計の点検）するとともに、温度が低い場合は予熱ヒータの点検等を実施し、復旧に努める。正常な状態に復旧できない場合は、運転員は原子炉を停止する。
系統外に冷却材が漏えい、液位低下

主冷却系サイフォンブレークによりサイフォン現象による液位低下を抑止
１次補助冷却系出口
原子炉容器通常ナトリウム液位

主冷却系サイフォンブレーク配管
液位の低下によりアルゴンガスが導入

１次補助冷却系入口

流量計
１次主循環ポンプ

補助冷却設備による
強制循環冷却に必要な液位確保※1：サイフォンブレークに必要な容量のアルゴンガ
ス（約15m3）は、アルゴン
ガス供給設備から供給される。また、何らかの原因により、アルゴンガス供給設
備から供給されない場合は、ダンプタンク等から供給さ
れる。

炉心頂部

１次主冷却系出口

１次主冷却系入口

１次補助冷却系
出口配管（下端）

主中間熱交換器

オ
ー
バ
フ
ロ
ー
カ
ラ
ム

炉心
遮へい
グラファイトサイフォン現象の発生
原子炉容器

安全容器

安全容器外の１次主冷却系入口の配管（内管及び外管）が破損

主冷却系サイフォンブレークの概念図

53 条(1)-別紙 6-別添 6-13-2[535]

冷却材液位の確保機能に係る資機材
⚫
⚫

⚫

⚫

-１次補助冷却系サイフォンブレーク-

１次補助冷却系の低所配管（内管及び外管）が破損した際に、１次補助冷却系サイフォンブレーク配管からアルゴンガスを導入することにより、
サイフォン現象による原子炉容器の冷却材液位の低下を抑止し、１次主冷却系の循環に必要な液位を確保する。
１次補助冷却系のナトリウム漏えいの検知（2 out of 28）、原子炉容器の冷却材液位低低（NsL-320mm）、ポニーモータ1台停止の条件が成立した時点で、自動で１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁が「開」となりアルゴンガスが導入される。また、１次補助冷却系からの漏えいによる液位の低下速度は緩慢であり、サイフォンブレーク止弁開の液位に達するまでに3時間以上の猶予がある。自主対策として、運転員が１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁の自動開失敗を認知した場合は、中央制御室及び現場において、止弁の開操作を実施する手順により、猶予時間内で確実に操作を実施する。
１次補助冷却系サイフォンブレーク失敗を仮想した場合にあっても、１次主冷却系の循環に必要な液位を喪失するまでには10時間以上の猶予がある。自主対策として、運転員が液位等によりサイフォンブレーク失敗を検知した場合は、中央制御室において、１次補助冷却系の出入口止弁（電源：直流無停電電源系）を「閉」とする手順（10分以内に完了）により、猶予時間内に、１次主冷却系の循環に必要な液位は確実に確保できる。
以上のとおり、運転員操作も含めて、液位確保について、十分な信頼性が確保できる。
１次アルゴンガス系

１次補助冷却系
サイフォンブレーク配管

系統外に冷却材が漏えい、液位低下

１次補助冷却系サイフォンブレークによりサイフォン現象による液位低下を抑止

１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁
動作信号発生液位

１次主冷却系による強制循環冷却に必要な液位確保

原子炉容器通常ナトリウム液位

１次補助冷却系
サイフォンブレーク止弁

１次補助冷却系出口弁

１次補助冷却系入口弁

補助中間
熱交換器

主中間熱交換器入口窓

通常運転時の流れ（上端）

１次主冷却系出口

１次補助冷却系出口

１次補助冷却系入口

炉心頂部

１次補助冷却系
出口配管（下端）

炉心
１次主冷却系入口※1：サイフォンブレークに必要な容量のアルゴ
ンガス（約5m3）
は、アルゴンガ
ス供給設備から供給される。また、何らかの原因により、アルゴンガス供給設
備から供給されない場合は、
オーバフロータンク等から供給される。

液位の低下により１次補助冷却系サイフォン
ブレーク止弁が「開」、アルゴンガスが導入

遮へい
グラファイト

電磁ポンプ
原子炉容器

サイフォン現象の発生

１次補助冷却系の配管（内管及び外管）が破損

１次補助冷却系サイフォンブレークの概念図

安全容器

53 条(1)-別紙 6-別添 6-13-3[536]

１次補助冷却系サイフォンブレークの試験及び監視【MK-Ⅳ炉心運転前のサイフォンブレーク機能確認試験】⚫

MK-Ⅲ総合機能試験において、MK-Ⅲ炉心への改造後も１次補助冷却系サイフォンブレークが正常に行われることを確認するため、2003年2月にサイフォンブレーク機能確認試験を実施した。

⚫

上記の試験において、想定液位でサイフォンブレークしない事象が発生し、配管内のナトリウム温度の低下が原因と推定された。このため、１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁及び１次補助冷却系サイフォンブレーク配管の予熱ヒータ制御温度の設定値を200℃から230℃へ変更し、再試験において、正常にサイフォンブレークすることを確認した。また、当該試験とは別に行った当該配管部の外観点検の際に、保温材の手直しも実施し、信頼性の向上を図っている。

⚫

上記の試験において、確実にサイフォンブレークが可能なポニーモータの回転数を把握し、異常時運転マニュアルに反映し運用している。

⚫

以上のとおり、実機における試験により、１次補助冷却系サイフォンブレークは、確実に機能することを確認している。

⚫

第53条への適合に係るLORLに対する炉心損傷防止措置の重要性を踏まえ、新規制基準適合後の運転再開前には、１次補助冷
却系サイフォンブレーク特性の把握のための試験を実施し、確実にサイフォンブレークが可能なポニーモータの運転条件を把握する。
また、新規制基準適合後の運転再開時には、確実にサイフォンブレークが可能な運転条件で運用する。

【各運転サイクル前の機能確認試験及び供用中の監視】⚫

１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁は、サイクル運転開始前の起動前点検において、正常に開閉動作することを確認する。

⚫

１次補助冷却系サイフォンブレーク配管の凝固防止は予熱
ヒータの状態監視及び温度計により監視しており、温度が異常に低下した場合には、中央制御室に警報を発し、異常を検知できる設計としている。

⚫

運転員が異常を検知した場合、運転員は、異常の原因を調査（ヒータの状態、予熱温度の点検）するとともに、温度が低い場合は予熱ヒータの点検等を実施し、復旧に努める。正常な状態に復旧できない場合は、運
転員は原子炉を停止する。

１次補助冷却系サイフォンブレークの概要

53 条(1)-別紙 6-別添 6-13-4[537]

冷却系サイフォンブレークに係る１次アルゴンガス系の概要
１次主循環
ポンプ（Ｂ）軸封

１次主循環ポンプ（Ｂ）
オーバフローカラム

原子炉格納容器 ←→ 原子炉附属建家

アルゴンガス
供給系

主中間熱交換器（Ｂ）
１次アルゴンガス系
供給タンク

主
中
間
熱
交
換
器
（Ａ）

原子炉容器

１
次
主
循
環
ポ
ン
プ
（Ａ）

１次アルゴンガス系
呼吸ガス圧力調整ヘッダ

供給弁

１次主循環ポンプ（Ａ）
オーバフローカラム

供給弁（大）

約0.20 kPa以下で「開」（通常「閉」）

供給弁（小）

約0.29 kPa以下で「開」（通常「閉」）

排気弁（小）

約0.69 kPa以上で「開」（通常「閉」）

排気弁（大）

約0.98 kPa以上で「開」（通常「閉」）

排気弁

気体廃棄物
処理系
１次アルゴンガス系
低圧タンク

１次冷却材
ダンプタンク（Ｂ）

１次冷却材
ダンプタンク（Ａ）

オーバフロータンク

・１次アルゴンガス系は、１次主冷却系等に必要なアルゴンガスを供給するための設備であり、供給タンク、呼吸
ガス圧力調整ヘッダ、低圧タンク等から構成する。
・１次主冷却系等のカバーガスは、呼吸ガス圧力調整ヘッダと連通しており、呼吸ガス圧力調整ヘッダは、供給タ
ンク及び低圧タンクに接続される。
・１次主冷却系等のカバーガスの圧力が低下した際には供給タンクより呼吸ガス圧力調整ヘッダにアルゴンガスを供給することで、通常運転時及び１次冷却材漏えい事故時ともに、圧力は一定の範囲で制御される。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-13-5[538]

別添 6-14

原子炉容器外面冷却とナトリウム漏えい箇所との関係について[539]

原子炉冷却材バウンダリの二重構造の区画化と原子炉容器外面冷却の関係（1/2）
【二重構造の区画化】● 原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管等は、二重構造とし、万一、原子炉冷却材バウンダリの破損が生じた場合においても、冷却材ナトリウムの漏えい拡大を防止し、１次冷却材の液位を崩壊熱の除去に必要な高さに保持できるものとしている。
● 当該二重構造部は、原子炉容器廻り、１次主冷却系Ａループ、１次主冷却系Ｂループ及び１次補助冷却系に区画化している。
【原子炉容器外面冷却】● 原子炉冷却材の漏えいにより窒素ガス流路を喪失する事故を除いて、コンクリート遮へい体冷却系を予熱窒素ガス
系と接続し、原子炉容器等の二重構造の間隙部に窒素ガスを通気して原子炉容器を冷却する措置により、炉心損傷の回避が可能

コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却の概念図

53 条(1)-別紙 6-別添 6-14-1[540]

原子炉冷却材バウンダリの二重構造の区画化と原子炉容器外面冷却の関係（2/2）
【原子炉容器外面冷却の窒素ガス流路】
下図の赤色の原子炉容器廻りの二重構造の範囲に窒素ガスを流通させるため、当該区画でナトリウムが漏えいしている場合を除いて、原子炉容器外面冷却措置が可能である。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-14-2[541]

別添 6-15

原子炉容器外面冷却に係る窒素ガス流路の切り替え及び冷却水の増大等の手順等について[542]

コンクリート遮へい体冷却系による外面冷却の試験及び実現性
安全施設、資機材

ペデスタル部を除く
冷却材窒素ガス流路

目的

運転条件

通常運転時

コンクリート遮へい体及びペデスタル部 原子炉容器ピットのコン 通常運転時のコンクリート遮へい体及びペを冷却し、制限温度以下に保持する。
クリート遮へい体と安全 デスタル部におけるガンマ発熱の冷却であ容器の間隙部（第1図）
り、除熱量は小さい。

原子炉容器外面冷却による崩壊熱除
去運転時※1

原子炉容器内の健全炉心の崩壊熱を除去 原子炉容器とリークジャ 原子炉停止後の崩壊熱の冷却であり、除熱し、炉心損傷を防止する。
ケットの間隙部（第2図） 量が大きい。窒素ガス流路の切替え及び冷却水流量の増大に係る操作が必要である。

安全容器外面冷却による損傷炉心物
質冷却時

安全容器内に移行した損傷炉心物質の崩 原子炉容器ピットのコン 原子炉停止後の崩壊熱の冷却であり、除熱壊熱を除去し、安全容器内で損傷炉心物 クリート遮へい体と安全 量が大きい。通常運転時と窒素ガスの流路
質を安定冷却保持する。
容器の間隙部（第1図）
は同じであるが、冷却水流量及び窒素ガス
流量の増大に係る操作が必要である。

※1：原子炉容器外面冷却による崩壊熱除去は、運転開始初期の性能試験において、崩壊熱を原子炉出力で模擬した実証試験を実施しており、成立性及び機能を確認している信頼性の高い措置である。

第1図 コンクリート遮へい体冷却、安全容器外面冷却

第2図 原子炉容器外面冷却53 条(1)-別紙 6-別添 6-15-1[543]

原子炉容器外面冷却に関する窒素ガス流路の切り替え及び冷却水の増大に係る手順－ 手順概要（1） －(1)主冷却系及び補助冷却系での強制循環冷却並びに自然循環冷却による崩壊熱除去機能が喪失した場合、コンクリート遮へい体冷却系による原子炉容器外面冷却により、原子炉の崩壊熱を除去するため、運転員は以下の操作を実施する。
(2)コンクリート遮へい体冷却系の窒素ガス流路を、原子炉容器ピット部から予熱窒素ガス系に切り替える。
(3)コンクリート遮へい体冷却系窒素ガス冷却器の通水流量を増加させる。
なお、補機系揚水ポンプ出口流量の増加、又は、補機冷却水系の他の機器への通水停止によるコンクリート遮へい体冷却系
窒素ガス冷却器の通水流量の増加も可能である。

上記の操作は、補助冷却設備の強制循環失敗と判断した時点（事象発生約30分後）で、操作を開始する手順とし、中央制御室で、運転員2名により30分以内に操作を実施することが可能である。予熱窒素ガス系の原子炉容器出入口弁（V71-7A、47A、V71-7B、47B）は、原子炉附属建物
1階の現場盤で操作する必要があるが、上記の30分以内に操作を実施することが可能である。
他方、冷却材漏えい率を保守的に約1kg/sとして評価した場合でも、主冷却系による循環流路を喪失し、崩壊熱除去機能を喪失するのは、事象発生の約150分後であり、操作を実施するのに十分な猶予時間が確保される。なお、本原子炉施設では、1ｍ3の原子炉冷却材の漏えいにより、おおよそ、0.1m原子炉容器液位が低下する。

窒素ガスブロワ電流
窒素ガス冷却器冷却水流量

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

＜原子炉附属建物2階＞

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。
主な操作箇所
原子炉容器ピット部通気風量調整ダンパスイッチ

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

窒素ガス冷却器冷却水調整スイッチ＜格納容器雰囲気調整盤＞

予熱窒素ガス系給還気弁操作スイッチ＜中央制御室（A-712）＞

53 条(1)-別紙 6-別添 6-15-2[544]

原子炉容器外面冷却に関する窒素ガス流路の切り替え及び冷却水の増大に係る手順－ 手順概要（2） －V71-7B
V71-47B
V71-7A
V71-47A

補機系冷却水

左記の予熱窒素ガス系の原子炉容器出入口弁は、原子炉附属建物1階の現場盤で操作

予熱窒素ガス系のバルブを通常運転時の閉から開へ操作し、原子炉容器外面への窒素ガスの流路を形成
バルブを開方向に操作し、冷却水の流量を増加
併せて、他の補機系冷却設備の通水を停止する等により必要な流量を確保
予熱N2ガス系

デスタル部冷却パス

M

M

V71-49A

V71-7A

A

M

予熱N2ガス系
71- B V71-49B

予熱N2ガス系

予熱N2ガス系

窒素雰囲気再循環ファン

M
V84-139 V84-140

機器冷却ファン
M

M

V7 -48A

V71-47A

FE84-302
V84-134

窒素ガス冷却器
HX84-7A

窒素ガス冷却器
HX84-7B

N

M

V84-107

DP84-49

N

M

V84-108

DP84-58

NN

V84-136

LM

N

ダンパを閉方向に操作し、安全容器の窒素ガス
通気風量を減少DP84-56

RICA
84-30
RI
84-301

N

安全容器
TK83-1004

NV84-106

V84-135N

004

DP84-57

N

V84-133

A
V71-4 BN

M

V84-105

M
V71-47B

原子炉容器
R13-1

E

RI
84-301
RICA
84-30

S

E
4-30

84-3 1

N

TE
4-3 1
4

TE
84-30

DP84-43

V84-192

V84-94TE

M

V84-150

84 301

TRI
4-301

V84-93

ST84-11

V84-148 V84-149

E
4-3 1
-

アニュラス 排気系
非常用ガス処理装置

V84-193

V84-151

V84-152

TRI
4-301

ST84-2

格納容器非常用ﾌｨﾙﾀ

B84-9A

ダンパを閉方向に操作し、ペデスタル部の窒素ガス
通気風量を減少 B84-10A

B84-9B

窒素ガスブロワ

E
84 322
TE
84- 21

R-102室より

窒素雰囲気

R-102室より

窒素雰囲気

V84-127
V84-128

V84-154

V110-6
V84-250

B84-10B

ペデスタルブースタブロワ

N2ガス供給ヘッダ

TK74-2(P-610, A-8)

ICA
84- 22ICA
4-3 1

53 条(1)-別紙 6-別添 6-15-3[545]

別添 6-16

１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁の誤開の防止対策及び誤開の影響について[546]

１次補助冷却系サイフォンブレークの誤開の影響⚫ １次補助冷却系のサイフォンブレーク止弁は、１次補助冷却系のナトリウム漏えいの検知（2 out of 28）、原子炉容器の冷却材液位低低（NsL-320mm）、ポニーモータ1台停止の条件が成立した場合に「開」となり、これらの故障時に誤って「開」となることはない。また、１次補助冷却系のサイフォンブレーク止弁は、誤操作防止のために、操作ス
イッチにカバーを設置するとともに、運転中は操作禁止タグを取り付けることから、運転員の単一の誤操作により、誤って「開」となることはない。

⚫ 上記の対策にも係わらず、仮に、１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁が誤って「開」となった場合の影響は以下のとおりである。
①１次アルゴンガス系側の１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁が誤って「開」となった場合

１次アルゴンガス系

１次アルゴンガス系と１次補助冷却系入口配管が連通する。通常運転時において、１次アルゴンガス系と１次補助冷却系入口配管が連通した場合、１次補助冷却系入口配管は、原子炉容器高圧プレナムから冷却材が流入しており、圧力は10kPa[gage]以上である。他方、１次アルゴンガス系は、①１次アルゴンガス系側の①、②ともに運転員が異常を検知し、サイフォンブレーク止弁
1kPa[gage]以下に制御されているこ
１次補助冷却系サイフォンを操作することにより漏えいを停止
ブレーク止弁が誤って「開」 ②１次補助冷却側のとから、アルゴンガスが原子炉冷却
１次補助冷却系サイフォンとなった場合ブレーク止弁が誤って「開」
材バウンダリ内に混入することはな①系統外に冷却材が漏えい、液位低下となった場合１次補助冷却系
く、影響は原子炉冷却材の１次アル
１次補助冷却系サイフォンブレーク止弁
サイフォンブレーク配管
動作信号発生液位
ゴンガス系側への漏えいとして現れる。本原子炉冷却材の漏えいによる②１次補助冷却系の原子炉容器通常ナトリウム液位
除熱能力低下の影響は設計基準事故
循環流量がわずかに
１次補助冷却系
上昇
サイフォンブレーク止弁の１次冷却材漏えい事故に包絡されるとともに、運転員が異常を検知し、①１次アルゴン
ガス系側への１次補助冷却系入口弁
１次補助冷却系出口弁
操作することにより、漏えいを停止 冷却材漏えい
主中間熱交換器入口窓できる。
１次主冷却系出口（上端）
補助中間

１次補助冷却系入口配管と１次補助冷却系出口配管が連通する。この場合、１次補助冷却系の循環流量がわずかに上昇することが想定されるが、原子炉の冷却機能への影響は小さく、運転員が異常を検知し、操作することにより、漏えい（連通）を停止できる。

熱交換器

１次補助冷却系出口

１次補助冷却系入口

炉心頂部

１次補助冷却系
出口配管（下端）

炉心
１次主冷却系入口②１次補助冷却系側の１次補助冷
却系サイフォンブレーク止弁が誤って「開」となった場合

遮へい
グラファイト

電磁ポンプ
原子炉容器

１次補助冷却系サイフォンブレークの誤開時の概念図

安全容器

53 条(1)-別紙 6-別添 6-16-1[547]

別添 6-17「常陽」における自然循環試験の実績について[548]

自然循環は「常陽」での自然循環試験により実証
自然循環が可能な機器配置
過去の自然循環試験結果（MK-Ⅱ炉心）

470℃
300℃

350℃

500℃

注）図中の温度は、原子炉熱出力140MWの状態
・ 1次主冷却系の温度差：150℃
・ 2次主冷却系の温度差：170℃

53 条(1)-別紙 6-別添 6-17-1[549]

別添 6-18

SBO 時の崩壊熱除去に係る過冷却の防止及び訓練実績について[550]

SBO時の主冷却系の自然循環冷却⚫ 原子炉停止後の崩壊熱除去期間中に、全交流動力電源が喪失し、強制循環冷却に失敗した場合に、主冷却系の自然循環により崩壊熱を除去⚫ 適切な高低差で機器を配置し、冷却材の密度差を駆動力とした信頼性の高い措置であり、強制循環機能喪失に伴い、受動的に自然循環冷却に移行し（運転員操作不要）、運転員は１次主冷却系及び２次主冷却系の温度及び流量等により、自然循環冷却状態を監視する。
開度指示
出口ダンパ
出口ダクト

入口ダンパ
主送風機

主冷却器
入口配管
主冷却器

駆動軸
主冷却器
出口配管

約16m

操作ハンドル

入口ダクト

インレットベーンドライブユニット
インレットベーン

主冷却機の構造※：高低差をつけ機器を配置

自然循環冷却の概念図【全交流動力電源喪失時の主冷却機の自然通風除熱の制御】⚫

SBO時の原子炉停止直後は、無停電電源により機能する温度制御系及びタンクに蓄えられている圧縮空気により駆動するインレットベーン等により、冷却材温度は自動で制御され、自然循環により崩壊熱を除去する。この際、インレットベーンの開度は、自動的に9.5%を上限に制御し、過冷却を防止する。

⚫

全交流動力電源喪失が長期間続いた場合、無停電電源系による自動制御機能を喪失する。このため、仮設発電機からの給電又は仮設計器により冷却材温度等を監視し、手動でインレットベーン等の開度を調整する手順を整備する。

⚫

自動制御機能の喪失前に、運転員を必要個所に配置することにより、自動制御機能の喪失直後に手動操作を実施可能な手順とする。また、手動操作時にあってもインレットベーンの開度は、9.5％を上限とし、過冷却を防止する手順とする。

仮設計器による冷却材
温度測定
夜間のSBOを想定した訓練

53 条(1)-別紙 6-別添 6-18-1[551]

別添 6-19

炉心損傷後の廃止措置の検討[552]

炉心損傷後に原子炉容器内で損傷炉心物質を冷却して収束した場合の終状態

エネルギー放出が小さい場合
不確かさの影響評価では、
炉心インベントリ80%の炉心領域への残留、70%の下部プ
レナムへの移行を想定
炉心領域
反射体・遮へい集合体内の強制対流冷却、集合体間ギャップの自然対流冷却で冷却保持を確認

大きなエネルギー
放出を伴う場合
基本ケースでは、炉心イン
ベントリ100%の移行を想定

材料照射ラック底部
１次元熱伝導とラック
周囲のナトリウムへの自然対流熱伝達で冷却保持を確認

下部プレナム底部

炉心支持台上面

堆積した損傷炉心物質のデブリベッドの冷却保持を確認
炉心が損傷した場合、格納容器破損防止措置により、損傷炉心物質を原子炉容器内で安定冷却し、損傷
炉心物質を原子炉容器内で保持する。その後、崩壊熱と自然放熱が釣り合うまで冷却を継続し、ナトリウ
ムが凝固して安定的に損傷炉心物質を原子炉容器内で保持した状態に移行させる。
放射性物質の減衰等のための冷却、取り出しのための技術開発、安全対策の検討後に、炉心上部機構等の貫通孔からアクセスし、廃止に係る措置を実施する。
なお、廃止に係る措置の検討にあっては、フェルミ炉等の海外炉の炉心損傷後の廃止措置の知見及び「常陽」の炉心上部機構の交換、炉容器内で変形した照射用実験装置の撤去作業から得られた知見を活用する。

炉心損傷後に安全容器内で損傷炉心物質を冷却して収束した場合の終状態

冷却パス
ペデスタル
コンクリート
窒素ガス領域保温材
コールドレグ配管（解析対象外）窒素ガス領域

リークジャケット（保温パネル含む）
窒素ガス領域

遮蔽リング
窒素ガス領域

通流部
窒素ガス

窒素ガス領域

ホットレグ配管（解析対象外）原子炉容器

アルゴンガス（解析対象外）安全容器

黒鉛
炭素鋼板遮蔽体

原子炉容器
リークジャケット

炉心

コンクリート遮蔽体ライナ

安全容器
遮へい
グラファイトナトリウム領域

損傷炉心物質

ナトリウム

スティール

炉容器振止構造物
振止内黒鉛支持板
窒素ガス領域

コンクリート
遮へい体冷却系入口配管

冷却パス構成用ダクト

ビーム
窒素ガス

窒素ガス領域
下部黒鉛支持板

炉心が損傷した場合、格納容器破損防止措置により、損傷炉心物質を安全容器内で安定冷却し、損傷炉心物質を安全容器内で保持する。その後、崩壊熱と自然放熱が釣り合うまで冷却を継続し、ナトリウムが凝固して安定的に損傷炉心物質を安全容器内で保持した状態に移行させる。
放射性物質の減衰等のための冷却、取り出しのための技術開発、安全対策の検討後に、炉心上部機構等の貫通孔からアクセスし、廃止に係る措置を実施する。
なお、廃止に係る措置の検討にあっては、フェルミ炉等の海外炉の炉心損傷後の廃止措置の知見及び「常陽」の炉心上部機構の交換、炉容器内で変形した照射用実験装置の撤去作業から得られた知見を活用する。

53 条(1)-別紙 6-別添 6-19-1[553]

別紙 7-1

制御棒の落下速度による影響評価[554]

53 条(1)-別紙 7-1-1[555]

53 条(1)-別紙 7-1-2[556]

別紙 7-2
UTOP の有効性評価における制御棒の異常な引抜きによる反応度添加率の設定について
UTOP の有効性評価における制御棒の異常な引抜きによる反応度添加率の設定における反応度価値の計算では、実験値と計算値の比や炉心サイズの不確かさ等を考慮した補正係数の最大値を適用し、反応度
価値変化率（微分反応度相対値）の計算では、基本ケースにあっては、BOC 位置からの引き抜き、不確かさ影響評価ケースにあっては、変化率が最大（炉心中央近傍）となる位置からの引き抜きを適用した（第1 表）。なお、不確かさ影響評価ケースのΔk/k/s 単位の反応度添加率は、核設計で求め、MK-IV 炉心の核的制限値として設定する最大反応度添加率（0.00016Δk/k/s）と同じである。
また、￠/s 単位への換算に用いた実効遅発中性子割合は、基本ケースにあっては、標準平衡炉心の計算値とし、不確かさ影響評価ケースにあっては、計算値に 10%の不確かさを考慮した。
運転時の異常な過渡変化の「出力運転中の制御棒の異常な引抜き」では、上記の不確かさ影響評価ケースの計算値にさらに裕度を見込むために数値を切り上げ、既許可と同じ反応度添加率として 5￠/s を設定しているが、上記のように UTOP の有効性評価における不確かさ影響評価ケースで使用している 4.2￠
/s は不確かさとして想定する幅として十分な保守性を有している。

第 1 表 反応度添加率の設定
項目

基本ケース

引き抜き制御棒の反応度価値

2.8%Δk/k

引き抜き開始位置401mm

反応度価値変化率-3

2.1×10mm※1

不確かさ影響評価ケース
3.0%Δk/k※2

傾きが最大となる位置-1 ※3

2.4×10

-3

mm

-1

(一定)

異常な過渡変化
3.0%Δk/k※2

傾きが最大となる位置
2.4×10-3mm-1

実効遅発中性子割合

0.43%

0.38%

0.38%

反応度添加率3.0￠/s4.2￠/s5￠/s(一定)※1：後備炉停止制御棒全引き抜き時の反応度価値（第 1 図パターン③参照）。
※2：後備炉停止制御棒全挿入時の反応度価値（第 1 図パターン①参照）。
※3：制御棒引き抜き開始から 10 秒までの変化率（401mm→約 423mm）であり、その後 115 秒で 0 となる
ように徐々に減少（第 2 図）。

53 条(1)-別紙 7-2-1
[557]

※

※

※

※：反応度価値変化率が最大のときの反応度添加率を示す。
第 1 図 反応度価値の設定における制御棒パターン

引き抜き開始から10 秒までの変化率

第 2 図 制御棒ストローク曲線

53 条(1)-別紙 7-2-2[558]

別紙 7-3

BDBA 評価における破損箇所及び破損規模の想定について[559]

「１次冷却材漏えい事故」における配管破損規模の想定
１次冷却材の漏えいが生じると、原子炉冷却材液位が低下するとともに炉心流量が減少し、炉心の安全な冷却に支障を来す可能性があるため、「１次冷却材漏えい事故」において、１次冷却材漏えいによる炉心冷却能力の低下について評価している。
「１次冷却材漏えい事故」における破損位置及び破損形態の想定では、燃料被覆管及び冷却材温度を高めに評価するために、破損口からの漏えい流速が大きくなる１次主循環ポンプと原子炉容器の間の１次冷却系主配管に接続するドレン系統の小口径配管（以下「小口径配管」という。
）の破断を仮定している。
また、炉心冷却能力の解析では、炉心流量がステップ状に減少するものとし、炉心流量の減少幅は破損口からの最大の漏えい流速を包絡する 80kg/s としている。
小口径配管の破断の漏えい口の大きさ（約 22cm2）は、１次冷却系主配管における割れ状の漏えい口（Dt/4）の大きさ（約 5cm2（1 次主循環ポンプ出口～原子炉容器入口の配管））を包絡する保守的な仮定である。
この仮定は、既許可で漏えい口を設定した際［1］に、板厚（t）を口径（D）に便宜的に置換する式
を小口径配管に適用できなかったこと、及び小口径配管の破断を仮定しても判断基準を満足することから、保守的な仮定として、小口径配管の破断を仮定したものである。
なお、液位確保に関しては、１次主冷却系及び１次補助冷却系は、主要機器を二重容器とするとともに主要配管を内管と外管より成る二重管とし、二重壁内の空間容積を制限すること等により、１次
主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器において万一ナトリウム漏えいが生じた場合でも、原子炉容器等の冷却材液位を１次主冷却系の循環に支障を来すことなく安全に炉心の冷却を行うことができるレベル以上に保持することができる。
上記の漏えい口の仮定は、既許可からの変更はなく、十分に保守的であり、安全設計上想定すべきものを包絡するものである。参考までに、ナトリウム冷却炉の設計の特徴及び配管破損に関する最新知見を踏まえた破損口の評価を添付 1 に示す。

［1］
：配管破損の形態と大きさについて（PNC TN243 81-06）

53 条(1)-別紙 7-3-1[560]

「常陽」１次主冷却系等の配管破損の特徴及び最新知見を踏まえた破損開口面積の評価
1. 配管破損の特徴
原子炉冷却材バウンダリを構成する配管には、以下に示す対策を講じており、設計条件において、配管の破断が生じることはない。また、配管エルボに代表される応力集中部における熱膨張応力や熱応力等による疲労（クリープ疲労）破損が、相対的に、最も注意すべき破損様式となるが、設計にあっては、当該破損様式も考慮しており、設計条件の下で配管の破損が生じることはない。
（ⅰ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。
（ⅱ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性を備えたものとする。
（ⅲ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器は、冷却材温度変化による熱応力、設計地
震力等に十分耐えるよう設計する。
（ⅳ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器の腐食を防止するため、１次冷却材の純度を適切に管理する。
ここで、相対的にリスクの大きい疲労破損の発生を想定した場合、当該破損は、疲労き裂が進展し、配管肉厚を貫通した形態となる。この場合、配管の内圧が低いため、肉厚貫通時点又はそれ以前のき
裂から急速な伝播型破断が生じるおそれはない。
2. 最新知見を踏まえた破損開口面積の評価
最新知見において、24≦D/t≦127 の範囲の配管における破損開口面積は Dt/4、D/t＜24 の範囲の小口径配管における破損開口面積は 6t2 で評価できる［1］。当該式を用いた「常陽」配管の破損開口面積を第 1 表に示す。破損開口面積は 1 次冷却材漏えい事故で想定している 22cm2 を大幅に下回る。

第 1 表 破損開口面積
区画

配管（内管）仕様（D：配管外径、t：肉厚）

原子炉容器出口～
20B 配管（D：508.0mm、t：9.5mm）
主中間熱交換器入口
1 次主循環ポンプ出口
12B 配管（D：318.5mm、t：6.5mm）～原子炉容器入口
充填・ドレン系統
2B 配管（D：60.5mm、t：3.5mm）＊1：Dt /4 (適用範囲 24≦D/t≦127)＊2：6t2 (小口径配管であるため、12t=D/2 の換算を実施せず)

D/t

破損開口面積（cm2）

約 53

約 12＊1

49

約 5＊1

約 17

約 0.7＊253 条(1)-別紙 7-3-2

[561]

［1］
：配管破損の形態と大きさについて（PNC TN243 81-06）※※

破損開口面積の評価式の導出においては、冷却材漏えい事故を想定するための工学的モデルとして、以下の（ⅰ）
、（ⅱ）の仮定を設けている。
（ⅰ）供用開始時点において、大きなき裂状欠陥が存在すると仮定する。
（ⅱ）設計条件を超える過大な荷重サイクルにより、この初期欠陥から疲労き裂が進展し、壁厚貫通により冷却材の漏えいが生じると仮定する。
また、破損開口幅の評価条件のうち、D/t 比、配管内圧、配管物性値の温度を保守的に設定するとともに、主冷却系配管については、破損開口長さも保守的に D/2 としている。

53 条(1)-別紙 7-3-3[562]

配管破損の想定規模「Dt/4」と LBB 評価
LBB（Leak before break）の概念とは内部流体を含む構造物中に欠陥が存在し、それが運転中に進展して貫通に至ったとしても、材料の靭性が十分に高いか、または作用する応力が低けれ
ば、漏えいを検知することにより破断することなしに適切な対応処置が講じることができ、すなわち全断面瞬時破断（いわゆるギロチン破断）は起こらないとする概念である（日本機械学
会 発電用原子力設備規格 配管破損防護設計規格（JSME S ND1-2002）より）。
1.

配管破損の想定規模
上記に示すように、LBB は、全断面瞬時破断の発生を防止するための概念である。
「常陽」の１次

冷却系配管は、延性に富む SUS304 を使用していることに加え、その内圧は低く、亀裂の肉厚貫通時
点またはそれ以前の亀裂から急速な伝播型破断が生じることはないため全断面瞬時破断のような大規模な破損が生じ難い条件を有しており、漏えい先行型破損(Leak before break)が確保される。
他方、配管破損の想定規模(Dt/4)はもんじゅの 1 次冷却材漏えい事故に対する安全評価を行うにあたって採用された配管破損の想定規模であり、高速炉の特徴を踏まえた破損の様相および形態を踏まえて破壊力学に基づき設定されたものである[1]。このなかでは、急速な伝播型破断が生じないことは、延性に富む SUS304 を使用していることに加え、その内圧は低いことから基本的な前提条件とされている。
「常陽」の配管において貫通亀裂が発生し、Dt/4 の破損口の面積よりナトリウムの漏えいが生じた場合には、
原子炉容器内液位が「炉内ナトリウム液面低」の原子炉トリップ設定値に至った時点で、「炉内ナトリウム液面低」の原子炉トリップ信号により原子炉は自動停止するため、貫通亀裂発生後にも運転が継続され、亀裂が成長し開口面積が拡大することはない。また、貫通亀裂が生じナトリウ
ム漏えいが発生した場合、ナトリウム漏えい検出器により、ナトリウム漏えいが検出され、中央制御室に警報を発するため、これらの警報に応じて、運転員は手動で原子炉を停止することができる。
上記のとおり「常陽」の１次冷却系配管は延性に富む SUS304 を使用していることに加え、その内圧は低いことならびに貫通亀裂からの漏えいにより「炉内ナトリウム液面低」により自動停止することから、漏えい先行型破損が確保され、配管破損の想定規模は Dt/4 となる。

2.

貫通亀裂の成長による不安定破壊への進展

1 次冷却系配管は延性に富む SUS304 を使用していることに加え、その内圧は低いため、亀裂が急速に伝播することはない。また、応力腐食割れも想定されないことから、主たる亀裂進展の駆動力はプラントの運転にともなう繰返し熱応力となる。
この繰返し熱応力は、起動と停止のサイクル等で発生するものであるが、1.に示した Dt/4 の貫通
亀裂は、安全評価のために、実際のプラントにおいて熱応力が発生する繰り返し回数を大きく超える
仮想的な繰り返し数を設定し評価されている。
このため貫通亀裂が成長するには、仮想的な繰返し数をさらに上回る期間の運転が必要となることから、微小な貫通亀裂の成長を考慮する必要はない。
他方、上記のとおり 1 次冷却系配管は延性に富む SUS304 を使用していることに加え、その内圧は53 条(1)-別紙 7-3-4[563]

低いため不安定破壊の発生に至る亀裂の長さは極めて大きく、既往の評価に準ずる[1]と亀裂長さはメートルのオーダーである。
したがって、貫通亀裂が発生した上に、Dt/4 を超えて成長し、液面低により原子炉が停止することなく不安定破壊に至るまで拡大することはない。
[1] 配管破損の形態と大きさについて（PNC TN243 81-06）

53 条(1)-別紙 7-3-5[564]

想定亀裂長さ 12t の設定の考え方

配管系における応力集中部には、エルボの横腹部が該当する。当該部において、繰返し荷重による疲労破損で生じる貫通亀裂は、軸方向に発生することが想定される。
過去に実施されたエルボの横腹部やエルボの端点等に人工欠陥を設けた試験体に対する高温疲労試験では、エルボ横腹部の人工欠陥から亀裂が進展・貫通することが確認されており、この想定は妥当である[1]。
また、既往検討における配管の軸方向の亀裂の進展解析では、亀裂が貫通した際に、亀裂長さ(ℓ)
が最も大きくなるのは純曲げ応力の場合であることが確認されており、その場合の亀裂長さ(ℓ)は、板厚(t)に対して次式で与えられる[2]。

ℓ＝12t・・・・・ (1)

エルボ横腹部に人工欠陥を有した複数のエルボの疲労試験においては、貫通時の亀裂長さは 8t 以下であり、12t を下回ることを確認している[1]、[3]。また、亀裂長さの算定に用いた解析プログラムの妥当性についても確認している[4]。上記設定では、円筒の軸方向亀裂の貫通時長さに、円筒の曲率は影響を及ぼさないため、小口径と大口径を区分する必要はない。
なお、JIS 規格において、「呼び径 3B 以上であって、Sch10S 以下又は呼び径が 4B 以上で Sch20S 以
下のステンレス鋼管」では D/t≧24 であることから、式(1)を次式のように変換し、開口幅 t/2 を乗じて Dt/4 と設定している。一方、当該規格に該当しない小口径配管（2B）については、本変換を実施せずに、亀裂長さ 12t に開口幅ｔ/2 を乗じて 6t2 としている。

ℓ≈12t≦D/2・・・・・ (2)[1] Y. Sakakibara, et al, “Fatigue crack propagation from surface flaw of elbows”,
Transaction of SMiRT 6, Vol.E, 1981
[2] 動力炉・核燃料開発事業団, “配管破損の形態と大きさについて”, PNC TN243 81-06, 1981
[3] Daniel Garcia-Rodriguez and Y.Sakakibara, “Fatigue Crack Propagation Experimental
Evaluation and Modeling in an Austenitic Steel Elbow From a LMFBR Primary System Piping”,
Proceedings of ASME pressure vessel piping conference, PVP2014-28388, 2014[4] 動力炉・核燃料開発事業団, “大口径ナトリウム配管の不安定破壊評価について”, PNC TN9410
93-051, 1992

53 条(1)-別紙 7-3-6[565]

「１次冷却材漏えい事故」における小口径配管の破断の代表性

１次冷却材の漏えいが生じると、原子炉冷却材液位が低下するとともに炉心流量が減少し、炉心の安全な冷却に支障を来す可能性があるため、「１次冷却材漏えい事故」において、１次冷却材漏えいによる炉心冷却能力の低下について評価している。
「１次冷却材漏えい事故」における破損位置及び破損形態の想定では、燃料被覆管及び冷却材温度を高めに評価するために、破損口からの漏えい流速が大きくなる１次主循環ポンプと原子炉容器の間の１次冷却系主配管に接続するドレン系統の小口径配管（以下「小口径配管」という。
）の破断を仮定している。
また、炉心冷却能力の解析では、炉心流量がステップ状に減少するものとし、炉心流量の減少幅は破損口からの最大の漏えい流速を包絡する 80kg/s としている。
小口径配管の破断の漏えい口の大きさ（約 22cm2）は、１次冷却系主配管における割れ状の漏えい口（Dt/4）の大きさ（約 5cm2（1 次主循環ポンプ出口～原子炉容器入口の配管））を包絡する保守的な仮定である。
上記の漏えい口の仮定は、既許可からの変更はなく、十分に保守的であり、安全設計上想定すべきものを包絡するものである。参考までに、１次冷却材漏えいの起因となる可能性がある原子炉冷却材
バウンダリ一覧と当該部からの漏えい流速の計算値を添付 5 に示す。

53 条(1)-別紙 7-3-7[566]

１次冷却材漏えいの起因となる可能性がある原子炉冷却材バウンダリ一覧
1. 配管破損の特徴
原子炉冷却材バウンダリを構成する配管には、以下に示す対策を講じており、設計条件において、配管の破断が生じることはない。また、配管エルボに代表される応力集中部における熱膨張応力や熱応力等による疲労（クリープ疲労）破損が、相対的に、最も注意すべき破損様式となるが、設計にあっては、当該破損様式も考慮しており、設計条件の下で配管の破損が生じることはない。
（ⅰ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器には、高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用する。
（ⅱ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管は、エルボを用いて引き回し、十分な撓性を備えたものとする。
（ⅲ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器は、冷却材温度変化による熱応力、設計地
震力等に十分耐えるよう設計する。
（ⅳ）１次主冷却系及び１次補助冷却系の配管・機器の腐食を防止するため、１次冷却材の純度を適切に管理する。
ここで、相対的にリスクの大きい疲労破損の発生を想定した場合、当該破損は、疲労き裂が進展し、配管肉厚を貫通した形態となる。この場合、配管の内圧が低いため、肉厚貫通時点又はそれ以前のき
裂から急速な伝播型破断が生じるおそれはない。
2. 原子炉冷却材バウンダリを構成する配管の破損開口面積の評価の一覧
24≦D/t≦127 の範囲の配管における破損開口面積は Dt/4、D/t＜24 の範囲の小口径配管における破損開口面積は 6t2 で評価できる（添付 1 参照）。当該式を用いて計算した漏えい流速を第 1 表に示す。漏えい流速は 1 次冷却材漏えい事故で想定している 80kg/s を大幅に下回る。なお、１次純化系
及び１次オーバフロー系は、１次主冷却系の流路に直接接続していないため、漏えいにより直接的に
炉心流量が減少しないため、第 1 表に記載していない。

53 条(1)-別紙 7-3-8[567]

第 1 表 原子炉冷却材バウンダリを構成する配管からの漏えい流速の一覧
系統

区画

配管（内管）仕様（D：外径、t：肉厚）

１次主冷却系

原子炉容器出口～主中間熱交 20B 配管
換器入口（ホットレグ配管） （D：508.0mm、t：9.5mm）
１次主冷却系
1 次主循環ポンプ出口～原子12B 配管
炉容器入口（コールドレグ配（D：318.5mm、t：6.5mm）管）
１次補助冷却系 原子炉容器出口～補助中間熱 4B 配管
交換器入口（ホットレグ配管） (D：114.3mm、t：4.0mm)
１次補助冷却系 補助電磁ポンプ出口～原子炉 3B 配管
容器入口（コールドレグ配管） (D：89.1mm、t：4.0mm)
充填・ドレン系 1 次主循環ポンプ出口～原子2B 配管（D：60.5mm、t：
統※1
炉容器入口（コールドレグ配
3.5mm）管）※1：１次冷却材漏えい事故で想定している破損

破損開口

漏えい流

面積

速(kg/s)

（cm2）
約 12

約 20

約5

約 20

約1

約1

約1

約3

22

80

53 条(1)-別紙 7-3-9[568]

53 条(1)-別紙 7-3-10[569]

53 条(1)-別紙 7-3-11[570]

配管の漏えい口の大きさについて配管の漏えい口の大きさについては、既往知見［1］に基づき t2 (t は配管厚さ)とする。なお、既往知見［1］では、JIS 規格では呼び径 3B 以上であって、Sch10S 以下または呼び径が 4B 以上で Sch20S 以
下のステンレス鋼管では、D/t ≥ 24(D は配管外径)となることに基づき、貫通時の想定亀裂長さ 12t
を D/2 に置き換え、加えて JIS 規格ではステンレス鋼管はD/t ≤ 127であることに基づき想定する漏えい亀裂を長さ D/2、幅 t/2 のスリット状と算定したことから、配管の漏えい口の大きさを配管の外径を用いた Dt/4 として設定しているが、本件ではこのような置き換えを行わないで板厚により配管の漏えい口の大きさを設定する。具体的には既往知見[1]に基づき式を展開することで以下のとおり配管の漏えい口の大きさとして t2 を設定した。
1) 貫通時の亀裂長さ(ℓ )[1](1)

ℓ = 12𝑡2) 貫通時の亀裂中央の開口幅(δ)[1]δ=

4ℓ𝑀 𝑚 2ℓ𝑀𝐷𝑝
𝜎 =
𝐸 𝜃
𝐸𝑡

(2)

ここで、E：縦弾性係数𝜎𝜃𝑚 ：周方向膜応力,

M ： 形 状 係 数 , 𝑀 = 1.6 +

𝜎𝜃𝑚 =

𝑝𝐷
2𝑡

ℓ
𝐷𝑡
4
λ = √12(1 − 𝜈 2 ) × ⁄√
2
2

0.29𝜆

D：配管外径ν：ポアソン比(3) 貫通時の亀裂開口面積(S )貫通時の亀裂開口面積(S )を長さ(ℓ )で幅(δ )である楕円形とすると、上記の(1)及び(2)より貫通時の亀裂開口面積(S )は次式で与えられる。
ℓ 𝛿
𝑆 =π× ×2 2

(3)(4) 「常陽」の設計想定外事象における配管の漏えい口の大きさ(SA)
設計想定外事象における配管の漏えい口の大きさとして、漏えいナトリウム量を多く見積もるために式(2)について、既往知見で条件とされたのと同等 [1] に低エネルギー配管 注) の最高運転圧力
1.9MPa とした上で、運転温度を 650℃(式(2)における縦弾性係数を 144157MPa とする)とし、さらには既往知見［1］と同じく JIS におけるステンレス鋼鋼管では、D⁄t≤127 となることを踏まえて式(2)を53 条(1)-別紙 7-3-12[571]

展開すると以下となる。
式(2)における M は、ℓ = 12𝑡、ポアソン比(ν)を 0.3 とすると。
𝑀 = 1.6 + 0.29𝜆ℓ𝐷𝑡
4λ = √12(1 − 𝜈 2 ) × ⁄√ = 1.285 × ℓ⁄√𝐷𝑡
22𝑡= 1.285 × 12𝑡⁄√𝐷𝑡 = 15.42√
𝐷
これより𝑡
𝑀 = 1.6 + 0.29𝜆 = 1.6 + 0.29 × 15.42√
𝐷式(2)で算定されるδは上記 M およびℓ = 12𝑡から

δ=

2ℓ𝑀𝐷𝑝 2 × 12𝑡𝑡=(1.6 + 4.472√ ) 𝐷𝑝
𝐸𝑡
𝐸𝑡
𝐷

=

24
𝐷
𝐷
(1.6 ( ) + 4.472√ ) 𝑝𝑡
𝐸𝑡𝑡

ここで𝐷/𝑡 ≤ 127を適用すると≤

24(1.6 ∗ 127 + 4.472√127)𝑝𝑡
𝐸≤ 6086𝑝𝑡
𝐸

ここで、p は 1.9MPa、縦弾性係数は 144157MPa(14700×9.80665)とすることから
δ ≤ 8.02 × 10−2 𝑡(4)

したがって、式(1)により想定亀裂長さ 12t とすると、式(3)より開口面積として次式が導かれる。
𝑆 ≤π×

12𝑡 8.02 × 10−2𝑡
×= 0.76𝑡 2
22(5)

ここで、さらに漏えいナトリウム量を多く見積もるために係数を丸めると次式となる。

53 条(1)-別紙 7-3-13[572]

𝑆 ≤ 0.76𝑡 2 ≤ 𝑆𝐴 = 𝑡 2(6)注) 既往知見[1]では「moderate energy fluid system」について中エネルギー流体系配管と邦訳して表現しているが、本件では[原子力規制庁, “原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド”, 原規技発
第 1408064 号, 2014”]に合わせて低エネルギー配管と表現した。
参考文献[1] 動力炉・核燃料開発事業団, “配管破損の形態と大きさについて”, PNC TN243 81-06, 198153 条(1)-別紙 7-3-14[573]

想定した開口面積の発生確率の検討「常陽」の事象選定のための PRA では、LORL に至る起因事象として考慮した部位での 1 次冷却系
内管破損の発生頻度及び設計基準事故対処設備として考慮した 1 次冷却系外管等の破損確率の算定にあたっては、評価の煩雑さを避けるため保守的に漏えい規模による区別をせず、すなわち特定の規模の漏えいを除外することなく、単純に漏えいに至る破損を考慮して算定した。
このため、想定破損部位において開口面積を設定する考え方に照らすと、保守的な頻度及び確率評価となっている。
なお、漏えい規模による区別をしていないことから、漏えい規模の確率分布を推定した研究※１は適用していないが、同報告書において調査されたナトリウム漏洩事象と比較して、「常陽」の漏洩規模の想定は過小ではないことを確認している。また、同様に、配管破断を伴うような漏洩量、漏洩率の事象は発生していないことを確認している。
※１ JNC-TN9400-2005-017 「もんじゅ」レベル 1PSA のためのナトリウム漏洩事象における漏洩
規模の確率分布の推定

53 条(1)-別紙 7-3-15[574]

別紙 7-4

LF 時の燃料破損検出時の原子炉停止と放射性物質の閉じ込め・貯留の手順[575]

53 条(1)-別紙 7-4-1[576]

別紙 7-5

炉心燃料集合体の瞬時完全閉塞について[577]

53 条(1)-別紙 7-5-1[578]

別紙 7-6

LF の格納容器破損防止措置の有効性評価[579]

53 条(1)-別紙 7-6-1[580]