資料3-3

柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0097 改02
提出年月日
平成28年8月30日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて

平成28年8月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
1. はじめに ............................................................................................................................. 1
2. 基準の規定内容 .................................................................................................................. 2
2.1 設置許可基準規則第 39 条（ＳＡ施設）の規定内容 .................................................... 2
2.2 設置許可基準規則第 4 条（ＤＢ施設）の規定内容....................................................... 2
2.3 JEAG4601 の規定内容 ................................................................................................... 3
3. ＳＡ施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針 .................................. 64. 荷重の組合せの検討手順 ..................................................................................................115. 荷重の組合せの検討結果 ................................................................................................. 14
5.1 地震の従属事象・独立事象の判断 ............................................................................. 14
5.2 荷重の組合せの検討結果 ............................................................................................ 15
5.2.1 全般施設................................................................................................................... 15
5.2.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 ............................................................ 18
5.2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 ........................................................ 28
5.2.4 ＳＡ施設の支持構造物 ............................................................................................. 33
6. 許容応力状態の検討結果 ................................................................................................. 34
6.1 全般施設 ..................................................................................................................... 34
6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備............................................................... 35
6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 ........................................................... 36
6.4 ＳＡ施設の支持構造物 ............................................................................................... 36
7. まとめ .............................................................................................................................. 37（補足 1）ＳＡ施設に対する許容応力状態の考え方 ........................................................... 39（補足 2）事象発生確率の考え方 ........................................................................................ 46（補足 3）「地震の従属事象」と「地震の独立事象」について........................................... 53（補足 4） ＤＢＡ による履歴を考慮しなくてよい理由 .................................................... 66

添付資料 ............................................................................................................................... 68
1. 重大事故シーケンスにおける主要な重大事故等対処施設 .............................................. 69
2. 地震動の超過確率 ............................................................................................................ 71
3. 事故時荷重の組合せの選定における検討の流れ ............................................................. 74
4. 建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方 ............................................................. 76
5. 対象設備，事故シーケンス，荷重条件の網羅性について .............................................. 82
6. 継続時間の検討における対象荷重の網羅性について...................................................... 87
7. 荷重の組合せ表 ................................................................................................................ 92
8. 重大事故時の荷重条件の妥当性について ........................................................................ 94
9.ＡＢＷＲにおける運転状態 V(LL)の適切性について ......................................................115
10.荷重条件として組合せるシナリオの選定及びその荷重条件の保守性について ............119
参考資料 ............................................................................................................................. 122〔参考１〕設置許可基準規則第 39 条及び解釈（抜粋）................................................... 123〔参考２〕設置許可基準規則第 4 条及び解釈 ................................................................... 124〔参考３〕設置許可基準規則第 4 条解釈の別記２（抜粋）（１／２） ............................. 125〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）（１／３） ........................................ 127〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（１／７）(JEAG4601・補-1984 P.44,45) ............................ 130〔参考６〕鉄筋コンクリート製原子炉格納容器 評価温度・圧力負荷後の耐震性........... 137〔参考７〕ＤＢ施設を兼ねる主なＳＡ施設等のＤＢＡとＳＡの荷重条件の比較 ............ 141〔参考８〕「重大事故に至るおそれがある事故」に関する補足説明 ................................ 144

1. はじめに重大事故等※1（以下「ＳＡ」という。
）の状態で必要となる常設の重大事故等対処施設※2（以下「ＳＡ施設」という。
）については，待機状態において地震により必要な機能が損なわれず，さらにＳＡが長期にわたり継続することを念頭に，ＳＡにおける運転状態と地震との組合せに対して必要な機能が損なわれない設計とする必要がある。以下にＳＡ
施設の耐震設計に対する考え方を示す。
※1：「重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く）又は重大事故」を総称して重大事故等という。
※2：常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備については，代替する設備の耐震クラスに適用される地震力を適用する。
【ＳＡ施設の耐震設計の位置づけ】
設計基準事故対処施設（以下「ＤＢ施設」という。
）が十分に機能せず設計基準事故（以下「ＤＢＡ」という。
）を超える事象が発生した場合に備え，ＳＡ施設は，ＳＡ時においても，必要な機能が損なわれるおそれがないように耐震設計を行うとともに，常設の施設，可搬型の設備又はその組合せによる設備対策だけでなく，マネジメントによる対策などの多様性を活かしてＳＡに対処する。
具体的には，① ＳＡ施設は，ＳＡ時を含む各運転状態と地震の組合せに対して必要な機能が損なわれるおそれがないよう設計を行う。
② 可搬設備等を活用することにより，事故の緩和・収束手段に多様性を持たせ，頑健性を高める。
とする。
以上の内容を踏まえ，①に記載の施設の具体的な設計条件を決めるにあたり，ＳＡ施設については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第 5 号）」（以下，「設置許可基準規則」という。
）及び「原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編 JEAG4601・補-1984」，「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1987」，「原子力発電所耐震設計技術
指針 JEAG4601-1991 追補版」
（一社）日本電気協会（以下，総称して「JEAG4601」という。
）等の規格・基準に基づき，検討を実施した。

1

2. 基準の規定内容
ＳＡ施設，ＤＢ施設の耐震性の要求は，それぞれ設置許可基準規則第 39 条，第 4 条に規定されている。そこで，ＳＡ施設及びＤＢ施設について，耐震設計に関する基準の規定
内容を以下のとおり整理した。
2.1 設置許可基準規則第 39 条（ＳＡ施設）の規定内容(1) ＳＡ施設の耐震性については，設置許可基準規則の第 39 条に規定されている。
〔参考
1〕(2) ＳＡ施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備が設置されるＳＡ施設については，
設置許可基準規則の第 39 条第 1 項第 1 号において，「基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
」が求められている。〔参考 1〕(3) ＳＡ施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置されるＳＡ施設については，設置許可基準規則の第 39 条第 1 項第 2 号において，「第四条第二項の規定により算定する地震力に十分に耐えることができるものであること。
」が求められている。
〔参考 1〕これは，ＤＢ施設の耐震ＢＣクラスと同等の設計とすることが要求されているものであるが，耐震ＢＣクラスは事故時荷重との組合せを実施しないため，本資料では省略する。なお，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）については，設計基準事故対処設備として設定されている耐震重要度分類のクラスに従って地震力を分類する。
(4) ＳＡ施設のうち，常設重大事故緩和設備が設置されるＳＡ施設については，設置許可基準規則第 39 条第 1 項第 3 号において，「基準地震動による地震力に対して重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。」が求められている。
〔参考 1〕(5) 設置許可基準規則の第 39 条の解釈において，「第 39 条の適用に当たっては，本規程
別記 2 に準ずるものとする。
」とされている。
〔参考 1〕
2.2 設置許可基準規則第 4 条（ＤＢ施設）の規定内容(1)ＤＢ施設の耐震性については，設置許可基準規則の第 4 条に規定されている。
〔参考2〕(2)耐震Ｓクラス施設については，設置許可基準規則の第 4 条第 3 項において，「耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。
）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。」とされている。
〔参考 2〕(3)設置許可基準規則の第 4 条の解釈において，「別記 2 のとおりとする。
」とされている。
〔参考 2〕(4)基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないことを満たす
要件は，設置許可基準規則解釈第 4 条の解釈の別記 2（以下，「別記 2」という。
）において，「建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して，当該建物・構築物が構造物全体とし
2

ての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること。」が求められている。〔参考 3〕(5)Ｓｓに対して安全機能が損なわれるおそれがないことを満たす要件は，別記 2 において，「機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組合せた荷重条件に対して，その施設に要求される機能を保持すること。なお，上記により求められる荷重により塑性
ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。」が求められている。
〔参考 3〕(6)別記 2 において，「「運転時の異常な過渡変化及び事故時に生じるそれぞれの荷重」については，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した
場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること。」が求められている。
〔参考 3〕
2.3 JEAG4601 の規定内容「耐震設計に係る工認審査ガイド（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会決定）」の「4.2 荷重及び荷重の組合せ」において，「規制基準の要求事項に留意して，JEAG4601 の規定を参考に」組合せることとされていることから，JEAG4601 における規定内容を以下のとおり整理した。
(1)荷重の組合せ
JEAG4601・補-1984 重要度分類・許容応力編における，荷重の組合せに関する記載としては，以下のとおり。
・「その発生確率が 10-7 回/炉・年を下回ると判断される事象は，運転状態Ⅰ～Ⅳに含めない。
」とされている。
・地震の従属事象については，「地震時の状態と，それによって引き起こされるおそれのあるプラントの状態とは，組合せなければならない。
」とされている。
・地震の独立事象については，「地震と，地震の独立事象の組合せは，これを確率的に考慮することが妥当であろう。地震の発生確率が低く，継続時間が短いことを考えれば，これと組合せるべき状態は，その原因となる事象の発生頻度及びその状態の継続時間との関連で決まることになる。
」とされている。
以上の規定内容に基づき，JEAG4601 において組合せるべき荷重を整理したものを
表 2.3.1 に示す。表 2.3.1 では，事象の発生確率，継続時間，地震動の発生確率を踏まえ，その確率が 10-7/炉年以下となるものは組合せが不要となっている。

3

表 2.3.1 運転状態と地震動との組合せの確率的評価

JEAG4601・補-1984 抜粋

4

(2)運転状態と許容応力状態
JEAG4601・補-1984 重要度分類・許容応力編における，運転状態と許容応力状態に関する記載は以下のとおりであり，プラントの運転状態Ⅰ～Ⅳに対応する許容応
力状態ⅠA～ⅣA 及び，地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態ⅢAS，ⅣAS を定義している。
【運転状態】
運転状態Ⅰ：告示の運転状態Ⅰの状態

運転状態Ⅱ：告示の運転状態Ⅱの状態

運転状態Ⅲ：告示の運転状態Ⅲの状態

運転状態（長期）Ⅳ(L) ：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，長期間のものが作用している状態
運転状態（短期）Ⅳ(S) ：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，短期間のもの（例：JET，JET 反力，冷水注入による過渡現象等）が作用している状
態【許容応力状態】
許容応力状態ⅠA ：告示の運転状態Ⅰ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅠA*：ＥＣＣＳ 等のように運転状態Ⅳ(L)が設計条件となっているものに対する許容応力状態で許容応力状態ⅠA に準ずる。
許容応力状態ⅡA ：告示の運転状態Ⅱ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅢA ：告示の運転状態Ⅲ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅣA ：告示の運転状態Ⅳ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅢAS：許容応力状態ⅢA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態
許容応力状態ⅣAS：許容応力状態ⅣA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態

53. ＳＡ施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針(1) 対象施設
設置許可基準規則第 39 条において，基準地震動による地震力に対しての機能維持が求められている「常設耐震重要重大事故防止設備」及び「常設重大事故緩和設備」を対象とする。主な施設を重大事故シーケンスに基づき整理したリストを添付資料 1 に示す。また，当該リストに整理した主要施設を原子炉格納容器内外で整理したものを表 2 に示す。
(2) ＳＡ施設の運転状態
ＳＡ施設は，ＤＢを超え，ＳＡが発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから，運転状態として従来のⅠ～Ⅳに加え，ＳＡの発生している状態として運転状態
Ⅴを新たに定義する。
さらに運転状態Ⅴについては，重大事故等の状態が設計基準事故を超える更に厳しい状態であることを踏まえ，事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態を運転状態
Ⅴ(S)とし，一連の過渡状態を除き，ある程度落ち着いた状態を長期的に荷重が作用している状態として運転状態Ⅴ(L)，Ⅴ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態を運転
状態Ⅴ(LL)とする。
【運転状態の説明】
Ⅰ～Ⅳ：JEAG4601 で設定している運転状態
Ⅴ(S) ：ＳＡの状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態
Ⅴ(L) ：ＳＡの状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重が作用している状態
Ⅴ(LL)：ＳＡの状態のうちⅤ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態(3) 組合せの基本方針
設置許可基準規則の解釈別記 2 及び JEAG4601 に基づき耐震評価を行うＤＢ施設の考え方を踏まえた，ＳＡ施設における荷重組合せの基本方針は以下のとおり。
a. ＤＢ施設の組合せの考え方
・基準地震動Ｓｓ（以下Ｓｓ），弾性設計用地震動Ｓｄ（以下Ｓｄ）による地震力と運転状態の組合せを考慮する。
・運転状態Ⅰ～Ⅳを想定する。
・地震の従属事象については，地震による地震力との組合せを実施する。
・地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間，Ｓｓ若しくはＳｄの超過確率を踏まえ，発生確率が 10-7/炉年超の事象は組合せる。
・原子炉格納容器は，原子炉冷却材喪失事故(以下ＬＯＣＡ)後の最終障壁となることか
ら，構造体全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄによる地震力との組合せを考慮する。

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b. ＳＡ施設の組合せ方針
・Ｓｓ，Ｓｄによる地震力と運転状態の組合せを考慮する。
・運転状態Ⅰ～Ⅳを想定するとともに，それを超えるＳＡの状態と，運転状態Ⅴを想定する。
・地震の従属事象については，地震による地震力との組合せを実施する。
・地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間及びＳｓ若しくはＳｄの超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的に組合せるか否かを判断する。
組合せるか否かの判断は，国内外の基準等でスクリーニング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性をもたせた値を目安とし，事象の発生確率，継続時間及びＳｓ若しくはＳｄの超過確率の積との比較等により判断する。
・ＳＡが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，ＤＢ施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で判断する。
・原子炉格納容器について，ＤＢ施設ではＬＯＣＡ後の最終障壁として，ＳＡに至らな
いよう強度的な余裕をさらに高めるべく，ＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄによる地震力との組合せを考慮することとしているが，ＳＡ施設においては，強度的に更なる余裕を確保するのではなく，以下の設計配慮を行うことにより，余裕を付加し信頼性を高めることとする。
ＳＡ施設としての原子炉格納容器については，ＤＢ施設のＳｓに対する機能維持の考え方に準じた最高水準の耐震設計を行う。さらに，最終障壁としての構造体全体の安全裕度の確認として，重大事故時の格納容器の最高温度，最高内圧を大きく超える 200℃，2Pd（最高使用圧力の 2 倍の圧力）の条件で，原子炉格納容器の放射性物
質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う。
(4) 許容限界の基本方針
ＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して，重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」とされており，許容限界の設定に際しては，ＤＢ施設の機能維
持設計の解釈である第 4 条第 3 項に係る別記 2 の規定に準ずる。具体的な許容限界の設定は，JEAG4601 のＤＢ施設に対する規定内容を踏まえ，ＳＡ施設における荷重の組合せと許容限界の設定方針を，以下のとおり定めた。
（補足 1）

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a.ＤＢ施設における方針
・弾性設計の許容限界として，運転状態Ⅲに対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態ⅢAS を用いる。
・機能維持設計の許容限界として，運転状態Ⅳに対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態ⅣAS を用いる。
b.ＳＡ施設における方針
・ＳＡ施設の耐震設計は，ＤＢ施設に準拠することとしていることから，運転状態
Ⅰ～Ⅳと地震による地震力の組合せに対しては，ＤＢ施設と同様の許容応力状態を適用する。
・設計条件を超える運転状態Ⅴの許容応力状態としてⅤA を定義し，さらに地震との組合せにおいては，許容応力状態ⅤAS を定義する。
別記 2 によれば，機能維持設計の要求として，「荷重により塑性ひずみが生じる場
合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。」とされており，ＤＢ施設では，許容応力状態ⅣAS の許容限界を適用している。新たに定義する許容応力
状態ⅤAS は，ＳＡに対処するために必要な機能が損なわれない許容限界であり，
柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では，機能維持設計の許容限界として適用実績のある
許容応力状態ⅣAS と同じ許容限界を適用する。
【許容応力状態の説明】
ⅠA～ⅣA：JEAG4601 で設定している許容応力状態
ⅢAS～ⅣAS：JEAG4601 で設定している許容応力状態
ⅤA：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）
ⅤAS：許容応力状態ⅤA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態(ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）8

表 3.1 原子炉格納容器及び原子炉圧力容器を防護対象とする主要な重大事故等対処施設
重大事故等対処施設
防護対象
原子炉格納容器内
原子炉
格納容器

原子炉格納容器外－

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ
原子炉補機冷却系海水ポンプ
原子炉補機冷却系熱交換器
復水移送ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
可搬型代替注水ポンプ(Ａ－２級)
格納容器内水素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度9表 3.1 原子炉格納容器及び原子炉圧力容器を防護対象とする主要な重大事故等対処施設
重大事故等対処施設
防護対象
原子炉格納容器内
原子炉圧力容器

原子炉格納容器外逃がし安全弁ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリ
ップ機能）
ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
高圧代替注水系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心注水系ポンプ
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
自動減圧系の起動阻止スイッチ
可搬型代替交流電源設備（電源車）
ＡＭ用直流 125V 充電器
高圧窒素ガスボンベ
復水移送ポンプ
可搬型代替注水ポンプ（Ａ－２級）
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

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4. 荷重の組合せの検討手順(1)地震の従属事象・独立事象の判断
組合せの基本方針において，地震従属事象はＳｓと組合せ，独立事象はその事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，Ｓｓ，Ｓｄいずれか適切な地震力と組合せることとしていることから，まず，荷重の組合せの検討にあたって，運転状態Ⅴが，地震の従属事象，独立事象の何れに該当するか判断する。従属事象と判断された場合は，Ｓｓと組合せ，独立事象と判断された場合は，以下の(2)(3)項の手順に従う。
(2) 施設分類
対象施設は設置許可基準規則，技術基準規則，JEAG4601 の分類等を踏まえた分類を行い，その分類毎に組合せ方針を検討することとする。対象施設は以下のとおり分類する。
ＳＡ施設は，設置許可基準規則の解釈別記 2 から「機器・配管系」と「建物・構築物」に分類される。ここで，建物・構築物についても，機器・配管系と同様の考え方で組合せを考慮することとする。
（添付資料 4「建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方」参照）また，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（以下「ＰＣＶバウンダリ」という。
）と原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備（以下「ＲＰＶバウンダリ」という。
）については，「重大事故等対策の有効性評価」により得られたＳＡ時の圧力・温度の推移を用いて検討を行うことから他の施設とは別にＳＡ荷重と地震力の組合せを検討する。
以上のことから，以降の検討では施設を図 4.1 のとおり分類し，建物・構築物を含む全般施設は，ＰＣＶバウンダリ，ＲＰＶバウンダリ以外の機器・配管系の組合せ方針を適用する。なお，ＰＣＶバウンダリの圧力・温度等の条件を用いて評価を行う施設については，ＰＣＶバウンダリの荷重の組合せに従い，支持構造物については，支持される施設の荷重の組合せに従うものとする。

図 4.1 施設の分類の考え方

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(3)独立事象に対する荷重の組合せの選定手順
独立事象に対して，ＳＡ施設に適用する荷重の組合せの選定手順を示す。考え方としては，事象の発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に判断することとする。選定手順を以下に，選定フローを図 4.3 に示す。
【選定手順】① ＳＡ事象の発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用する。
② 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されている S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄの超過確率に読み替えて適用する。
（添付資料 2 参照）③ 荷重の組合せの判断は，①と②及びＳＡの継続時間との積で行う。そのスクリー
ニングの判断基準を設定する。具体的には，国内外の基準等でスクリーニング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性をもたせた値として，柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では，ＤＢ施設の設計の際のスクリーニング基準である 10-7/炉年に保守性を見込んだ 10-8/炉年とする。
（補足 2）④ ①②の積と③を踏まえて弾性設計用地震動Ｓｄまたは，基準地震動Ｓｓと組合せるべきＳＡの継続時間を設定する。事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10-2～2×10-1 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
⑤ ④を踏まえて，施設分類毎に荷重の組合せを検討する。
表 4.1 組合せの目安となる継続時間
荷重の組合せを重大事故等の考慮する判断目安

発生確率

地震動の発生確率
弾性設計用

10-8/年以上

10-4/年※1

地震動Ｓｄ
基準地震動Ｓｓ

組合せの目安となる継続時間10-2/年※2

10-2 年以上

5×10-4/年※2

2×10-1 年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10-4/年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動 S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄに読み
換えた

12

荷
重

評価点①（Sd との組合せ）

評価点②（Ss との組合せ）
時間
組合せ不要

Sd との組合せ

Ss との組合せ

運転状態Ⅴ(S)
運転状態Ⅴ(L)
運転状態Ⅴ(LL)(短期)(長期(L))(長期(LL))-1
ＳＡ発生
10-2 年
2×10 年
図 4.2 荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）①SA 事象の発生確率を設定する。

②Ss，Sd の超過確率を設定する。

③ 荷重の組合せの判断は，①と②と SA の継続時間との積で行い，そのスクリーニングの判断基準を設定する。

④ ①②の積と③を踏まえて，弾性設計用地震動 Sd，基準地震動 Ss と組合せるべき SA の継続時間を設定する。

⑤ ④を踏まえて，施設分類毎に荷重の組合せを検討する。

図 4.3 独立事象に対する荷重の組合せの選定手順

135. 荷重の組合せの検討結果
4 項の検討手順に基づき，まず，5.1 項ではＳＡが地震の従属事象か独立事象であるかを判断し，5.2 項では，全般施設，ＰＣＶバウンダリ，ＲＰＶバウンダリに分けて，ＳＡ
荷重と地震力の組合せ条件を検討する。なお，ＳＡ施設の支持構造物については，支持する施設の荷重の組合せに従うものとする。
5.1 地震の従属事象・独立事象の判断
運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，Ｄ
Ｂ施設の耐震設計の考え方に基づく。なお，確率論的な考察も考慮する。ここで，ＤＢ施設に対して従前より適用してきた考え方に基づき，地震の従属事象とは，ある地震力を想定して，その地震力未満で設計された設備が，その地震力を上回る地震が発生した際に確定論的に設備が損傷すると仮定した場合に発生する事象，すなわち「地震によって引き起こされる事象」と定義し，地震の独立事象とは，確定論的に考慮して「地震によって引き起こされるおそれのない事象」と定義する。
耐震Ｓクラス施設はＳｓによる地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれのないよう設計されている。この安全機能にかかる設計は，耐震Ｓクラス施設自体が，Ｓｓによる地震力に対して，損傷しないよう設計するだけでなく，下位クラスに属するものの波及的影響等に対しても，その安全機能が損なわれないよう設計することも含まれる。耐震Ｓクラス施設が健全であれば，炉心損傷防止に係る重大事故等対策の有効性評価において想定した全ての事故シーケンスに対し，Ｓｓ相当の地震により，起因事象が発生したとしても緩和設備が機能し，ＤＢ設計の範囲で事象を収束させることができることを確認することとする。
従って，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討としては，Ｓｓ相当の地震に対して，運転状態Ⅴは地震によって引き起こされるおそれのない「地震の独立事象」として扱い，運転状態Ⅴの運転状態と地震力とを適切に組合せる。なお，地震ＰＲＡの結果を参照し，確率論的な考察を実施した。ＳＡ施設に期待した場合の地震ＰＲＡにおいて，Ｓｓ相当までの地震力により炉心損傷に至る事故シーケンスについて，緩和設備のラン
ダム故障を除いた炉心損傷頻度（ＣＤＦ）であって，ＳＡ施設による対策の有効性の評価がＤＢ条件を超えるものの累積値は，8.2×10-8/炉年である。性能目標のＣＤＦ（10-4/炉年）
に対する相対割合として 1％を下回る頻度の事象は，目標に対して影響がないといえるく
らい小さい値と見なすことができ，8.2×10-8/炉年は，これを大きく下回ることから，Ｓｓ相当までの地震力によりＤＢ条件を超える運転状態Ⅴの発生確率は極めて低いと考えられる。従って，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討において，運転状
態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがないとして扱うことは妥当と考える。
（「
（補
足 3）
「地震の従属事象」と「地震の独立事象」について」参照）

14

5.2 荷重の組合せの検討結果
5.1 項で運転状態Ⅴは地震の独立事象と判断したことから，以下では施設分類毎に 4 項(3)の手順に従って，荷重の組合せを検討する。
5.2.1 全般施設
(1)ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用する。なお，全般施設については事故シーケンスグループを特定せず全てのＳＡを考慮する。
(2)地震動の超過確率
地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されている S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄの超過確率に読み替えて適用する。
（添付資料 2参照）
(3) 荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10-8/炉年と，(1)・(2)で得られた値の積により，組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10-2～2×101 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
表 5.2.1.1 組合せの目安となる継続時間
事故

重大事故等の

シーケンス

発生確率

全てのＳＡ

10-4/年※1

地震動の発生確率
弾性設計用地震動Ｓｄ

荷重の組合せを 組合せの目安と考慮する判断目安

10-2/年※2

なる継続時間10-2 年以上

10-8/年以上
基準地震動Ｓｓ

5×10-4/年※2

2×10-1 年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10-4/年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率 S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄに読み換えた15荷重

評価点①（Sd との組合せ）

評価点②（Ss との組合せ）
時間
組合せ不要

Ss との組合せ

Sd との組合せ

運転状態Ⅴ(S)
運転状態Ⅴ(L)
運転状態Ⅴ(LL)(短期)(長期(L))(長期(LL))-1
事故発生
10-2 年
2×10 年
図 5.2.1.1 荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）(4)荷重組合せの検討(1)～(3)から，ＳＡの発生確率，地震動の超過確率と掛け合わせた発生確率は表 3 のとおりとなる。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるように各パラメータの設定にあたり，以下の事項を考慮している。
【全般施設のＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】
・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用している。
・ 地 震ハ ザー ド解 析結果 か ら得 られ る超 過確率 を 参照 し ， 地震 動の超 過 確率 は
JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
表 5.2.1.2 のＳＡの発生確率，地震動の超過確率，組合せの目安となるＳＡの継続時間との積を考慮し，ＳＡ発生後 10-2 年以上に 2×10-1 年未満の期間のうち最大となる荷重とＳｄを組合せる。また，ＳＡ発生後 2×10-1 年以上の期間における最大値とＳｓによる地震力を組合せることとする。
ここで，全般施設については必ずしもＳＡによる荷重の時間履歴を詳細に評価しないことから，上記の考え方を包絡するようにＳＡ発生後の最大荷重とＳｓによる地震力を
組合せる。

16

表 5.2.1.2

ＳＡの発生確率・継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率
ＳＡの

発生確率

全ての
ＳＡ

組合せの目安地震の発生確率となるＳＡの合計

Ⅴ(L)10-8/炉年以下

Ⅴ(LL)

10-8/炉年以下

継続時間
10-2 年以上

Ｓｄ：10-2/年以下
10-4/炉年

運転状態

2×10-1 年未満

Ｓｓ：5×10-4/年以

2×10-1 年以上

下(5)まとめ以上より，全般施設としては，ＳＡ発生後の最大荷重とＳｓによる地震力を組合せるこ
ととする。

17

5.2.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（1）ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用する。
（2）地震動の超過確率
地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されている S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄの超過確率に読み替えて適用する。
（添付資料 2参照）
(3) 荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10-8/炉年と，(1)，(2)で得られた値の積との比較により，工学的，総合的に組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10-2～2×10-1 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
表 5.2.2.1 組合せの目安となる継続時間
事故

重大事故等の

シーケンス

発生確率

全てのＳＡ

10-4/年※1

荷重の組合せ地震動の発生確率を考慮する判断目安

弾性設計用地震動Ｓｄ10-2/年※2

組合せの目安となる継続時間10-2 年以上

10-8/年以上
基準地震動Ｓｓ

5×10-4/年※2

2×10-1 年以上

注(1)：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10-4/年とした。
注(2)：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率 S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄに読み換えた18荷重

評価点①（Sd との組合せ）

評価点②（Ss との組合せ）
時間
Ss との組合せ

Sd との組合せ

組合せ不要

運転状態Ⅴ(S)
運転状態Ⅴ(L)
運転状態Ⅴ(LL)(短期)(長期(L))(長期(LL))ＳＡ発生
10-2 年
2×10-1 年

図 5.2.2.1 荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）(4) 荷重の組合せの検討
ａ．ＳＡの選定
本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡ の結果を踏まえた，重大事故等対策の有効性を評価する事故シーケンスグループのうち，圧力・温度条件が最も厳しい事故シーケ
ンスグループを選定する。参考として原子炉格納容器のＤＢ条件（最高使用圧力・温度）を超える事故シーケンスグループ等を選定した結果を下表に示す。

事故シーケンスグループ等

ＤＢ条件を超えるもの「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失〇

高圧注水・減圧機能喪失

×

全交流動力電源喪失
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）〇

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗〇

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋直流電源喪失〇

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRⅤ再閉失敗〇

崩壊熱除去機能喪失
取水機能が喪失した場合〇

残留熱除去系が故障した場合〇

原子炉停止機能喪失〇

ＬＯＣＡ時注水機能喪失〇

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モード

19

× ※１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却を使用する場合〇

代替循環冷却を使用しない場合〇

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱〇

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

〇

水素燃焼

×※２

溶融炉心・コンクリート相互作用〇「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

×※３

全交流動力電源喪失

×※３

原子炉冷却材の流出

×※３

反応度の誤投入×※３※1：有効性評価では，インターフェイスシステムＬＯＣＡにより格納容器外へ原子炉冷却材が流出する事象を評価しており，原子炉格納容器圧力・温度の評価を実施していないが，破断を想定した系（HPCF）以外の非常用炉心冷却は使用できることから，原子炉格
納容器圧力・温度が最高使用圧力・温度を超えることはない※2：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）の事故シーケンスにて水素燃焼に対する有効性評価を行っているため対象外とする※3：運転停止中は，炉心の冠水維持までを評価の対象としており原子炉格納容器に対する静的な過圧・過温に対する評価は実施していない。しかしながら，静的な過圧・過温の熱源となる炉心崩壊熱は，運転中と比較して十分に小さく，事象の進展も運転中に比べて遅くなることから，運転中に包絡されるものとして参照すべき事故シーケンスの対象とはしないこれらの事故シーケンスグループ等のうち，原子炉格納容器の圧力・温度条件が最も厳しくなるという点で，最高使用圧力・温度を超え，さらに継続期間の長い事故シーケ
ンスグループ等を抽出することを目的に，事故発生後 10-2 年(約 3 日後)以内及び事象発生後 10-2 年(約 3 日後)の圧力・温度が最も高い事故シーケンスグループ等を抽出した結果，以下の事故シーケンスが挙げられる。
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）
なお，有効性評価においては，いずれの事故シーケンスグループ等において，事象発
生後 10-2 年(約 3 日後)前までに原子炉格納容器圧力逃がし装置等又は代替原子炉補機
冷却系による除熱機能が確保され，10-2 年以降の原子炉格納容器圧力及び温度は低下傾向が維持されることから，10-2 年以内の温度・圧力に基づき，事故シーケンスグループ
等を選定することは妥当である。

20

なお，
「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は同じ事故シーケンスにより各格納容器破損モードの評価を行っている。これら格納容器破損モードを評価する際には，原子炉圧力容器破損に至るまで炉心損傷を進展させ，その後に生じうる格納容器破損モードに対する有効性を確認する必要があるため，解析の前提として，重大事故等対処設備として整備した原子炉への注水機能は使用しないとの前提で評価することで，各々の格納容器破損モードに対して厳しい条件となるよう保守的な条件設定を行っており，他の事故シーケンス等と比較して前提条件が異なる（本来は，高圧代替注
水系により炉心損傷回避が可能な事故シーケンスである）。一方，原子炉格納容器に対する静的な過圧・過温に対する長期の頑健性を確認する上では，原子炉格納容器圧力及び温度は原子炉停止後の崩壊熱と除熱能力の関係が支配的な要素であることから，「運
転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モードとして参照する事故シナリオとして，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）を代表シナリオとすることは，原子炉圧力容器破損後のシナリオも考慮していることと等しくなる。
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）」及び「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」は，大破断ＬＯＣＡが発生し，流出した原子炉冷却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，炉心損傷に伴うジルコニウム－水反応によって発生した非凝縮性ガスなどの蓄積により，原子炉格納容器の雰囲気圧力・温度が上昇することになる。
上記の 2 つの事故シーケンスグループ等について，事故発生後の原子炉格納容器の最高圧力及び最高温度，10-2 年の圧力及び温度を表 5.2.2.2 に示す。
なお，その他の「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループについては，格納容器冷却及び除熱に係る手順として，原子炉
格納容器圧力を最高使用圧力以下に抑える手順としているため抽出されない。

21

表 5.2.2.2 原子炉格納容器のＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
格納容器過圧・過温破損

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用す（代替循環冷却を使用し

る場合）
最高圧力

ない場合）

約 0.60MPa[gage]※１

約 0.62MPa[gage]
約 168℃※２

最高温度

約 165℃

圧力（10-2 年後）

約 0.36MPa[gage]

約 0.25MPa[gage]

温度（10-2 年後）

約 164℃※３

約 139℃※1：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）※2：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）は 165℃であるが，保守的に最高温度は 0.62MPa の飽和温度とする※3：サプレッション・チェンバの最高温度
表 5.2.2.2 に示す各事故シーケンスグループ等の有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，現実的な条件を基本としつつ，原則，評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしている。
また，不確かさの影響評価を行っており，その結果として，解析コード及び解析条件の不確かさについて操作への影響を含めて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認している。したがって，耐震評価に用いる原子炉格納容器の圧力・温度条件として，有効性評価結果の圧力・温度を用いることは妥当と判断した。
b. ＳＡ で考慮する荷重と継続時間【短期荷重の継続時間】
上記の２つの事故シーケンスグループ等について，格納容器圧力・温度の解析結果を
図 5.2.2.2～図 5.2.2.5 に示す。
図 5.2.2.2～図 5.2.2.5 より，ＳＡ 発生後 10-2 年前までに，原子炉格納容器の最高
圧力及び最高温度となり，10-2 年以降は，原子炉格納容器圧力逃がし装置等又は代替原
子炉補機冷却系による除熱機能の効果により，格納容器圧力及び温度は低下傾向が維持される。
よって，ＳＡ 発生後 10-2 年前をⅤ(S)（ＳＡの状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態）として設定することは適切である。

22

残留熱除去系配管破断による炉内蒸気の流入により，格納容器内圧力上昇
最大圧力 約 0.60MPa[gage]（約 12 時間後）

格
納
容
器
圧
力

約 22.5 時間後，代替循環冷却による格納容器スプレイ（連続運転）に切替えるため，圧力が低下

格納容器限界圧力 0.62MPa(MPa[gage])

再冠水後，代替格納容器スプレイ
間欠運転を開始

図 5.2.2.2 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器圧力の推移

最高温度 約 207℃（壁面温度 約 144℃）（約 41 分後）
壁面最高温度 約 165℃（約 12 時間後）

格
納
容
器
気
相
部
温
度

再冠水後，代替格納容器スプレイの間欠運転を開始し，温度低下

格納容器限界温度 200℃

約 22.5 時間後，代替循環冷却による格納容器スプレイ（連続運転）に切替えるため，温度が低下(℃)

残留熱除去系配管破断による炉内蒸気流入により，格納容器内温度上昇

図 5.2.2.3 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器温度（気相部）の推移

23

0.8

格納容器ベント（約 38 時間）による圧力低下
最大圧力 約 0.62MPa[gage]

格
格
納
納
容
容
器
器
内
圧
力
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ0.6

格納容器限界圧力 0.62MPa

0.4

サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントにより，ドライウェルに比べて圧力低下が早い

代替格納容器
スプレイ作動に伴う圧力変化格納容器スプレイ
は原子炉注水（レベル 1～破断口
にて制御）以外で実施(MPa[gage])

0.2

残留熱除去系配管破断により炉内から流出する蒸気による格納容器内圧力上昇

0.0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

120

事故後の時間(ｈ)

132

144

156

168

JOB No.MA404K-7AE--AF86002

図 5.2.2.4 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）における格納容器圧力の推移
300

最高温度 約 207℃（壁面温度 約 144℃）（約 41 分後）
壁面最高温度 165℃（約 12 時間後）
ドライウェル

格
納
格
容
納
器
容
気
器
相
内
部
温
温
度
度
(℃)

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ作動により温度上昇が抑制

200

格納容器限界温度 200℃

100

格納容器ベント（約 38 時間）
による温度低下
残留熱除去系配管破断により炉内から流出する蒸気による温度上昇
0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

事故後の時間(ｈ)

120

132

144

156

168

JOB No.MA404K-7AE--AF86002

図 5.2.2.5 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）における格納容器温度（気相部）の推移【長期(L)および長期(LL)における荷重の継続時間】
ＳＡ発生後の原子炉格納容器の圧力・温度の推移は，除熱機能として代替循環冷却を使用する場合と代替循環冷却を使用しない場合では大幅に挙動が異なる。ＳＡ 発生後 10-2
年という断面においては，表 5.2.2.2 に示したとおり，格納容器過圧・過温破損（代替循
環冷却を使用する場合）の方が圧力及び温度ともに高い。かつ，除熱機能の確保はＳＡ設
備である代替循環冷却の確保を優先に行うことから，本設定では，格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）を前提とする。
長期間解析における格納容器圧力・温度の推移を図 5.2.2.6～図 5.2.2.7 に示す。事象発24

生後 20 時間後に代替原子炉補機冷却系の準備が完了し，以降，代替循環冷却により格
納容器圧力・温度は低下傾向が継続する。

図 5.2.2.6 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器圧力の推移（長期間解析）

図 5.2.2.7 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器温度（気相部）の推移（長期間解析）

25ここで，2×10-1 年（約 60 日後）の格納容器圧力及び温度を表 5.2.2.3 に示す。格納
容器圧力・温度は低下傾向を維持し，最高使用圧力及び最高使用温度以下に低下するものの，通常運転条件の格納容器圧力・温度は上回ることととなる。
表 5.2.2.3 原子炉格納容器のＳＡ時の圧力・温度
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）
格納容器圧力約 0.15MPa[gage]

格納容器温度約 74℃※１※１：サプレッション・チェンバの温度(1)～(3)から，ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率（添付資料 2 参照）を踏
まえた事象発生確率は表 5.2.2.4 のとおりとなる。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性に鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるように各パラメータの設定にあたり，以下の事項を考慮している。
【ＰＣＶバウンダリにおけるＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】
・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用している。
・ 地 震ハ ザー ド解 析結果 か ら得 られ る超 過確率 を 参照 し ， 地震 動の超 過 確率 は
JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
以上より，表 5.2.2.2 及び表 5.2.2.4 を考慮し，格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレ
イ流量が抑制できるなど，格納容器圧力逃がし装置の使用タイミングが遅くなる可能性があることから，ＳＡ発生後 10-2 年以上 2×10-1 年未満の期間として組合せる荷重は，事象発生後以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）をＳｄと組合せる。また，ＳＡ発生後 2×10-1 年以上の期間における最大となる荷重とＳｓによる地震力を組合せることとする。

26

表 5.2.2.4 ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率
事故シーケンス

ＳＡの

地震の組合せの目安とな

発生確率

発生確率

るＳＡの継続時間

Ｓｄ：10-2/年以下

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・
過温破損）

10-2 年以上
2×10-1 年未満

運転状態

合計

Ⅴ(L)

10-8/炉年以下

Ⅴ(LL)

10-8/炉年以下

10-4/炉年
Ｓｓ：5×10-4/年以
下

2×10-1 年以上（5）まとめ以上より，ＰＣＶバウンダリとしては，ＳＡ 後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地
震力，ＳＡ発生後の最大となる荷重とＳｄによる地震力を組合せることとする。

27

5.2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備（1）ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用する。
（2）地震動の超過確率
地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されている S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄの超過確率に読み替えて適用する。
（添付資料 2参照）
(3) 荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10-8/炉年と，(1)，(2)で得られた値の積により，組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10-2～2×101 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
表 5.2.3.1 組合せの目安となる継続時間
事故

重大事故等の

シーケンス

発生確率

全てのＳＡ

10-4/年

地震動の発生確率
弾性設計用地震動Ｓｄ10-2/年※2

基準地震動Ｓｓ

5×10-4/年※2

荷重の組合せを 組合せの目安と考慮する判断目安

なる継続時間10-8/年以上

10-2 年以上※1

2×10-1 年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10-4/年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率 S2，S1 の発生確率をＳｓ，Ｓｄに読み換えた28

荷重

評価点①（Sd との組合せ）

評価点②（Ss との組合せ）
時間
Ss との組合せ

Sd との組合せ

組合せ不要

運転状態Ⅴ(S)
運転状態Ⅴ(L)
運転状態Ⅴ(LL)(短期)(長期(L))(長期(LL))
-2
-1
ＳＡ発生
10 年
2×10 年
図 5.2.3.1 荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）(4) 荷重の組合せの検討
a. ＳＡの選定
原子炉圧力容器の圧力及び温度上昇の観点で厳しい事故シーケンスグループ等は以下の理由から，「原子炉停止機能喪失」である。
「原子炉停止機能喪失」は，過渡事象として主蒸気隔離弁の誤閉止の発生を仮定するとともに，原子炉自動停止機能が喪失する事象であり，緩和措置がとられない場合には，原子炉出力が維持されるため，原子炉
圧力容器 が高温・高圧状態となる。
事故シーケンスグループ等

ＤＢ条件を超えるもの※1「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

×

高圧注水・減圧機能喪失

×

全交流動力電源喪失
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）

×

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗

×

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋直流電源喪失

×

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗

×

崩壊熱除去機能喪失
取水機能が喪失した場合

×

残留熱除去系が故障した場合

×

原子炉停止機能喪失〇

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

×

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

×「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）－※2

代替循環冷却を使用する場合

29

－※2

代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱－※2

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

－※2

水素燃焼

－※2

溶融炉心・コンクリート相互作用－※2「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失－※3

全交流動力電源喪失－※3

原子炉冷却材の流出－※3

反応度の誤投入－※3※1：有効性評価における原子炉圧力と最高使用圧力との比較※2：非常用炉心冷却系が喪失し，炉心が損傷に至るシナリオである。よって，原子炉冷却材圧力バウンダリの頑健性を評価することを目的とした事故シーケンスとしては参照しない。なお，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）及び水素燃焼は大破断ＬＯＣＡを起因とし，事故後，急速に減圧するシナリオであり，また，他のシナリオは，原子炉が高圧の状態で維持（その間逃がし安全弁による原子炉
圧力制御）するが，原子炉水位が BAF+10%の位置で減圧するシナリオであるため，原
子炉圧力という点では，「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループに抱絡される。
※3：運転停止中は，炉心の冠水維持までを評価の対象としており原子炉圧力・温度に対する評価は実施していない。しかしながら，運転停止中であり，初期圧力は十分に低く，また，過圧・過温として影響の大きい条件である炉心崩壊熱は，運転中と比較して十分に小さく，事象の進展も遅くなることから，「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループに抱絡されるものとして参照すべき事故シーケンスの対象とはしない
これ以外の事故シーケンスグループ等では，原子炉圧力容器は健全であり，また，ス
クラム後，急速減圧による低圧注水系による冠水維持開始までの間，逃がし安全弁の作動により，原子炉圧力は制御されることから，ＤＢ の荷重条件を超えることはない。
また，「全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗」，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」及び「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」，ＬＯＣＡ
又は逃がし安全弁の再閉失敗が発生していることを前提にしており，表 7 に示すＤＢ
条件を超えることはない。
「原子炉停止機能喪失」（以下，「ATWS」という。
）の炉心損傷防止対策は，主として当該事故の発生防止のために代替制御棒挿入機能（ARI）を備えており，プラント過渡事象が発生し，通常のスクラム機能が，電気的な故障により喪失した場合に，後備の手段として ARI を作動させることにより原子炉停止機能を確保することとなる。有効性評価では，この ARI の機能に期待せず，最も厳しい過渡事象として主蒸気隔離弁の閉止を条件とし，これによる原子炉圧力上昇による反応度投入，また，主蒸気隔離弁の閉止に伴う給水過熱喪失による反応度投入を評価している。これに対し，原子炉出力を抑制30するための代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能，運転員による原子炉水位維持操作（自動減圧系の自動起動阻止含む）及びほう酸水注入系による原子炉未臨界操作により原子炉を未臨界へ移行させることとなる。
以上のとおり，スクラムを前提とした他の事故シーケンスグループ等と比較し，最も早く原子炉冷却材圧力が上昇する事象である。
したがって，以下のＳＡとして考慮すべき事故シーケンスは以下の事故シナリオを選定した。
・原子炉停止機能喪失
この事故シーケンスにおけるＳＡ 発生後の原子炉圧力の最高値，原子炉冷却材温度の最高値を表 5.2.3.2 に示す。
表 5.2.3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリのＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
原子炉停止機能喪失
最高圧力

約 8.92MPa[gage]

最高温度

約 304℃

表 5.2.3.2 に示す原子炉停止機能喪失の有効性評価における解析条件設定は，解析条
件及び解析コードの不確かさを考慮して，現実的な条件を基本としつつ，原則，評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしている。また，不確かさの影響評価を行っており，表 5.2.3.2 に示す評価結果より高くなる。しかしながら，後述する短期荷重の継続時間として考慮する時間設定においては，事象発生
後に低温停止状態に至る時間を包絡するものとしているため，結果として不確かさの重畳の影響はない。

31

b. ＳＡで考慮する荷重と継続時間
a.項で選定した事故シーケンスの過渡応答図を図 5.2.3.2～図 5.2.3.3 に示す。原子炉圧力は主蒸気隔離弁の閉止に伴う圧力上昇以降，速やかに耐震設計上の設計圧力である 8.38MPa[gage]を下回る。また，事象開始から 30 分以内にほう酸水注水系による未臨界が確立され，事象は収束する。

図 5.2.3.2 原子炉停止機能喪失における中性子束の時間変化（事象発生から 40 分後まで）*:初期圧力 7.07MPa[gage]
図 5.2.3.3 原子炉停止機能喪失における原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の時間変化（事象発生から 40 分後まで）
32

(1）～(3）から，ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発
生確率は表 5.2.3.3 のとおりとなる。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるように各パラメータの設定にあたり，以下の事項を考慮している。
【ＲＰＶバウンダリのＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】
・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4/炉年を適用している。
・地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，地震動の超過確率は
JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
表 5.2.3.3 より，ＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的な判断としてＳｄによる地震力とＳＡ 後長期(L)荷重，Ｓｓによる地震力とＳＡ後長期(LL)荷重を組合せる。
表 5.2.3.3 ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率
事故シーケンス

ＳＡの発生

地震の発生確確率率
Ｓｄ：10-2/年

原子炉停止機能喪失

10-4/炉年

以下
Ｓｓ：5×10-4/
年以下組合せの目安運転状態
合計となるＳＡの
継続時間
10-2 年以上

Ⅴ(L)

2×10-1 年未満
2×10-1 年以上

Ⅴ(LL)

10-8/炉年以下
10-8/炉年以下（5）まとめ以上より，ＲＰＶバウンダリとしては，ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地震
力，ＳＡ後長期(L)に生じる荷重とＳｄによる地震力を組合せることとする。
5.2.4 ＳＡ施設の支持構造物
ＳＡ施設の支持構造物については，ＳＡ 後長期の雰囲気温度と 5.2.1～5.2.3 項それぞれの地震を組合せる。ただし，ＳＡ施設本体からの熱伝導等を考慮するものとする。具体的な組合せ内容は，5.2.1～5.2.3 項による。

33

6. 許容応力状態の検討結果
5.項の組合せ方針に基づき，各施設のＳＡ と地震の組合せに対する許容応力状態の考え方を以下に示す。許容応力状態の考え方は，ＰＣＶバウンダリ，ＲＰＶバウンダリ，全般
施設，及び ＳＡ施設の支持構造物に分けて検討することとした。
【運転状態の説明】
Ⅰ～Ⅳ：JEAG4601 で設定している運転状態と同じ
Ⅴ(S) ：ＳＡの状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態
Ⅴ(L) ：ＳＡの状態のうち長期的(過渡状態を除く一連の期間)に荷重が作用している状
態
Ⅴ(LL)：ＳＡの状態のうちⅤ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態【許容応力状態】
ⅠA～ⅣA：JEAG4601 で設定している許容応力状態と同じ

ⅢAS～ⅣAS ：JEAG4601 で設定している許容応力状態と同じ
ⅤA：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

ⅤAS：許容応力状態ⅤA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

6.1 全般施設
5.2.1 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を表 6.1.1 に示す。
表 6.1.1 ＰＣＶバウンダリ内外の全般施設の荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設

ＳＡ施設

運転状態

許容応力
状態

Ｓｄ

Ｓｓ

Ｓｄ

Ｓｓ

Ⅰ

ⅠA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅱ

ⅡA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅲ

ⅢA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

ⅢAS※1

－

ⅢAS※1

－

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

－

－

－

－

－

－

ⅤAS※2

ⅤAS の許容限界は，柏崎刈羽 6 号炉
及び 7 号炉では，ⅣAS と同じものを
適用する。

備考

ⅣA
Ⅳ(L)

ＥＣＣＳ 等:
*

ⅠA
Ⅳ(S)

ⅣA

Ⅴ(LL)
Ⅴ(L)

ⅤA

Ⅴ(S)
※1：ＥＣＣＳ に係るもののみ※2：ＳＡ後短期的なものと，長期的なものを区別せず，それらを包絡する条件をＳＡ 条件として設定する。（原子炉格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については，6.2 項の検討結果も考慮する）

34

6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備
5.2.2 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を表 6.2.1 に示す。ＤＢ条件における評価では，Ｓｄと事故後長期荷重の組合せではⅢAS を許容応力状
態としているが，これは，ＥＣＣＳ 等と同様，原子炉格納容器が事故を緩和・収束させるために必要な施設に挙げられていることによるものである。また，ＤＢ施設として原子炉格納容器については，ＬＯＣＡ後（ＤＢＡ）の最終障壁としての安全裕度を確認する意
味で，ＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄの組合せを実施している。ＳＡ施設としての原子炉格
納容器については，最終障壁としての安全裕度の確認として，重大事故時の原子炉格納容器の最高温度，最高内圧を大きく超える 200℃，2Pd の条件で，原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う。
表 6.2.1 ＰＣＶバウンダリの荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設

ＳＡ施設

運転状態

許容応力
状態

Ｓｄ

Ｓｓ

Ｓｄ

Ｓｓ

Ⅰ

ⅠA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅱ

ⅡA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅲ

ⅢA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅳ(L)

Ⅰ*A

ⅢAS

－

ⅢAS

－

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

－

－

－

※1

ⅣAS

備考

Ⅳ(S)

ⅣA

Ⅴ(LL)

ⅤA

－

ⅤAS※2

Ⅴ(L)

ⅤA

ⅤAS※2

－

－
ⅤAS の許容限界は，柏崎刈羽 6 号炉
及び 7 号炉では，ⅣAS と同じものを
適用する。

Ⅴ(S)

ⅤA

－

－

－

※１：構造体全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄによる地震力との組合せを考慮する。
※２：原子炉格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については，6.1 項の検討結果も考慮する。

35

6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備
5.2.3 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を表 6.3.1 に示す。ＤＢ条件における評価では，Ｓｄと事故後長期荷重の組合せでは，ＥＣＣＳ 等はⅢ
A

S を許容応力状態としているが，これは，ＥＣＣＳ 等が事故時に運転を必要とする施設に挙げられていることによるものである。
表 6.3.1 ＲＰＶバウンダリの荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設

ＳＡ施設

運転状態

許容応力
状態

Ｓｄ

Ｓｓ

Ｓｄ

Ｓｓ

Ⅰ

ⅠA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅱ

ⅡA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

Ⅲ

ⅢA

ⅢAS

ⅣAS

－

ⅣAS

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

ⅣAS※1

－

ⅣAS※1

－

ＤＢ と同じ許容応力状態とする。

－

－

－

－

備考

Ⅳ(S)

ⅣA
ＥＣＣＳ 等:
Ⅰ*A
ⅣA

Ⅴ(LL)

ⅤA

－

ⅤAS

Ⅴ(L)

ⅤA

ⅤAS

－

－
ⅤAS の許容限界は，柏崎刈羽 6 号炉
及び 7 号炉では，ⅣAS と同じものを
適用する。

Ⅴ(S)

ⅤA

－

－

－

Ⅳ(L)

※1：ＥＣＣＳ に係るものはⅢAS
6.4 ＳＡ施設の支持構造物
ＳＡ施設の支持構造物についての，具体的な許容応力状態は，6.1～6.3 項による。

36

7. まとめ
ＳＡ施設の耐震設計にあたっては，ＳＡ は地震の独立事象として位置づけたうえで，ＳＡの発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係や様々な対策，シーケンスを踏まえ，ＳＡ荷重とＳｓ，Ｓｄ いずれか適切な地震力を組合せて評価することとし，その組合せ検討結果としては，以下のとおりとなる。

【凡例】○：組合せ要－：組合せ不要【全般施設】

全ての
※1

ＳＡ

①ＳＡの

②地震の

③ＳＡの

発生確率

発生確率

継続時間

Ｓｄ：10-2/年

ＳＡ発生後

10-4/炉年

以下

全期間

Ｓｓ：5×10-4/

ＳＡ発生後

年以下

全期間

①×②×③

組合せ要否

10-8/炉年以上○

10-8/炉年以上

○

考慮する
組合せ

ＳＡ荷重
＋Ｓｓ

※1：短期荷重，長期(L)荷重，長期(LL)荷重を区別せず，それらを包絡する条件とＳｓを組合せる。

【ＰＣＶバウンダリ】
①ＳＡの

②地震の

③ＳＡの

発生確率

発生確率

継続時間

①×②×③

Ｓｄ：10-2/

10-8/炉年

ＳＡ荷

年以下

以下

重

Ｓｓ：

Ⅴ(S)

5×10-4/年以

組合せ要否

重
Ⅴ(L)

10-4/炉年

10-2/年未満

5×10-10/炉年－

10-2/年

2×10-7/炉年未

年以下

以上，

満

Ｓｓ：

2×10-1 年

5×10-4/年以未満

下
Ｓｄ：10-2/
年以下

重

Ｓｓ：

Ⅴ(LL)

5×10-4/年以

ＳＡ発生
後の最大

Ｓｄ：10-2/

ＳＡ荷

組合せ

－

下
ＳＡ荷

考慮する

10-9/炉年
以下

○

－

－※1

10-8/炉年以下○

2×10-1 年

下※1：Ｓｓによる評価に包含されるため“-”としている。
37

＋Ｓｄ
ＳＡ荷重
V(LL)

2×10-7 以下
以上

荷重

＋Ｓｓ

【ＲＰＶバウンダリ】
①ＳＡの

②地震の

③ＳＡの

発生確率

発生確率

継続時間

Ｓｄ：10 /
-2

ＳＡ荷
重
Ⅴ(S)

重
Ⅴ(L)

ＳＡ荷
重
Ⅴ(LL)

10-4/炉年

組合せ要否

考慮する
組合せ

-8

10 /炉年

年以下

10-2/年未以下

Ｓｓ：5×10-満

5×10-10/炉

4

ＳＡ荷

①×②×③

/年以下

年

Ｓｄ：10-2/

10-2/年

2×10-7/炉

年以下

以上，

年未満

Ｓｓ：5×10-2×10-1 年

10-9/炉年

4/年以下

未満

以下

Ｓｄ：10-2/-1

年以下

2×10 年Ｓｓ：5×10-

以上

4/年以下

2×10-7 以下
10-8/炉年以下※1：Ｓｓによる評価に包含されるため“-”としている。

38

－
－
○
－
－※1
○

ＳＡ荷重
Ⅴ(L)
＋Ｓｄ
ＳＡ荷重
V(LL)
＋Ｓｓ

（補足 1）ＳＡ施設に対する許容応力状態の考え方
1. はじめに
ＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して，重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」（第 39 条第 1 項第 1 号，第 3 号）とされており，許容限界の設定に際しては，ＤＢ施設の機能維持設計の解釈である第 4 条第 3 項に係る別記 2 の規定に準ずる。具体的な許容限界の設定は，JEAG4601 のＤＢ施設に対する規定内容を踏まえ，ＳＡ施設における荷重の組合せと許容限界の設定方針を定めた。
本資料では，ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設である原子炉格納容器を代表に，許容応力状態の考え方を示す。
2. ＤＢ施設としての原子炉格納容器の考え方
ＤＢ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，弾性設計（第 4 条第 1 項）と機能維持設計（第 4 条第 3 項）が求められている。それらの基本的な考え方は，別記 2 によると，以下のとおりである。
【地震力】
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること【許容限界】
弾 性 設 計 ：局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得ること
機能維持設計：塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと
これらの弾性設計と機能維持設計の考え方の比較を補足 1.1 図に示す。
JEAG4601 の許容応力状態の基本的な考え方を参考に，ＤＢ施設の各運転状態と地震力との組合せに対する許容応力状態を，補足 1.1 表に整理した。運転状態Ⅰ～Ⅲと弾性設計用地震動Ｓｄの組合せに対しては，許容応力状態ⅢＡＳの許容限界が，又，運転状態Ⅰ～Ⅲと基準地震動Ｓｓ の組合せ及び運転状態Ⅳと弾性設計用地震動Ｓｄの組合せに対しては，許容応力状態ⅣＡＳの許容限界が適用される。
ここで，JEAG4601 において，ＥＣＣＳ 等および原子炉格納容器に属する機器は，本来運転状態Ⅳ（L）を設計条件としていることから，運転状態Ⅳ（L）と弾性設計用地震動
Ｓｄの組合せに対して，許容応力状態ⅢＡＳの許容限界を適用している。この考え方を反映し，ＤＢ施設の原子炉格納容器についての各運転状態と地震力との組合せに対する許容応力状態を補足 1.2 表の通り定めた。

39

弾性設計の要求事項
機能維持設計の要求事項

基準等の要求事項
弾性設計

機能維持設計

第 4 条第 1 項
設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない

第 4 条第 3 項
耐震重要施設は，基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないもの
でなければならない
第 39 条第 1 項第 1 号，第 3 号
基準地震動による地震力に対して重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること

地震力（別記 2）
地震力（別記 2）
Sd 又は静的地震力
Ss
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること
許容限界【別記 2】
局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得
ること

許容限界
【別記 2】
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及
ぼさないこと【JEAG4601】
運転状態Ⅲに対する許容応力状態ⅢＡを基本としてさらに地震荷重に対する特別の制限を加えた許容応力状態ⅢＡＳを限度とする【JEAG4601】
運転状態Ⅳに対する許容応力状態ⅣＡを基本としてさらに地震荷重に対する特別の制限を加えた許容応力状態ⅣＡＳを限度とする

運転状態の定義（JEAG4601）:下記に示すイメージ図参照
運転状態（長期）Ⅳ(L):告示の運転状態Ⅳの状態のうち，長期間のものが作用している状態
運転状態（短期）Ⅳ(S):告示の運転状態Ⅳの状態のうち，短期間のもの（例：JET，JET 反力，
冷水注入による過渡現象等）が作用している状態
ＳＡ施設の耐震設計において，ＤＢ施設の耐震設計の考え方を準用する範囲

補足 1.1 図 弾性設計と機能維持設計の考え方40

補足 1.1 表 許容応力区分（ＥＣＣＳ 等以外）
地震動

－※

Ｓｄ

Ｓｓ

Ⅰ

ⅠA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅱ

ⅡA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅲ

ⅢA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅳ（L）

ⅣA

ⅣAS

－

Ⅳ（S）

ⅣA

－

－

運転状態

※ 本列には，強度評価で使用する許容応力状態を記載しているが，JEAG4601 に倣い，－と記載する。
（以降の表も同様）
補足 1.2 表 許容応力区分（ＥＣＣＳ 等）
地震動

－※

Ｓｄ

Ｓｓ

Ⅰ

ⅠA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅱ

ⅡA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅲ

ⅢA

ⅢAS

ⅣAS

Ⅳ（L）

Ⅰ*A

ⅢAS

－

Ⅳ（S）

ⅣA

－※

－

運転状態

【JEAG4601】
ＥＣＣＳ 等に属する機器は，本来運転状態Ⅳ（L）を設計条件としている。すなわち当該設備においては，この状態が運転状態Ⅰに相当するので，許容応力状態Ⅰ*Aとした。
※ 原子炉格納容器は，ＬＯＣＡ後の最終障壁となることから，構造全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄ 地震動（又は静的地震力）との組合せを考慮する。この場合の評価は，許容応力状態ⅣAS の許容限界を用いて行う。

41

3.ＳＡ施設としての原子炉格納容器の考え方
ＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」（第 39 条第 1 項第 1 号，第 3 号）とされており，以下のとおり，機能維持設計の解釈である第 4 条第 3 項に係る別記 2 の規定に準ずる。
【地震力】
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること【許容限界】
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと
ＤＢ施設の考え方のうち，ＳＡ施設の機能維持設計で準ずる範囲を補足 1.1 図の破線で示す。これらを基に，以下のとおり，ＳＡ施設としての原子炉格納容器の地震力及び許容限界を検討した。
【地震力】
事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を短期（運転状態Ⅴ(S)），10-2～2×10-1 年
を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）と定義し，頻度概念を適用して各運転状態と組合せる適切な地震力を検討した。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるよう各パラメータの設定にあたり，以下の事項を考慮した。
①ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度（ＣＤＦ）を用いず，ＣＤＦ の性
能目標値である 10-4/炉年を適用している。
② 地 震ハ ザー ド解 析結果 か ら得 られ る超 過確率 を 参照 し ， 地震 動の超 過 確率 は
JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いた。
その結果，運転状態Ⅴ(L)と組合せる地震力として，弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力，
運転状態Ⅴ(LL)と組合せる地震力として，基準地震動Ｓｓによる地震力を選定した。
（補足
1.3 表 参照）42

補足 1.3 表 原子炉格納容器のＳＡ と地震の組合せの検討結果
運転状態①ＳＡの発生確率②事象の継続時間③地震動の超過確率④ ①～③の積

Ｓｓ：5×10-4/年未満

10-9/炉年未満

10-2/年未満

10-8/炉年未満

Ｓｓ：5×10-4/年未満

10-8/炉年未満

10-2/年未満

10-6/炉年未満

Ｓｓ：5×10-4/年以上

10-8/炉年以上

10-2/年以上

10-6/炉年以上

-2

Ⅴ(S)

0 年～10 年
Ｓｄ：

Ⅴ(L)

Ⅴ(LL)

1.0×10 /炉年
-4

-2

-1

10 ～2×10 年
Ｓｄ：-1

2×10 年以降
Ｓｄ：【許容限界】
設計条件を超える運転状態Ⅴの許容応力状態としてⅤA を定義し，さらに地震との組合せ
においては，許容応力状態ⅤAS を定義した。
新たに定義する許容応力状態ⅤAS は，ＳＡに対処するために必要な機能が損なわれない許容限界であり，前述の保守的な考慮により設定された運転状態Ⅴ(L)とＳｄによる地震力との組合せに対して，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉では，機能維持設計の許容限界として適用実績のある許容応力状態ⅣAS と同じ許容限界を設定する。
上記の基本的な考え方に基づき検討すると，補足 1.4 表に整理される。
加えて，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉では，ＤＢＡの状態である運転状態Ⅰ～Ⅳは，ＤＢ施設と同様の許容応力状態とし，各運転状態と地震力の組合せに対する許容応
力状態を補足 1.5 表のとおり設定した。

43

補足 1.4 表 機能維持設計の考え方を適用した場合の原子炉格納容器の許容応力区分
地震動
運転状態
Ⅰ
Ⅱ
Ⅲ
Ⅳ（L）
Ⅳ（S）
Ⅴ（LL）

－

Ｓｄ

Ｓｓ

ⅠA
ⅡA
ⅢA
Ⅰ*A
ⅣA
ⅤA

－
－
－
ⅣAS

ⅣAS
ⅣAS
ⅣAS
－
－
ⅤAS
（ⅣAS）

Ⅴ（L）

ⅤA

Ⅴ（S）

ⅤA

ⅤAS
（ⅣAS）
－

－

－
－

事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること。
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性
限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。

補足 1.5 表 ＤＢ施設の許容応力状態に配慮した場合の原子炉格納容器の許容応力区分
地震動
運転状態
Ⅰ
Ⅱ
Ⅲ
Ⅳ（L）
Ⅳ（S）
Ⅴ（LL）

－

Ｓｄ

Ｓｓ

ⅠA
ⅡA
ⅢA
Ⅰ*A
ⅣA
ⅤA

－
－
－
ⅢAS

ⅣAS
ⅣAS
ⅣAS
－
－
ⅤAS
（ⅣAS）

Ⅴ（L）

ⅤA

Ⅴ（S）

ⅤA

ⅤAS
（ⅣAS）
－

－

－
－

【柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉の方針】
ＤＢＡの状態である運転状態Ⅰ～Ⅳは，ＤＢ施設と同様の許容応力状態とする

44

4. ＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する許容応力状態の比較
補足 1.6 表に今回のＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する許容応力状態を比較する。
今回のＳＡ施設の荷重条件は，ＤＢ施設として規格基準上求められる設計条件を上回るものとなっている。
補足 1.6 表 ＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する原子炉格納容器の許容応力状態の比較
運転状態

許容応力

圧力条件

状態

［MPa(gage)］

ＤＢ施設

ＳＡ施設

Ｓｄ

Ｓｓ

Ｓｄ

Ｓｓ

①ⅢAS

②ⅣAS

－

②ⅣAS

①ⅢAS

②ⅣAS

－

②ⅣAS

①ⅢAS

②ⅣAS

－

②ⅣAS

③ⅢAS

－

③ⅢAS

－

④ⅣAS※4

－

－

－

Ⅰ

ⅠA

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ

ⅢA

Ⅳ(L)

Ⅰ*A

Ⅳ(S)

ⅣA

約 0.25※1

Ⅴ(LL)

ⅤA

約 0.15※2

－

ⅤAS※5

Ⅴ(L)

ⅤA

約 0.36※3

ⅤAS※5

－

Ⅴ(S)

ⅤA

0.62

－

－

通常運転圧力ＬＯＣＡ後10-1 年後※1：運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故のうち，原子炉格納容器圧力が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」の評価結果※2：重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故のうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）」における事故発生から 2×10-1 年後の圧力※3：重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故のうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）」の事故発生から 10-2 年後の圧力※4：構造体全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄ（又は静的地震力）との組合せを考慮する。
※5：ⅤAS の許容限界は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉，7 号炉では，ⅣAS と同じものを
適用する。

45

（補足 2）事象発生確率の考え方
日本及び米国では性能目標として，ＣＤＦであれば 10-4/炉年，ＣＦＦであれば 10-5/炉年程度とされている。
ＤＢ施設の耐震設計の際のスクリーニング基準である 10-7/炉年という値は，ＣＤＦやＣＦＦの性能目標と比較すると，事象の発生確率として一般的に十分に低いと見なされている値である。
（補足 2.1 表 参照）
米国標準審査指針においても，重大な核分裂生成物の放出に至る事故を生じさせる可能性のある事象に関する十分低い確率として許容しうる基準として，10-7/炉年という値が用いられている。また，航空機落下に関しても 10-7/年という値が用いられている。
本補足では，ＤＢ施設の耐震設計の際のスクリーニング基準である 10-7/炉年を踏まえ，ＳＡ施設の耐震設計に用いるスクリーニングの目安を検討する。

46

補足 2.1 表 日本，米国の安全目標と地震との組合せ条件
米国（ＮＲＣ）
安全目標

日本

-6

-6/

10 /炉年【性能目標】
10-4/炉年(ＣＤＦ)
10-5/炉年(LERF)(Regulatory Guide 1.174 Rev.1, 2002)

10 炉年【性能目標】
10-4/炉年(ＣＤＦ)
10-5/炉年(ＣＦＦ-1)
10-6/炉年(ＣＦＦ-2)(100TBq の管理目標（環境への影響の視点））（第 2 回 原子力規制委員会（平成 25 年 4 月 10日）資料 5）【参考】IAEA の安全目標○既存の原子力発電所について
重大な炉心損傷＜ 約 10-4/炉年
大規模放出頻度＜ 約 10-5/炉年○将来の原子力発電所について
重大な炉心損傷＜ 約 10-5/炉年
大規模放出頻度＜ 約 10-6/炉年（75-INＳＡG-3 Rev.1 INＳＡG-12）

地震との組合せ（参考）航空機
落下の判断基準（第 2 回 原子力規制委員会での議論）○平成 18 年までに旧原子力安全委員会安全目標専
門部会において詳細な検討が行われており，この検討結果は原子力規制委員会が安全目標を議論する上で十分に議論の基礎となるものと考えられる。
（安全目標に関する調査審議状況の中間とりまと
め 平成 15 年 12 月）（発電用軽水型原子炉施設の性能目標について
平成 18 年 3 月）
○東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ，放射性物質による環境への汚染の視点も安全目標の中に取り込み，万一の事故の場合でも環境への影響をできるだけ小さくとどめる必要がある。
具体的には，世界各国の例も参考に，発電用原子炉については，事故時の Cs137 の放出量が 100TBq を超えるような事故の発生頻度は，100 万年に 1 回程度を超えないように抑制されるべきである（テロ等によるものを除く）ことを，追加すべきである。
（設置許可基準規則の解釈別記 2（＝ＤＢ施設に対する規定））
発生確率，継続時間，地震動の超過確率を踏まえて，適切な地震力と組合せる。

「適切な組合せ」を考慮する。
具体的な記載はなし。
（10CFR50 付則 A「一般設計指針(GDC)）

10-7/年(SRP3.5.1.6 AIRCRAFT HAZARDS)【参考】
10CFR100（立地基準）におけるオフサイト・ハザード（重大な FP の放出に至る事故を生じさせる可能性のある事象）に関する十分低い確率として容認しうる基準として，正確に確率を推定するのが難しい場合は，
10-7/年としている。
（SRP 2.2.3 EVALUATION OF POTENTIAL ACCIDENTS）

47（JEAG4601（＝ＤＢ施設に対する規定））
10-7/炉年以下の発生確率は考慮しない。
10-7/年
実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価
基準について」（平成 21・06・25 原院第１号。平
成２１年６月３０日原子力安全・保安院制定））

1.確率論的リスク評価における「影響」について• 原子力施設の安全性を議論する際の「リスク」とは，施設周辺の人々の健康や社会，環境に影響を及ぼす潜在的危険性，例えば，炉心が損傷し，放射性物質が放出され，人々等に被害をもたらす場合の発生確率と被害の大きさの積のことをいう。
• リスクの定量的評価の技術である確率論的リスク評価（ＰＲＡ）における「影響」とは，健康や社会，環境への被害である。その被害には，プラント安全の脅威となる炉心損傷や格納容器機能喪失を含んでいる。

・炉心損傷頻度（ＣＤＦ）
・格納容器機能喪失頻度（ＣＦＦ）
炉心損傷，格納容器機能喪失という「影響」について，そのシナリオ群の頻度の合計• 施設の有するリスクが安全目標に適合していることの判断の目安となる性能目標


炉心損傷頻度（ＣＤＦ）を 10-4／炉･年 以下



格納容器機能喪失頻度（ＣＦＦ）を 10-5／炉･年 以下

・したがって，性能目標には影響が考慮されている
原子力安全委員会の安全目標専門部会
 安全目標案として，「原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによる，施設の敷地境
界付近の公衆の個人の平均急性死亡リスクは，年あたり百万分の１程度を超えないよ
うに抑制されるべきである。また，原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによって生じ得るがんによる，施設からある範囲の距離にある公衆の個人の平均死亡リスクは，
年あたり百万分の１程度を超えないように抑制されるべきである。」（平成 15 年 12 月の中間とりまとめ） 発電用軽水型原子力炉施設を対象として，施設の有するリスクが安全目標案に適合していることの判断の目安となる性能目標として，「１基あたりの炉心損傷頻度は年あた
り１万分の１程度以下，１基あたりの格納容器機能喪失頻度は年あたり１０万分の１程度以下とし，両方が同時に満足されること」（平成 18 年 3 月報告書）

48

2.スクリーニング基準の設定の考え方
項目

目標値

ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ

（注）

基準（／炉

スクリーニング基準を定めている事例（※2）

年）
炉心損傷頻度

10-4

10-6

（ＣＤＦ）

（／炉年）

（／炉年）

•原子力学会標準（外部ハザードに対するリ
スク評価方法の選定に関する実施基準）•米国 ASME／ANS RA-ＳＡ-2009（EXTC1）

格納容器機能喪失頻度（Ｃ Ｆ

10-5

10-7

（／炉年）

（／炉年）

•米国 SRP3.5.1.6（航空機落下）•航空機落下確率評価基準（H21.6.30 原子力

Ｆ）

安全･保安院）（注）原安委「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」より（※2）
【参考１】を参照

ＣＤＦ目標値 10-4/炉年に対しては 2 桁を見越した 10-6/炉年が，ＣＦＦ目標値 10-5/炉年に対しても 2 桁を見越した 10-7/炉年がスクリーニング基準として用いられている例がある
が，これは，目標に対する相対割合として 1％を下回る頻度の事象であるので，これを考慮しない場合であっても目標に対して影響がないとみなしている。
（注）スクリーニング基準とは，頻度への影響度を勘案し，考慮する必要がないと判断でき
るしきい値

49

3.スクリーニング基準設定の体系的整理

性能目標とスクリーニング基準の単位は，（／炉年）である。

ＣＤＦ

10-4

②

性能目標
ＣＦＦ

10-5

②

スクリーニング

炉心を守る
施設

基準値

ＤＢ施設
ＳＡ施設

ＣＤＦ性能目標に対して 2 桁差

格納容器を
守る施設

炉心損傷を発生させうるものとして設計上考慮すべき事象や状態のｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ基準

ＤＢ施設
ＳＡ施設
ＰＣＶ

①
10-6

ＣＦＦ性能目標に対して 2 桁差

格納容器破損を発生させうるものとして設計上考慮すべき事象や状態のｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ基準①
10-7① 炉心を守る設備の設計に際して，スクリーニング基準として 10-6 /炉年（性能目標 10-4×102）を適用することは妥当であり，また，格納容器を守る設備の設計に際して，スクリーニング基準として 10-7 /炉年（性能目標 10-5×10-2）を適用することは妥当と考える。
② 『炉心を守る』という観点からは設備による違いがあるものではなく，いずれもスクリーニ
ング基準として 10-6 を適用することが妥当と考える。また，同様に『格納容器を守る』という観点からも設備による違いではなく，目的に応じたスクリーニング基準として 10-7/炉年を用いることは妥当と考える。

50

4.スクリーニング基準設定の体系的整理と JEAG4601 との関係性

性能目標とスクリーニング基準の単位は，（／炉年）である。

ＣＤＦ

10-4

ＣＦＦ

スクリーニング

炉心を守る
施設

性能目標
10-5

基準値

ＤＢ施設
ＳＡ施設

格納容器を
守る施設
ＤＢ施設
ＳＡ施設
ＰＣＶ

ＣＤＦ性能目標に対して 2 桁差
炉心損傷を発生させうるものとして設計上考慮すべき事象や状態のｽ
ｸﾘｰﾆﾝｸﾞ基準

ＣＦＦ性能目標に対して 2 桁差
格納容器破損を発生させうるものとして設計上考慮すべき事象
や状態のｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞ基準

10-6
1 桁の保守性

10-7③
JEAG4601（ＤＢ設備規定）
スクリーニング基準③ DB 施設に対する基準である JEAG4601 で，炉心を守る設備と格納容器を守る設備の両方に対してスクリーニング基準として 10-7/炉年が採用されていることは，前述のスクリーニング基準
設定の体系的整理から言えば，10-7/炉年は格納容器を守る設備の基準に相当し，炉心を守る設
備に対して 1 桁保守性を有している。

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉のこの度の荷重の組合せの検討においては，ＳＡ施設としての重要性に鑑み，JEAG4601 に規定されているＤＢ施設の設計の際のスクリーニン
グ基準である 10-７/炉年に保守性を見込んだ 10-8/炉年をＳＡ施設共通のスクリーニングの目安とする。

51

【参考１】スクリーニング基準を定めている事例内容について

日本原子力学会AESJ の外部ハザード選定標準では，外部ハザードが炉

AESJ-SC-RK008:2014「外部ハザー

心損傷リスクを有するか否かの判断基準値として，

ドに対するリスク評価方法の選定“ハザード発生頻度分析”，“決定論的なＣＤＦ評価”に関する実施基準」のいずれの評価での判断基準値も発生頻度で 10-6／年



米国 ASME／ANS RA-ＳＡ-2009「Standard for Level 1/LERFと置くことが考えられる。


ＰＲＡ for NPPs」

ASME/ANS RA-ＳＡ-2009 ＰＲＡスタンダードにおいて，外部ハザードにより炉心損傷にならない，あるい（EXT-C1）はＣＤＦが受容可能な程度に小さい，を判断するためのスクリーニング基準に 10-6／炉年を用いている。



米国 SRP3.5.1.6（航空機落下）

放射線影響が公衆の被ばく線量に関するガイドラインの判断基準値を越える原子炉施設への航空機落下事故の発生確率が 10-7／炉年以下となること。



航空機落下確率評価基準



標準的な評価手法に基づき，原子炉施設へ航空機が落下する確率を評価し，それらの評価結果の総和が 10-7

（H21.6.30 原子力安全･保安院）／炉年を超えないこと。


立地点における状況を現実的に考慮した評価を行い，その妥当性を確認した上で，航空機落下の発生確率の総和が 10-7／炉年を超えないこと。

52

（補足 3）「地震の従属事象」と「地震の独立事象」について
運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，ＤＢ
施設の耐震設計の考え方に基づく。なお，確率論的な考察も考慮する。
1. 「地震の従属事象」と「地震の独立事象」についての当社の定義判断にあたり，ＳＡ施設の評価における「地震の従属事象」，「地震の独立事象」について当社の定義を示す。この定義はＤＢ施設に対して従前より適用してきた考え方に基づくものであり，JEAG4601 の規定とも整合したものとなっている。
(1) 地震の従属事象
設置許可基準規則の解釈別記 2 における「地震によって引き起こされる事象（地震の従属事象）」の当社の定義は以下のとおり。
・ある地震力を想定して，その地震力未満で設計された設備が，その地震力を上回る地震が発生した際に確定論的に設備が損傷すると仮定した場合に発生する事象(2) 地震の独立事象
設置許可基準規則の解釈別記 2 における「地震によって引き起こされるおそれのない事象（地震の独立事象）」の当社の定義は以下のとおり。
・上記のような確定論的な評価では引き起こされるおそれのない事象
なお，JEAG4601 においては，地震の従属事象は地震との組合せを実施し，地震の独立
事象については，事象の発生頻度，継続時間，地震の発生確率を踏まえ，10-7 回/炉年を超える事象は組合せを実施している。
2. ＤＢ施設の耐震設計の考え方等に基づく判断
耐震Ｓクラス施設はＳｓによる地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれのないよう設計されている。この安全機能にかかる設計は，耐震Ｓクラス施設自体が，Ｓｓによる地震力に対して，損傷しないよう設計するだけでなく，下位クラスに属するものの波及的影響等に対しても，その安全機能を損なわないよう設計することも含まれる。
（補足 3.1 表）耐震Ｓクラス施設が健全であれば，炉心損傷防止に係る重大事故等対策の有効性評価
において想定した全ての事故シーケンスに対し，Ｓｓ 相当の地震により，起因事象が発生したとしても緩和設備が機能し，ＤＢ 設計の範囲で事象を収束させることができることを確認した。
（補足 3.2 表）
従って，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討としては，Ｓｓ相当の地震に対して，運転状態Ⅴは地震によって引き起こされるおそれのない「地震の独立事象」として扱い，運転状態Ⅴの運転状態と地震力とを適切に組合せる。

53

補足 3.1 表 耐震Ｓクラスの設計
地震の影響が考えられる事象
耐震重要施設自体の損傷
下位クラスの損傷の影響による
耐震重要施設の損傷
溢水による
耐震重要施設の損傷
地震随伴
事象

耐震性の担保基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないよう設計する。（４条）
耐震重要施設が，下位クラスに属するものの波及的影響によって，その安全機能を損なわないように設計する。（４条）
安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計する。（９条）

津波による設計基準対象施設は，基準津波に対して安全機能が

耐震重要施設の損傷損なわれるおそれがないように設計する。（５条）

火災による設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設

耐震重要施設の損傷の安全性が損なわれないよう設計する。
（８条）

54

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
1

高圧・低
圧 注 水
機 能 喪
失

事故シーケンス

事象

過渡事象＋高圧
注水失敗＋低圧
注水失敗

過渡事象
高圧注水
失敗

低圧注水
失敗

過渡事象＋ＳＲ
Ｖ再閉失敗＋高圧注水失敗＋低
圧注水失敗

過渡事象
ＳＲＶ再
閉失敗
高圧注水
失敗

低圧注水
失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての
適用の有無

備考

－※１

－

△

運転状態
Ⅱ

ＨＰＣＦ配管

○ＨＰＣＦポンプ○

ＨＰＣＦポンプ室空調機

○

スパージャ

○

ＨＰＣＦ弁

○

ＣＳＰ

○

ＣＳＰ周り配管○

廃棄物処理建屋(ＲＷ/Ｂ)

○

ＲＨＲ配管

○

ＲＨＲポンプ○ＲＨＲ熱交換器○

ＲＨＲポンプ室空調機○

ＲＨＲ/ＬＰＦＬ共通弁

○

－※１

－

逃がし安全弁（18 弁）○

ＨＰＣＦ配管

○ＨＰＣＦポンプ○

ＨＰＣＦポンプ室空調機

○

スパージャ

○

ＨＰＣＦ弁

○

ＣＳＰ

○

ＣＳＰ周り配管○

廃棄物処理建屋(ＲＷ/Ｂ)

○

ＲＨＲ配管

○

ＲＨＲポンプ○ＲＨＲ熱交換器○

ＲＨＲポンプ室空調機○

ＲＨＲ/ＬＰＦＬ共通弁

○

対象機器

55

×

×

△

×

×

運転状態
Ⅱ

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
高 圧 注
水・減圧
機 能 喪
失

事故シーケンス

事象

過渡事象＋高圧
注水失敗＋原子
炉減圧失敗

過渡事象
高圧注水
失敗

原子炉減
圧失敗

過渡事象＋ＳＲ
Ｖ再閉失敗＋高圧注水失敗＋原
子炉減圧失敗

過渡事象
ＳＲＶ再
閉失敗
高圧注水
失敗

原子炉減
圧失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての
適用の有無

備考

－※１

－

△

運転状態
Ⅱ

ＨＰＣＦ配管

○ＨＰＣＦポンプ○

ＨＰＣＦポンプ室空調機

○

スパージャ

○

ＨＰＣＦ弁

○

ＣＳＰ

○

ＣＳＰ周り配管○

廃棄物処理建屋(ＲＷ/Ｂ)○

逃がし安全弁（18 弁）○

ＳＲＶ用アキュムレータ

○ＨＰＩＮ配管○窒素ガス供給弁

○

対象機器

※１

×

×

－

－

△

逃がし安全弁（18 弁）○×

ＨＰＣＦ配管

○ＨＰＣＦポンプ○

ＨＰＣＦポンプ室空調機

○

スパージャ

○

ＨＰＣＦ弁

○

ＣＳＰ

○

ＣＳＰ周り配管○

廃棄物処理建屋(ＲＷ/Ｂ)○

逃がし安全弁（18 弁）○

ＳＲＶ用アキュムレータ

○ＨＰＩＮ配管○窒素ガス供給弁

○

56

×

×

運転状態
Ⅱ

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
3

全 交 流
動 力 電
源喪失

事故シーケンス

事象

外部電源喪失＋
ＤＧ喪失

外部電源
喪失
ＤＧ喪失

外部電源喪失＋
ＤＧ喪失＋ＳＲ
Ｖ再閉失敗

外部電源
喪失
ＤＧ喪失

ＳＲＶ再
閉失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての適用の有無

備考

外部電源設備全般

×

△

運転状態
Ⅱ

6.9kV メタクラ○

480V パワーセンタ用動力変圧器○

480V パワーセンタ○

480VＭＣＣ○

非常用ディーゼル発電設
備○

燃料ディタンク○

ＤＧ空気だめ○ＤＧ非常用送風機○

燃料移送ポンプ○

ＤＧＦＯ配管

○軽油配管トレンチ（軽油タンク～Ｒ/Ｂ）

○

ＤＧＦＯ弁

○

軽油タンク

○

外部電源設備全般

×

6.9kV メタクラ○

480V パワーセンタ用動力変圧器○

480V パワーセンタ○

480VＭＣＣ○

非常用ディーゼル発電設
備○

燃料ディタンク○

ＤＧ空気だめ○ＤＧ非常用送風機○

燃料移送ポンプ○

ＤＧＦＯ配管

○軽油配管トレンチ（軽油タンク～Ｒ/Ｂ）

○

ＤＧＦＯ弁

○

軽油タンク

○

逃がし安全弁（18 弁）

○

対象機器

57

×

△

×

×

運転状態
Ⅱ

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
3

全 交 流
動 力 電
源喪失

事故シーケンス

事象

外部電源喪失＋
ＤＧ喪失＋ＲＣ
ＩＣ失敗

外部電源
喪失
ＤＧ喪失

ＲＣＩＣ
失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての適用の有無

備考

外部電源設備全般

×

△

運転状態
Ⅱ

6.9kV メタクラ○

480V パワーセンタ用動力変圧器○

480V パワーセンタ○

480VＭＣＣ○

非常用ディーゼル発電設
備○

燃料ディタンク○

ＤＧ空気だめ○ＤＧ非常用送風機○

燃料移送ポンプ○

ＤＧＦＯ配管

○軽油配管トレンチ（軽油タンク～Ｒ/Ｂ）

○

ＤＧＦＯ弁

○

軽油タンク

○

ＲＣＩＣ配管○RCIC ポンプ○

RCIC 駆動タービン

○

給水隔離弁

○

ＲＣＩＣ弁

○

ＣＳＰ

○

ＣＳＰ周り配管○

廃棄物処理建屋(ＲＷ/Ｂ)

○

対象機器

58

×

×

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
3

全 交 流
動 力 電
源喪失

事故シーケンス

事象

外部電源喪失＋
ＤＧ喪失＋直流
電源喪失

外部電源
喪失
ＤＧ喪失

直流電源

4

崩 壊 熱
除 去 機
能喪失

過渡事象＋崩壊
熱除去失敗

過渡事象
崩壊熱除
去失敗

過渡事象＋ＳＲ
Ｖ再閉失敗＋崩壊熱除去失敗

過渡事象
ＳＲＶ再
閉失敗
崩壊熱除
去失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての適用の有無

備考

外部電源設備全般

×

△

運転状態
Ⅱ

6.9kV メタクラ○

480V パワーセンタ用動力変圧器○

480V パワーセンタ○

480VＭＣＣ○

非常用ディーゼル発電設
備○

燃料ディタンク○

ＤＧ空気だめ○ＤＧ非常用送風機○

燃料移送ポンプ○

ＤＧＦＯ配管

○軽油配管トレンチ（軽油タンク～Ｒ/Ｂ）

○

ＤＧＦＯ弁

○

軽油タンク

○

直流 125V 蓄電池○

直流 125V 充電器盤○

直流 125V 主母線盤○

ケーブルトレイ

○

電線管

○

－※１

－

ＲＨＲ配管

○

ＲＨＲポンプ○ＲＨＲ熱交換器○

ＲＨＲポンプ室空調機○

ＲＨＲ/ＬＰＦＬ共通弁

○

ＲＨＲ弁

○

－※１

－

△

逃がし安全弁（18 弁）

○

×

ＲＨＲ配管

○

ＲＨＲポンプ○ＲＨＲ熱交換器○

ＲＨＲポンプ室空調機○

ＲＨＲ/ＬＰＦＬ共通弁

○

ＲＨＲ弁

○

対象機器

59

×

×

△

運転状態
Ⅱ

×

×

運転状態
Ⅱ

補足 3.2 表 地震の従属事象としての適用性について
類型化
グループ
5

6

7

原 子 炉
停 止 機
能喪失

Ｌ Ｏ Ｃ
Ａ 時 注
水 機 能
喪失
格 納 容
器 バ イ
パス（Ｉ
Ｓ Ｌ Ｏ
ＣＡ）

事故シーケンス

事象

過渡事象＋原子
炉停止失敗

過渡事象
原子炉停
止失敗

ＤＢ上
の
Ｓｓ
耐震性

地震の従属
事象としての
適用の有無

備考

－※１

－

△

運転状態
Ⅱ

炉心シュラウド○シュラウドサポート

○

炉心支持板

○

上部格子板

○

制御棒案内管

○燃料支持金具

○

燃料集合体

○

水圧制御ユニット

○

ＣＲＤ配管

○

スクラム弁

○

対象機器

×

－

－

※1 「地震加速度大」信号によるスクラムを想定【凡例】
ＤＢ上のＳｓ耐震性○：有 ×：無地震の従属事象としての適用の有無○：地震の従属事象であり，地震と組合せ評価が必要なもの。
△：地震の従属事象であるが，他の事象で代表され地震と組合せ評価が不要なもの。
×：地震の従属事象でないもの

60

3. 確率論的な考察
2.のとおり，ＳＡ施設の耐震設計の荷重の組合せにおいて，確定論の観点から運転状態 Vは地震の独立事象として取り扱うこととしている。
このことについて参考のため，確率論的な観点から考察すると，Ｓｓ 相当（1209gal）までの地震力により炉心損傷に至る事故シーケンスについて，緩和設備のランダム故障を除いた1炉心損傷頻度（ＣＤＦ）であって，ＳＡ施設による対策の有効性の評価がＤＢ条件を超えるものの累積値は，ＳＡ 施設を考慮した場合のＰＲＡ評価を実施した結果，約 8.2×
10-8/炉年となった。
補足 3.3 表 ＤＢ条件を超える事故シーケンスに対するＣＤＦ
事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

全交流動力電源喪失

崩壊熱除去機能喪失

原子炉停止機能喪失

LOCA時注水機能喪失

DB条件を超える事故シーケンス

CDF

過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗

1.3E-09

過渡事象＋SRV再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗

5.7E-10

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）

2.4E-08

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋SRV再閉失敗

5.6E-09

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋RCIC失敗

3.0E-08

外部電源喪失＋直流電源喪失

6.9E-09

過渡事象＋崩壊熱除去失敗

4.8E-09

過渡事象＋SRV再閉失敗＋崩壊熱除去失敗

1.9E-11

LOCA＋崩壊熱除去失敗

1.4E-09

格納容器バイパス＋崩壊熱除去失敗

4.0E-14全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋崩壊熱除去失敗

3.6E-09

過渡事象＋原子炉停止失敗

3.4E-16

大LOCA＋原子炉停止失敗

1.7E-17

格納容器バイパス＋原子炉停止失敗

4.3E-20

全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋原子炉停止失敗

5.6E-17

大LOCA＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗

4.2E-09

合計

8.2E-08

性能目標のＣＤＦ（10-4/炉年）に対して 1%を下回る頻度の事象は，目標に対して影響がないといえるくらい小さい値と見なすことができ，8.2×10-8/炉年はこれを大きく下回り，Ｓｓ相当までの地震力によりＤＢ条件を超える運転状態 V の発生確率は極めて低いと考えられる。従って，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討において，運転状
態 V が地震によって引き起こされるおそれがないとして扱うことは妥当と考える。

1

地震損傷とランダム故障の組合せによる炉心損傷シナリオについては，保守的に除かないものとした。
61

（参考）余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出
1

余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出方法

1.1 本震前に前震を考慮した場合の影響評価
地震ＰＲＡにおいては，前震，本震全体を考慮した評価方法はないことから，1 回の地震による評価を 2 回使用することで前震，本震を考慮することとする。評価方法の概念図を参考 1.1.1 図に示す。

＜１回目の地震による評価＞「①地震発生頻度」「②地震により発生する起因事象」「③ランダム故障又は④緩和設備の地震による機器損傷確率」を考慮して全炉心損傷頻度を評価。炉心損傷しない場合は，「⑤炉心冷却成功」となる。

②③
緩和設備のランダム故障

起因事象発生前震

120～1209galの地震による累積：A/炉年①
年超過頻度(/年)④
緩和設備の地震による損傷
120～1209galの地震による累積：B/炉年⑤
緩和設備の継続運転成功

1209gal
最大加速度(gal)（⇒炉心冷却成功）●前震は本震より小さいが，ここでは保守的に
120～1209galの全てを考慮＜２回目の地震による評価＞⑥

緩和設備の継続運転中

⑦
本震

⑧

起因事象発生緩和設備の地震による損傷
120～1209galの地震による累積：B/炉年●緩和設備が継続運転し炉心冷却に成功しているケースであり，ＤＢＡで想定される運転状態に他ならない。なお，フラジリティの策定にあたっては，ＤＢＡで想定される最も厳しい運転荷重を考慮していることから，本震においても前震と同じフラジリティが適用可能。
●緩和設備の損傷の組合せが前震と本震で同じであること，前震と本震で同じフラジリティ評価が適用可能と想定。
●本震として120～1209galを考慮するため，炉心損傷に至る頻度
は１回目の地震（前震）と同じ。

⑨

緩和設備の継続運転成功⑦（⇒炉心冷却成功）

新たな起因事象は想定しない。

以上より結果として前震，本震による炉心損傷頻度は，以下の式で表すことができる。
A/炉年 ＋ B/炉年 ＋ B/炉年

参考 1.1.1 図 本震前に前震を考慮した場合の評価方法
次に考慮すべきケースの網羅性についての検討結果を示す。
緩和設備は冗長性を有するが，地震ＰＲＡでは冗長設備は同時に損傷するとして評価しているため，1 つの系統が機器損傷し，残りの系統が健全となるケースは考慮せず，1つの設備が損傷する確率で全台の当該設備が損傷に至るものとして保守的に評価している。
62

そのため，緩和設備の状態について考えられる全ての組合せを抽出し，現行の地震Ｐ
ＲＡでどのように整理されるかを考慮した。なお，以下は 2 つの系統で冗長化されている系統の場合について代表して記載する（3 つの系統で冗長化されている場合も同様の整理となる）
。
③
前震

緩和設備の
ランダム故障起因事象発生※１
炉心損傷※１・前震により必ず起因事象が発生するとして評価するため、緩和設備の起因失敗は前震でのみ考慮。
・緩和設備の使命時間における継続運転失敗は前震側で考慮.

④
緩和設備の前震による損傷

炉心損傷⑧（緩和設備の継続運転成功）
Ｂ系本震による損傷、（Ａ系は既に故障）
Ｂ系のみ運転（Ａ系ランダム故障）

炉心損傷

本震

炉心冷却成功Ｂ系健全、（Ａ系は既に故障）⑧
Ａ系本震による損傷、（Ｂ系は既に故障）
Ａ系のみ運転（Ｂ系ランダム故障）

炉心損傷

本震

炉心冷却成功

Ａ系健全、（Ｂ系は既に故障）⑧
Ａ系本震による損傷、Ｂ系本震による損傷

炉心損傷⑧
Ａ系本震による損傷、Ｂ系健全両方の系統とも運転（両方の系統とも健全）

※２
炉心損傷

本震

⑧

Ａ系健全、Ｂ系本震による損傷

炉心損傷

※２

炉心冷却成功

Ａ系、Ｂ系ともに健全

前震及び前震後の本震による緩和設備の状態の組合せを次に示す。
ａ．前震による緩和設備の状態の組合せ
Ａ系
Ｂ系
ランダム故障（前震）ランダム故障（前震）前ランダム故障（前震）
前震による機器損傷
震前震による機器損傷
ランダム故障（前震）に
前震による機器損傷
前震による機器損傷
よ前震による機器損傷
○（健全）
る
○（健全）
前震による機器損傷
影
ランダム故障（前震）
○（健全）
響
○（健全）
ランダム故障（前震）
○（健全）
○（健全）

⇒③で整理
④で整理
⇒④で整理
④で整理
緩和設備の
継続運転に成功ｂ．前震後の本震による緩和設備の状態の組合せ
Ａ系
Ｂ系
ランダム故障（前震）○（健全）本ランダム故障（前震）
本震による機器損傷
震
本震による機器損傷
ランダム故障（前震）に○（健全）ランダム故障（前震）よ本震による機器損傷
本震による機器損傷
る
本震による機器損傷
○（健全）
影
○（健全）
本震による機器損傷
響
○（健全）
○（健全）

⇒炉心冷却成功
本震による機器損傷として整理⇒炉心冷却成功⇒本震による機器損傷として整理
本震による機器損傷として整理※２⇒炉心冷却成功
本震により炉心損傷に至る組合
せは、前震による組合せのうち④と整理したものと同じとなった。

※２
緩和設備の状態は、理論上、上記の組合せが考えられるが、地震ＰＲＡでは冗長設備は同時に損傷するとして評価するため、片方の系統が機器損傷しもう一方の系統が健全となるケースは考慮せず、１つの機器が損傷することで炉心損傷に至るものとして保守的に評価している。

〇前震による緩和設備の状態の組合せは，緩和設備の状態（ランダム故障，地震による機器損傷，健全）の 9 通りの全ての組合せを考慮。
〇冗長設備は同時に損傷するとして評価するため，「ランダム故障と地震による機器損
傷」「片方の系統のみ地震により機器損傷」のケースについては，「両方の系統とも地震により損傷」として整理。
〇緩和設備が「両方の系統ともランダム故障」のケースはランダム故障として整理〇前震後の本震による緩和設備の状態の組合せは，前震後に健全な系統の緩和設備が本震により損傷するか否かの組合せであり，８通り全ての組合せを想定。
〇ランダム故障は前震側で考慮しているため，前震と前震後の本震による緩和設備の状態
63

の組合せについては，「両方の系統ともランダム故障」となる組合せを除き，前震とその後の本震で同じ組合せとなった。
〇そのため，地震規模を同程度とすると，地震により機器が損傷する確率は前震と本震で同程度となる。
1.2 本震後の余震を考慮した場合の影響について
地震ＰＲＡにおいては，本震，余震全体を考慮した計算方法はないことから，「本震前に前震を考慮した場合」と同様に 1 回の地震による評価を 2 回用いることで本震，余震を考慮することとし，影響の検討を行う。
また，想定する地震規模として，本震及び余震の地震加速度を 120gal から 1209galの全ての地震による影響を考慮して組合せる場合，「(4)本震前に前震を考慮した場合の影響」においても前震及び本震の地震加速度を 120gal から 1209gal の全ての地震による影響を考慮して組合せていることを踏まえると，前震を本震に，本震を余震に読み替えることで同じ影響を評価することとなる。
以上より本震，余震による炉心損傷頻度は，
A/炉年 ＋ B/炉年 ＋ B/炉年で算出される

2

余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出結果

2.1 Ｓｓ相当までの本震による全炉心損傷頻度の累積の算出結果
地震ＰＲＡにおいては，本震による影響のみを評価しているが，算出したＳｓ相当(1209gal)までの本震による全炉心損傷頻度は 120gal からＳｓ相当である 1209gal までの地震による影響を累積した評価であり，緩和設備のランダム故障が重畳することで炉心損傷に至るケースが含まれている。
Ｓｓ相当までの本震による全炉心損傷頻度の累積は約 1.2×10-7/炉年であり，そのう
ち緩和設備のランダム故障によるものが約 2.5×10-8/炉年，緩和設備の地震による損傷によるものが約 9.5×10-8/炉年である。

②
前震③
緩和設備のランダム故障

起因事象発生120～1209galの地震による累積：A/炉年①
年超過頻度(/年)④

緩和設備の地震による損傷
120～1209galの地震による累積：B/炉年⑤
緩和設備の継続運転成功

1209gal
最大加速度(gal)（⇒炉心冷却成功）

最大加速度120～1209galの全ての地震による影響を考慮

64

2.2 余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出結果
2.1 項の算出結果を用い，1.2 項及び 1.3 項の算出式で，評価を行った。
A/炉年 ＋ B/炉年 ＋ B/炉年
＝約 2.5×10-8/炉年＋ 約 9.5×10-8/炉年＋ 約 9.5×10-8/炉年＝約 2.2×10-7/炉年以上の算出結果から，余震，前震を考慮した炉心損傷頻度は約 2.2×10-7/炉年と非常に低い値となる。

65

（補足 4） ＤＢＡ による履歴を考慮しなくてよい理由
6.1～6.4 項において，運転状態Ⅰ～ⅣとＳｓ の組合せにおいて適用するとした許容応力状態ⅣAS の適用性について，以下のとおり検討した。
JEAG4601 に規定されるⅣAS は，材料の塑性域にわずかに入ることを許容した許容応力状態であり，ⅣAS における許容応力は，設計引張強さ Su または設計降伏点 Sy に一定の係数を乗じて設定するものである。
例として，クラス 1 容器及びクラスＭＣ容器の許容応力を補足 4.1 表 及び補足 4.2 表に，応力－ひずみ線図と許容応力の関係を補足 4.1 図 にそれぞれ示す。
補足 4.1 表，4.2 表 及び補足 4.1 図 より，ⅣAS は，破断延性限界に対して十分な余裕を有し，Ｓｓに対する安全機能を損なうおそれのない用件を十分満足できるものである。
補足 4.1 表 クラス 1 容器の許容応力
許容応力状態

1 次一般膜応力

1 次膜応力＋1 次曲げ応力

ⅢAS

Min(2/3Su,Sy)

左欄の 1.5 倍の値

ⅣAS

2/3Su

左欄の 1.5 倍の値

備考

補足 4.2 表 クラスＭＣ容器の許容応力
許容応力状態

1 次一般膜応力

1 次膜応力＋1 次曲げ応力

ⅢAS

Min(0.6Su,Sy)

左欄のα倍の値（注）ⅣAS

0.6Su※1

左欄のα倍の値（注）備考※1 不連続な部分はMin(0.6Su,Sy)（注）：αは純曲げによる全断面降伏荷重と初期降伏荷重の比または 1.5 のいずれか小さい
ほうの値とする。
設計引張強さ Su
応力

ⅣAS の許容値
ⅢAS の許容値

設計降伏点 Sy
2/3Su

破断

Min(2/3Su,Sy)

設応力強さ Sm

ひずみ

補足 4.1 図 応力－ひずみ線図と許容応力の関係
66

次に，ⅣAS 相当の応力を生じさせる荷重が繰り返し作用した場合の耐震性への影響について，発生応力（一次応力）が Sy を超える場合に生じるひずみ履歴（イメージ図）を
補足 4.2 図に示し，以下のとおり検討する。
(1) ⅣAS は，材料の塑性域にわずかに入ることを許容した許容応力状態である。
(2) 発生応力が設計降伏点 Sy 以下なら残留ひずみは生じない。
（0→a→0）(3) 発生応力 SF(荷重 F による応力)が Sy を超える場合は，除荷後に残留ひずみεr が生じる。
（0→a→b→c）(4) 2 回目以降，荷重 F と同等の荷重が生じた場合，1 回目と同様の弾性的挙動を示し，
SF が発生する。(c→b)(5) (1)により，ⅣAS 相当の応力に対して，材料はわずかに塑性域に入る程度であり，ⅣA

S 相当の応力を生じる荷重が生じた場合，(3)と同様の挙動を示す。

(6) 2 回目以降，同様の荷重が発生したとしても，(4)の挙動を示すことから，耐震設計においてⅣAS を許容応力状態として適用することにより耐震性は確保される。

1 回目の荷重 F による挙動
供用状態 D の制限
応
力

SF
Sy

b
a
2 回目以降の荷重 F
による挙動
c

0 ε

ひずみ増加時：0→a→b
ひずみ減少時：b→c（除荷後に残留ひずみ有）
その後の挙動：c→b

ひずみ

補足 4.2 図 降伏点を越える場合のひずみ履歴イメージ(一次応力)

67

添付資料
1.重大事故シーケンスにおける主要な重大事故等対処施設
2.地震動の超過確率
3.事故時荷重の組合せの選定における検討の流れ
4.建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方
5.対象設備，事故シーケンス，荷重条件の網羅性について
6.継続時間の検討における対象荷重の網羅性について
7.荷重の組合せ表
8.重大事故時の荷重条件の妥当性について
9.ＡＢＷＲにおける運転状態Ⅴ(LL)の適切性について
10. 荷重条件として組合せるシナリオの選定及びその荷重条件の保守性について68

1. 重大事故シーケンスにおける主要な重大事故等対処施設

防護対象

重大事故シーケンス

原子炉格納容器

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
水素燃焼

高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱

原子炉圧力容器主要な重大事故等対処施設
原子炉格納容器内
原子炉格納容器外－
復水移送ポンプ
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ
逃がし安全弁

復水移送ポンプ
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相
互作用－

復水移送ポンプ
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

溶融炉心・コンクリ
ート相互作用－復水移送ポンプ
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

高圧・低圧注水機能喪失－

復水移送ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失（全交流電源喪失（外部電源喪失＋
DG 喪失））
全交流動力電源喪失（全交流電源喪失（外部電源喪失＋
DG 喪失）+RCIC 失敗）
全交流動力電源喪失（全交流電源喪失（外部電源喪失＋
DG 喪失）＋直流電源
喪失）
全交流動力電源喪失（全交流電源喪失＋
SRV 再閉失敗）（24
時間以内の交流動力
電源復旧に期待する
場合）
崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）－

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
復水移送ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ

－

69

－

復水移送ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ－

復水移送ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ

防護対象

重大事故シーケンス

原子炉圧力容器

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系故障）

主要な重大事故等対処施設
原子炉格納容器内
原子炉格納容器外－
高圧炉心注水系ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

原子炉停止機能喪失－

ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク
高圧炉心注水系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

ＬＯＣＡ時注水機能喪失－

復水移送ポンプ
フィルタ装置よう素フィルタ

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）－

高圧炉心注水系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器

運転停止中の原子炉における崩壊熱除去
機能喪失
運転停止中の原子炉における原子炉冷却材の流出
運転停止中の原子炉における全交流動力
電源喪失－

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器－

復水移送ポンプ
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却海水ポンプ

運転停止中の原子炉における反応度の誤
投入－

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機
能）70

2. 地震動の超過確率

S2 の発生確率
5×10-4～10-5/年
S1 の発生確率
10-2～5×10-4/年

71

50

2

5

度

10

(cm/s)

2

10(cm/s)

5

0.2
0.01

0.
01

0.1

0.2

/s 2
)
m
(c
00

20

度

10
0.

01

5

5

0.

01

0.

5

2

01

1

0.5

1
1

2

5

0.5

0.2
0.01

10

0.02

2 0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

5

0.02

0.2

1

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

0.1 5
0.01

10

0.5

周 期(秒)

鉛直方向
10
0.02

0.05

0.1

0.2

0.2
0.01
0.5

0.02
1

20.05

0.1
5

0.2
10

周 期(秒)

0.2

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

周 期(秒)

0.2

50

20

50

速

1

10

2

0.2
1

0.1
0.01

0

10
0 50
0
50
0
20
10 0
0

10

0

50

50

50

0.
1
50
10-3

0.5
周 期(秒)
2弾性設計用地震動（Sd）の応答スペクトル及び解放基盤表面における地震動の一様ハザードスペクトルの比較（大湊側）

0.5

10

00

00
20
00
10

00
20

20
0
0

10

10

10

1

水平方向
0.1

1

00

m/

00
50

0

00 (c
0 m/
00
s2

10

0

50

0
50 00 100

10

20
00

)

(c

(c
m/
s2
)

50
00

100-4

周 期(秒)

0.50.01

10
00
0

0
0

20
020

0.
01

0.5

10-5

(cm/s)(cm/s) 20
度

2

2

0.05

50
50 0

00

速度

01

0.5
0.02

(h=0.05)00.

(cm / s)

速
度

0

10
0 10

01

0.

20
50

5

1

0.5

10
1000

20
2000
0

0

0

50
5000
0

50
0

10
0

00
0

0.

5

1

200

速

10

20

速

1

20

10

(cm/s)

0.
1

10050

(cm/s)

度
01

0.
1

1

20

度

速
0.

0.

速

20

10
5

50

0.
1

50

20

(cm/s)

100

200
100

20
0

度

500

10-6

100

-3

10
0

72
200

1

200

50

速

10

50

1

10

)

1

200

50 1

100 0.1

0.

500

10(cm

(h=0.05)(h=0.05)

50

50

100

10
00
0

500

1

500

10-4
20
00

10

100

1

10

1000

500

20
0

200

200

50
00

200

1000

1000

10-5

(c
m/
s 2
)

(c
m)

10
1000
000

50
0

500

(h=0.05)

2000

1000

10-6

500
500

1

1100

10
00

11

20
00

1000

50
00

1000

(c(h=0.05)
m)

1000

Sd-7_K 1_N1S.waz
0
Sd-7_K 1_EW.waz
S1-D.K

10
00
0

2000

(c
m

/s 2
)

(c (cmm //s 2 s 2
) )

s 2
)

Sd-1-1H(K 1).waz
Sd-200K1N S Sp.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 3 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sd-2EW.waz
Sa8_UHS_10-3_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 4 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sa8_UHS_10-4_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
Sd-3H.waz
Sd-1-1H(K5).waz
SSd-1-1H(K5).waz
a8 _U HS - V_1 0 - 5 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sa8_UHS_10-5_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
Sd-2NS.waz
Sd-2NS.waz
Re
s_Sd-4N S(K1).waz
Sa8_UHS_10-6_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 6 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sd-2EW.waz
Sd-2EW.waz
Sd-1-1H(K5).waz
Sa8_UHS-V_10-3_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
Re
s_Sd-4EW(K1).waz
SSd-3H.wazd - 1 - 1 V(K1 ).waz
弾性設計用地震動
Sd-1V
Sd-2NS EGF_F-B36km_KK5_No63_NS.waz
Sd-3H.waz
Sa8_UHS-V_10-4_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
一様ハザードスペクトル
Sd-5N
S(K1).waz
Sd-1-1H(K1).waz
弾性設計用地震動
Sd-5NS
Sd-2EW EGF_F-B36km_KK5_No63_EW.waz
弾性設計用地震動
Sd-1H
SRes_Sd-4NS(K5).wazd - 2 U D Res_EGF_F-Sd-2UDB3 6 k m _KK1 _U
D _R7 9 - 1 3Sa8_UHS_10-3_all_K1_20130424-6-1次解析.waz- ■新・ 補正係数.waz
Res_Sd-4NS(K5).waz
Sa8_UHS-V_10-5_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
弾性設計用地震動
Sd-3-1H.waz
Sa8_UHS-V_10-6_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
Sd-5EW(K1).waz
Sd-200K1N
S Sp.wazSd-2NS
Res_Sd-4EW(K5).waz
Sa8_UHS_10-4_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
弾性設計用地震動
Sd-5EW
Res_Sd-4EW(K5).waz
弾性設計用地震動
S
d
3
1
V.waz
弾性設計用地震動
Sd-3V
Sd-4NS(K5).waz
Sd-1-1V(K5).waz
Sd-5NS(K5).waz
Sd-6_K
1_N S.waz
Sa8_UHS_10-5_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Sd-2EW.waz
弾性設計用地震動
Sd-6NS
弾性設計用地震動
Sd-2EW
SSd-5NS(K5).wazd - 4 U D (K1 ).waz
Sd-4EW(K5).waz
弾性設計用地震動
Sd-4UD
Sd-2UD EGF_F-B36km_KK5_No63_UD.waz
Sd-5EW(K5).waz
Sd-5EW(K5).waz
Sd-5NS(K5).waz
Sa8_UHS_10-6_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Sd-6_K 1_EW.waz Sd-6EW
弾性設計用地震動
Sd-3H.waz
弾性設計用地震動
Sd-3H
Sd-3-1V.waz
S
d
5
U
D
(K1
).waz
弾性設計用地震動
Sd-5UD
Sd-6_K5_NS.waz
Sd-6_K5_NS.waz
Sd-5EW(K5).waz
Sd-4UD(K5).waz
弾性設計用地震動
Sd-7NS
Sd-7_K
1_N S.waz
Re s_Sd-4N
S(K1).wazSd-4NS
弾性設計用地震動
弾性設計用地震動
Sd-6UD
SSd-6_K5_EW.waz
d - 6 U D Res_EGF_長岡+
十日町ver0 2 _σ1 5 _D 5 0 _K1 _U D .waz
Sd-6_K5_EW.waz
Sd-6NS Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_NS.waz
Sd-5UD(K5).waz
弾性設計用地震動
Sd-6EW Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_EW.waz
Sd-7_K
1_EW.waz Sd-7EW
Sd-7_K5_NS.waz
Re s_Sd-4EW(K1).waz
弾性設計用地震動
Sd-4EW
弾性設計用地震動
Sd-7UD
SSd-7_K5_NS.wazd - 7 U D Res_EGF_長岡+
十日町ver0 2 _σ1 0 _D 3(c5 _K1 _U D .waz
Sd-6UD Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_UD.wazm
Sd-7NS Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_NS.waz
Sd-7_K5_EW.waz
弾性設計用地震動
Sd-8H
Sd-7_K5_EW.waz
Sd-7UD Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_UD.waz)
S1-D.K
Sd-5NSd-7EW
S(K1).waz
弾性設計用地震動
Sd-8V
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_EW.waz
Sd-8 HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz Sd-8UD HKD0200412141456UD_GL-41m_306Gal→K5軟岩補正→330Gal.waz
2000
Sd-8 HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz
Sd-5EW(K1).waz
Sd-8 HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz
10
S1-D.K(cS1-D.Km
Sd-6_K 1_N S.waz)((c(h=0.05)
cm
m)
(c
1000
m1_EW.waz
Sd-6_K2000(h=0.05)
)
)

1

2

5

0.02

10

0.05

0.1

0.2

0.5

周 期(秒)

周 期(秒)

1

2

5

10

0.5

1

2

Sd-1-1H(K 1).waz

速
度

10

(cm/s)

2

0.
1

1

5

20

20

0.

速

50

度

10

01 速
(cm/s)

205

5

0.2

0.5

周 期(秒)

1

2

5

0.2
0.01

10

0.02

0.5

01

0.

m
(c
50

01

1

20.05

0.1

0.05

0.1

0.2

0.5

1

0.2

0.5

1

2

5

周 期(秒)

10

0.5

鉛直方向

2 0.10.01

50.02

10 0.05

0.1

0.2

周 期(秒)

0.2
0.5
0.01

1

0.02

2

0.05 5 0.1

10

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

0.02

5

0.05

10

0.1

0.2

0.5

周 期(秒)1

0.2
周 期(秒)

0.2
0.1
0.01

00

0

10

5 0 000

5

2 0 00
0

010
20
0 5
0

0.

2

01

1
0.02

周 期(秒)

0.2

2

10
0.

0.2
0.01

0.5

1 0 000
00

00

00

20

50

20

度

基準地震動（Ss）の応答スペクトル及び解放基盤表面における地震動の一様ハザードスペクトルの比較（大湊側）
2
周 期(秒)
0.5
1

10

m
(c

/s 2
)

(c
m
5 0000
00

0

10

0

50

速

1

0.2

1

0.01

0.
1

(cm/s)

510.2

水平方向0.1

00

/s 2
)

0
0

50

10-3 50

0.5

2

0.1

0.

1

0.5
0.05

00100

101-4

102

0.
01

速
0.02

200

0

102-50(cm / s)

2

0.5

0.
01

10-6

5

1

10

0.
1

20

度

0.5

0.2
0.01

500

0
50

10

50

100

5

(h=0.05)

1

0

0
10

0

1

10

10
0

10

20 0
.0
1
5

(cm/s)

50.

(cm/s)

度

100 0.01

度

00

100

200

速

20
0

0.
1

20

10
0
5

50
0

50

0

0 500

2
10 00 20

20
0
10
0

100

速

10

50
2

200

00 1

(h=0.05)

50

200

200

(h=0.05)
10
00

50
20

0.
1

20
00

20

10-4
50

100
50

1

0
10

1000

(h=0.05)

10

1

500

50

73

50

10

10

m/
(c

m)

)

00

0

10
0010
0

1

-5

10-3

50
00

1

100

速

(cm/s)

1000
500

s

(c

50
050

0

20
0020
0

1000

2

0

((ccm
m/
/s s2 2
))
0

10
0010
00 0

10
0
50

0

0

00
20

200

10

500 0.1

度

100010

50
0050
0

/s 2
)
00

200

10
00
0

100

(c
m/
s 2
)

(c
m)

1000

(cm/s)

10m)(h=0.05)(h=0.05)

2000

500

200

度

10

(c

(c
m)

2000

10-6

500

500

))

0

1

50

00

10

1000

(c

(cm
(h=0.05)
m

m

)

10

S1-D.K

02000

Sd-5EW(K1).waz
Sd-6_K 1_N S.waz
Sd-6_K 1_EW.waz
10
1000
Sd-7_K
1_N S.waz 1000
Sd-7_K 1_EW.waz
1
1
S1-D.K
500

(c

(c
m

/s 2
)

Sd-200K1N S Sp.waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_NS.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 3 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_EW.waz
Sd-2EW.waz
Sd-1-1H(K5).waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_NS.waz
Sd-1-1H(K5).waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 4 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sd-3H.waz
Sd-2NS.waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_EW.waz
Sd-2NS.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 5 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
Sd-2EW.waz
Ss-1-1H(K5).waz
Re s_Sd-4N S(K1).waz
Sd-2EW.waz
S a8 _U HS - V_1 0 - 6 _all_K1 _2 0 1 3 0 6 0 3 - 6 - 1 次解析.waz
EGF_F-B36km_KK5_No63_NS.waz
Sd-3H.waz
Re s_Sd-4EW(K1).waz
Sa8_UHS-V_10-3_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
Sd-3H.waz
EGF_F-B36km_KK5_No63_EW.waz
Res_Sd-4NS(K5).wazS d - 1 - 1 V(K1 ).waz
Sa8_UHS-V_10-4_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
基準地震動
Ss-1V
Res_Sd-4NS(K5).waz
Sa8_UHS_10-3_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Sd-5N S(K1).waz
Sd-1-1H(K 1).waz
Ss-3-1H.waz
基準地震動
Ss-5NS
基準地震動
Ss-1
一様ハザードスペクトル
Res_Sd-4EW(K5).waz
Sa8_UHS-V_10-5_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
S d - 2 U D Res_EGF_F補正係数.waz
Res_Sd-4EW(K5).waz
基準地震動
Ss-2UD B3 6 k m _KK1 _U D _R7 9 - 1 3 - ■新・Ss-4NS(K5).waz
Sa8_UHS_10-4_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Sd-5EW(K1).waz
Sd-200K1N
S
Sp.waz
基準地震動
Sa8_UHS-V_10-6_all_K5_20130603-6-1次解析.waz
Sd-5NS(K5).waz Ss-5EW
基準地震動
Ss-2NS
Sd-5NS(K5).waz
Ss-4EW(K5).wazS d - 3 - 1 V.wazSs-3V
基準地震動
Sa8_UHS_10-5_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Ss-1-1V(K5).waz
Sd-5EW(K5).waz
Sd-6_K 1_N S.waz
Sd-2EW.waz Ss-2EW
基準地震動
Ss-6NS
基準地震動
Sd-5EW(K5).waz
Ss-5NS(K5).waz
EGF_F-B36km_KK5_No63_UD.waz
S d - 4 U D (K1 ).waz
基準地震動
Ss-4UD
Sa8_UHS_10-6_all_K1_20130424-6-1次解析.waz
Sd-6_K5_NS.waz
Ss-5EW(K5).waz
Sd-6_K 1_EW.waz
Sd-3H.waz Ss-3H
Sd-6_K5_NS.waz
基準地震動
Ss-6EW
基準地震動
Ss-3-1V.waz
S d - 5 U D (K1 ).waz
Sd-6_K5_EW.waz
基準地震動
Sa8_UHS_10-3_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
Sd-6_K5_EW.waz Ss-5UD
Ss-4UD(K5).waz
基準地震動
Ss-7NS
Sd-7_K
1_N
S.waz
Re
s_Sd-4N
S(K1).waz
基準地震動
Ss-4NS
Sa8_UHS_10-4_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
Sd-7_K5_NS.waz
S d - 6 U D Res_EGF_長岡+
基準地震動
Ss-6UD 十日町ver0 2 _σ1 5 _D 5 0 _K1 _U D .waz
Sd-7_K5_NS.waz
Ss-5UD(K5).waz
基準地震動
Ss-7EW
Sd-7_K 1_EW.waz(cRe s_Sd-4EW(K1).waz
Sa8_UHS_10-5_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
基準地震動
Ss-4EW
Sd-7_K5_EW.waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ15_D50_K5_UD.waz
m _U D .waz
Sd-7_K5_EW.waz
S
d
7
U
D
Res_EGF_長岡+
基準地震動
Ss-7UD 十日町ver0 2 _σ1 0 _D 3 5 _K1
Sa8_UHS_10-6_all_K5_20130424-6-1次解析.waz
)
基準地震動
Ss-8H
Sd-8
HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz
S1-D.K
Sd-5N S(K1).waz
Res_EGF_長岡+十日町ver02_σ10_D35_K5_UD.waz
Sd-8
HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz
2000
Ss-8 HKD0200412141456EW_GL-41m_609Gal→K5軟岩補正→650Gal.waz
基準地震動 Ss-8V
S1-D.K
Ss-8 HKD0200412141456UD_GL-41m_306Gal→K5軟岩補正→330Gal.waz

2

5

10

0.5

1

2

3. 事故時荷重の組合せの選定における検討の流れ
ＳＡ荷重と地震の組合せの検討の流れについて
前提条件
・ＳＡ施設の耐震性に対する考え方 1.
・規制基準における要求事項
2.
＜基本全体フロー＞

3.(1)

：設計方針
：方針に基づく検討プロセス：方針に基づく検討結果

常設耐震重要重大事故防止設備
又は，常設重大事故緩和設備

青：本資料本文での記載箇所
組合せる事象は地震の従属事象か，独立事象か？
（確定論的な考え方踏まえ，確率論的な考察も踏まえて設定）

従属事象

独立事象

3.(2)，(3)

当該事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，事象による荷重と Ss，Sd いずれか適切な地震力と組合せて評価する。(※1)

当該事象による荷重と Ss による地震（※2）
力を組合せて評価する。

次項で，施設ごとの検討内容を説明組合せるべき荷重に対する発生値と許容値を比較する。その際に用いる許容限界としては，以下のとおり。
運転状態Ⅰ～Ⅳと地震の組合せについては，ＤＢと同じ許容限界とし，ＳＡ（運転状態Ⅴ）と地震の組合せについては，ＳＡ施設として求められる機能を維持する観点で，許容応力状態を設定し，具体的な許容限界は，柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では，ＤＢの規定と同じ許容限界を適用する。

※1：確定論的な考え方，確率論的な考察を踏まえ，ＳＡ等は地震独立事象として取り扱う※2：確定論的な考え方，確率論的な考察を踏まえ，ＳＡ等は地震独立事象と して取り扱うことから，従属事象としては考慮しない

74

5.1

SA 荷重と地震の組合せの検討の流れについて
施設分類

全般施設
（建物・構築物含む）

ＰＣＶバウンダリを構成する設備

施設分類ごとに検討

検討内容

②地震動の
超過確率の
考え方
4.(3)②

③スクリー
ニングの
判定基準の
設定
4.(3)③

炉心損傷頻度の性能目標値（10-4/炉年）を適用＜施設共通＞
5.2.2(1)5.2.1(1)5.2.1(2)5.2.2(2)5.2.3(2)①と②及び SA の継続時間との積で荷重の組合せの判断を行う。そのスクリーニングの判断基準を柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では，DB 施設の設計の際のスクリーニング基準である 10-7/炉年に保守性を見込んだ 10-8/炉年と設定＜施設共通＞
5.2.2(3)5.2.3(2)③の保守性を見込んだ 10-8/炉年と，①と②の値の積により，組合せの目安となる継続時間を判断する。
事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な
短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄ との組合せが必要な 10-2～-1
2×10 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
＜施設共通＞

5.2.1(3)荷重の組合せの検討結果（④を踏まえて総合的，
工学的判断）
4.(3)⑤5.2.3(1)

JEAG4601 に記載のＳ２，Ｓ１の発生確率をＳｓ，Ｓｄに読み替えて適用＜施設共通＞

5.2.1(3)④ＳｄとＳｓ
に組合せる
ＳＡの継続
時間の設定
4.(3)④

4.(2)

4.(2)

4.(2)
手順は 4.(3)①ＳＡの発生確率
4.(3)①

ＲＰＶバウンダリを構成する設備

・ ＳＡ 発生後の最大荷重と Ss による地震力の組合せを実施
・ 許容限界はＶＡS として，柏崎刈羽 6号炉及び 7 号炉では，ⅣＡS を適用

5.2.1(4)，6.1

5.2.2(3)・ ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地震力，事象発生後以降の最大となる荷重とＳｄ による地震力の組合せを実施・ 許容限界はＶＡS として，柏崎刈羽 6号炉及び 7 号炉では，ⅣＡS を適用

5.2.2(4)，6.2

75

5.2.3(3)・ ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地震力，ＳＡ 後長期(L)に生じる荷重とＳｄ による地震力の組合せを実施
・ 許容限界はＶＡS として，柏崎刈羽 6号炉及び 7 号炉では，ⅣＡS を適用

5.2.3(4)，6.3

4. 建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方
4 項(2)では建物・構築物を全般施設に分類しており，全般施設は SA 条件を考慮した設計荷重と Ss による地震力を組合せることとしている。これは，建物・構築物の DB 施設としての設計の考え方が，機器・配管系のそれと同じであり，SA 施設としての設計について
は，建物・構築物，機器・配管系ともに DB 施設としての設計の考え方を踏まえることを基本方針としているからである。
以下では，建物・構築物の SA 施設としての設計の考え方について，DB 施設としての設計の考え方も踏まえ，本文の各項毎に説明する。
(1) 対象施設とその施設分類（3 項(1)に対する考え方）
表 1 に SA 施設の建物・構築物を示す。これら 8 施設は，基準地震動による地震力に対して機能維持が求められている「常設耐震重要重大事故防止設備」，「常設重要事故緩和設
備」のいずれかに該当するため，荷重の組合せ検討の対象施設である。なお，「常設重大事
故防止設備（設計基準拡張）」である補機冷却用海水取水路についても，Ss 機能維持設計であることから，「常設耐震重要重大事故防止設備」と同等のものとして取り扱う。
表 1 SA 施設（建物・構築物）の施設分類
常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備
以外の常設重大事故防止設備

常設重大事故
緩和設備

復水貯蔵槽

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール

○

－

○

中央制御室遮蔽○－○中央制御室待避室遮蔽

－

－

○

海水貯留堰

○

－

○

スクリーン室

－

○

○

取水路

－

○

○

補機冷却用海水取水路

－

○

－

SA 施設
（建物・構築物）(2) DB 施設としての設計の考え方(a) 新規制基準における要求事項「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」の第 4 条（地震による損傷の防止）には，建物・構築物，機器・配管系の区分なく，次の事項が規定されている。
76

・ 設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
・ 耐震重要施設は，その共用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれのある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。
）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
(b) JEAG4601 の規定内容（2.3 項に対する考え方）
上記の規制要求を踏まえ，JEAG4601-1987 において，建物・構築物に関する荷重の組合せと許容限界については，以下のように規定されている。
【荷重の組合せ】
・ 地震力と常時作用している荷重，運転時（通常運転時，運転時の異常な過渡変化時）に施設に作用する荷重を組合せる。
・ 常時作用している荷重，及び事故時の状態で施設に作用する荷重のうち長時間
その作用が続く荷重と基準地震動 S1 による荷重を組合せる。
【許容限界】
・ 基準地震動 S1 による地震力との組合せに対する許容限界
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。ただし，事故時の荷重と組合せる場合には，次項による許容限界を適用する。
・ 基準地震動 S2 による地震力との組合せに対する許容限界
建物・構築物が構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して安全余裕をもたせることとする。
ここで，JEAG4601-1987 における建物・構築物の荷重の組合せは，2.3 項に示す機器・配管系の荷重の組合せと同じ考え方に基づいて設定された結果として規定されているものである。
なお，JEAG4601-1987 において，機器・配管系では運転状態が定義されているが，建物・構築物については，細かな運転状態を設定する必要がないため，運転状態は定義されていない。
(3) SA 施設の荷重の組合せと許容限界の設定方針（3.(3)(4)項に対する考え方）
SA 施設の建物・構築物における荷重の組合せと許容限界の設定方針は，機器・配管
系と同様，JEAG4601-1987 の DB 施設に対する規定内容を踏まえ，以下のとおりとする（建物・構築物では，運転状態及びそれに対応した許容応力状態が定義されていないことから，機器・配管系とは下線部が異なる）。
77

【SA 施設（建物・構築物）における設定方針】
・ Ss，Sd と運転状態の組合せを考慮する。
・ 地震の従属事象については，地震との組合せを実施する。ここで，耐震 S クラス施設
は Ss による地震力に対して，その安全機能が保持できるよう設計されていることから，地震の従属事象としての SA は発生しないこととなる。したがって SA は地震の独立事象として取り扱う。
・ 地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間及び Ss 若しくは Sd の超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的に組み合わせるかを判断する。
組み合わせるか否かの判断は，国内外の基準等でスクリーニング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性をもたせた値を目安とし，事象の発生確率，継続時間及び Ss 若しくは Sd の超過確率の積と比較等により判断する。
・ また，上記により組合せ不要と判断された場合においても，事故後長期間継続する荷重と Sd による地震力と組み合わせる。
・ 許容限界として，DB 施設の Ss に対する許容限界に加えて，SA 荷重と地震力との組合せに対する許容限界（機器・配管系の許容応力状態ⅤAS に相当するもの）を設定する。ここで，柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では，SA 荷重と地震力との組合せに対する許容限界は DB 施設の Ss に対する許容限界（建物・構築物が構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して安全余裕をもたせることとする）と同じとする。
(4) 荷重の組合せと許容限界の検討結果(5.2.1 項に対する考え方)
5.2.1 項の全般施設の検討は，建物・構築物に対しても同様に適用される。すなわ
ち，各項目に対する考え方は以下のとおりとなる。
SA の発生確率 ........... 炉心損傷頻度の性能目標値（10-4/炉年）を設定
継続時間 ............... 事故発生時を基点として，10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10-2～2×10-1 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な
期間 2×10-1 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
（建物・構築物について，SA 時の荷重条件を踏まえ 5.2.1 項(2)b.の分類
を設備ごとに検討した結果を添付 4 補足資料－１に示す。）
地震動の超過確率 ....... JEAG4601 の地震動の発生確率（Ss：5×10-4/年以下，
Sd：10-2/年以下）を設定
以上から，機器・配管系と同様，SA の発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等を考慮した工学的，総合的な判断として，建物・構築物についても，SA 荷重と Ss による78

地震力を組み合わせることとする。
(5) SA と地震の組合せに対する許容限界の考え方(6.1 項に対する考え方)(3)の荷重の組合せ方針から，SA 施設（建物・構築物）の各組合せ条件に対する許容応力状態を DB 施設（建物・構築物）と比較して表 2 に示す。なお，表 2 に示す荷重の組合せケースのうち，他の組合せケースと同一となる場合，又は他の組合せケースに包絡される場合は評価を省略することになる。
表 2 荷重の組合せと許容限界
DB 施設

運転状態
Sd
運転時
DB 事故時
（長期）

許容
応力度※1
終局※2

SA 施設

備考

Ss

Sd

Ss

終局※2

－

終局※2

－

終局※2

－

DB と同じ許容限界とする。
DB と同じ許容限界とする。
注 2：SA 荷重と地震力とのSA 事故時

組合せに対する許容限界
－

－

－

注2

として，柏崎刈羽 6 号炉
及び 7 号炉では，終局※2とする。

※1：許容応力度：安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度※2：終局：構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して安全余裕を持たせていること

添付 4 補足資料-2 に，Ss による地震力と組み合わせる荷重を，施設ごとに示す。
使用済み燃料プールを除く施設は，DB 事故時（長期）の荷重は，結果的に運転時と同じとなり，表 2 における「DB 事故時（長期）＋Sd」は地震力が大きい「運転時＋Ss」に包絡されることになる。使用済み燃料プールについては，「SA 事故時＋Ss」の条件を DB 設計
条件で包絡出来ないことから，「SA 事故時＋Ss」の組合せを実施することとする。
以上より，建物・構築物は，PCV，RPV 以外の機器・配管系と同様に扱うことが可能であり，全般施設に分類することができる。

79

添付 4 補足資料-1
SA 施設（建物・構築物）の SA 時の条件を踏まえた分類

SA 施設（建物・構築物）

復水貯蔵槽

5.2.1(2)b.
継続時間設定の分類※

分類の根拠

b

DB 設計では，常時作用している荷重（固定荷重，積載荷重，水圧）及び運
転時の温度荷重を考慮している。SA時においても，荷重条件は変わらない
ため，DB 条件を上回る荷重はない。
DB 設計では，常時作用している荷使用済燃料プール重（固定荷重，積載荷重，水圧），通常時においては運転時荷重(圧力，温度荷重，機器・配管系から作用する荷a(b)重)，異常時荷重（圧力，温度荷重，機器・配管系から作用する荷重）を考慮している。SA 時には，DB 条件とは異なる異常時荷重が作用する。
DB 設計では，常時作用している荷中央制御室遮蔽重（固定荷重，積載荷重）を考慮しbている。SA 時においても，荷重条件は変わらないため，DB 条件を上回る荷重はない。

中央制御室待避室遮蔽

中央制御室待避室遮蔽についてはc

DB 施設ではない。

海水貯留堰

DB 設計では，地盤内に埋設されスクリーン室ている構造物として，常時作用して取水路いる荷重（固定荷重，積載荷重，土補機冷却用海水取水路b圧，水圧）を考慮している。SA 時においても，地盤内で，DB 条件を上回るような事象は発生しないため，DB 条件を上回る荷重はない。

※ 5.2.1 項(2)b. 継続時間設定の分類
ａ．SA 条件が DB 条件を超える既設施設(a) 新設の SA 施設の運転によって，DB 条件を超える既設施設(b) SA による荷重・温度の影響によって DB 条件を超える既設施設
ｂ：SA 条件が DB 条件に包絡される既設施設
ｃ：DB 施設を兼ねない SA 施設80

添付 4 補足資料-2
建物・構築物において Ss による地震力と組み合わせる荷重は補足表 2-1 のとおりとなる。
補足表 2-1 SA 施設（建物・構築物）において地震力と組み合わせる荷重
ＤＢ事故

運転時

(長期)

ＳＡ事故時

組み合わせる地震力

Ss

Sd

Ss

許容限界

終局

終局

終局

固定荷重

固定荷重

固定荷重

積載荷重

積載荷重

積載荷重

水圧

水圧

水圧

通常時温度荷重DB 長期温度荷重

ＳＡ時温度荷重

固定荷重

固定荷重

固定荷重

積載荷重

積載荷重

積載荷重

水圧

水圧

水圧

運転時荷重

DB 長期荷重

ＳＡ時荷重

固定荷重

固定荷重

固定荷重

積載荷重

積載荷重

積載荷重

固定荷重

固定荷重

固定荷重

積載荷重

積載荷重

積載荷重

固定荷重

固定荷重

固定荷重

積載荷重

積載荷重

積載荷重

土圧・水圧

土圧・水圧

土圧・水圧

復水貯蔵槽

Ｓ
Ａ
施
設

使用済燃料プール

(

建
物
・
構
築
物

中央制御室遮蔽)中央制御室待避室遮蔽
海水貯留堰
スクリーン室取水路

補機冷却用海水取水路

JEAG4601-1987 では，熱応力の扱いとして，終局状態では「熱応力は考慮しない」と記載されており，原子炉格納容器底部でない基礎マットや使用済燃料貯蔵プールの解析例においても，地震時荷重と温度荷重は組み合わされていない（参考資料〔参考 5〕参照）。これを踏まえ，補足表 2-1 から温度荷重を消去すると使用済み燃料プールを除いた全ての荷重組合せケースにおいて，地震力と組み合わせる荷重は常時作用している荷重（固定荷重，積載荷重，土圧，水圧）のみとなるため，DB 事故時（Sd との組合せ）は運転時（Ss との組合せ）に包絡され，SA 事故時は運転時と同一となる。
一方，使用済み燃料プールについては，DB 設計条件とは異なる異常時荷重を考慮する必要があり，DB 条件では包絡できない荷重条件となるため，SA 事故時（Ss との組合せ）による検討を実施する。
81

5. 対象設備，事故シーケンス，荷重条件の網羅性について
ＳＡ荷重の組合せの検討においては，全ての対象設備，事故シーケンス，荷重条件等を網羅的に検討している。以下では，それぞれについて，その考え方を説明する。
（１）対象設備
今回のＳＡ荷重の組合せの検討においては，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備を対象とし，全ての対象施設を全般施設，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（以下，「ＰＣＶバウンダリ」という。），原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備（以下，「ＲＰＶバウンダリ」という。
）のいずれかに分類している。

82

（２）事故シーケンス
重大事故等対策の有効性を評価する事故シーケンスグループ等は，本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡ の結果を踏まえて，以下のとおり選定されている。ここには「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」及び，「運転停止中の原
子炉における重大事故に至るおそれがある事故」を挙げており，考慮すべき全ての事故
シーケンスグループ等を挙げている。
継続時間の検討に当たっては以下の全ての事故シーケンスグループ等から，ＤＢ条
件を超える事故シーケンスグループ等を抽出し，その条件を超える時間を継続時間として設定している。
また，地震と組合せるＳＡ荷重としては，全ての事故シーケンスグループ等における条件を包絡するよう設定している。

事故シーケンスグループ等「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋直流電源喪失
全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗
崩壊熱除去機能喪失
取水機能が喪失した場合
残留熱除去系が故障した場合
原子炉停止機能喪失
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却を使用する場合
代替循環冷却を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
水素燃焼
溶融炉心・コンクリート相互作用

83「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉冷却材の流出
反応度の誤投入
使用済燃料貯蔵プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉冷却材の流出
反応度の誤投入（３）設計条件
耐震評価における考慮すべき荷重条件と組合せは JEAG4601・補-1984 より，下表のとおり整理されており，地震荷重以外では，以下の荷重を考慮することとされている。
・自重(D)
・圧力による荷重(P)・機械的荷重（自重，地震による荷重を除く。）(M)
ＳＡ施設における上記の荷重と地震荷重の組合せを，下表のとおり整理する。ＤＢ 施
設で考慮する荷重（自重，圧力による荷重，機械的荷重）は全て考慮している。
施設分類
(ＳＡ)
(ＤＢ)

ＲＰＶ
バウンダリ

ＰＣＶ
バウンダリ

全般施設
炉心支持

重大事故等クラス 2 設備

構造物

クラス
1 設備

クラス
ＭＣ容器

クラス
2 設備

クラス
3 設備

クラス
4 配管

その他

Ｄ＋Ｐ＋Ｍ＋Ｓｄ

ⅢAS

ⅢAS

－

－

－

－

ⅢAS

Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋Ｓｄ

－

－

ⅢAS

ⅢAS

ⅢAS

ⅢAS

－

Ｄ＋ＰＬ＋ＭＬ＋Ｓｄ

ⅣAS

ⅢAS

－

－

－

－

ⅣAS

Ｄ＋Ｐ＋Ｍ＋Ｓｓ

ⅣAS

ⅣAS

－

－

－

－

ⅣAS

Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋Ｓｓ

－

－

ⅣAS

ⅣAS

ⅣAS

ⅣAS

－

Ｄ＋ＰＲＳＡ（Ｌ）＋Ｍ＋Ｓｄ

ⅤAS※2

－

－

－

－

－

Ｄ＋ＰＲＳＡ（ＬＬ）＋Ｍ＋Ｓｓ

ⅤAS※2

－

－

－

－

－

Ｄ＋ＰＰＳＡ＋Ｍ＋Ｓｄ

－

ⅤAS※2

－

－

－

－

Ｄ＋ＰＰＳＡ（ＬＬ）＋Ｍ＋Ｓｓ

－

ⅤAS※2

－

－

－

－

Ｄ＋(ＰＤ※1 又はＰＳＡの厳しい方)＋Ｍ＋Ｓｓ

－

－

ⅤAS※2

ⅤAS※2

ⅤAS※2

ⅤAS※2

荷重の組合せ

ＤＢ荷重
の組合せ

ＳＡ荷重
の組合せ

※１：ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設について考慮する。
※２：ⅤAS の許容限界は，ⅣAS と同じものを適用する。
84

ＳＡ施設
ではない

【記号の説明】
D：自重（JEAG4601・補-1984 では「死荷重」と記載）
P：地震と組合せるべき圧力荷重，又は最高使用圧力等
M：地震，死荷重以外で地震と組合せるべき機械荷重，又は設計機械荷重等
PL：ＬＯＣＡ直後を除いてその後に生じる圧力荷重
ML：ＬＯＣＡ直後を除いてその後に生じる死荷重及び地震荷重以外の機械荷重
PD：地震と組合すべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重
MD：地震と組合すべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた機械的荷重
PＰＳＡ：原子炉格納容器の重大事故発生後の最大圧力荷重
PＰＳＡ（ＬＬ）：原子炉格納容器の重大事故における長期的な（長期（ＬＬ））圧力荷重
PＲＳＡ（Ｌ）：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期的な（長期（Ｌ））圧力荷重
PＲＳＡ（ＬＬ）：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期的な（長期（ＬＬ））圧力
荷重
PＳＡ：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計圧力による荷重
Ｓｄ：弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる地震力，又は静的地震力
Ｓｓ：基準地震動Ｓｓにより定まる地震力
ⅣAS：JSME S NC1 の供用状態 D 相当の許容応力を基準として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態
ⅤAS：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力を基本として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態85

【JEAG4601・補-1984 における記載からの読み替え】
耐震クラスＡｓ，Ａ ⇒耐震クラスＳ
第１種 ⇒クラス 1
第２種 ⇒クラスＭＣ
第３種 ⇒クラス２
第４種 ⇒クラス３
第５種 ⇒クラス４Ｓ1 ⇒ＳｄＳ2 ⇒Ｓｓ86

6. 継続時間の検討における対象荷重の網羅性について（１）はじめにＳＡ施設は，ＳＡ施設としての機能要求を考慮した荷重条件により設計する。また，温度条件についても許容値の数値に影響を与える(温度が高くなると許容値が小さくなる場合がある)ことから，ＳＡ施設としての温度条件を設定する。
ＳＡ施設のうち，ＤＢ施設を兼ねるものについては，ＤＢ条件とＳＡ 条件の包絡関係
により，実際の設計では，以下のように扱うこととしている。
・ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ 設計条件を上回る場合
ＤＢ 設計条件とは別に，ＳＡ 設計条件を設ける。
・ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ 設計条件に包絡される場合（※）
ＳＡ 設計条件はＤＢ 設計条件で代表させる。
※「ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ 設計条件に包絡される」とは，耐震設計において考慮する全ての荷重および温度について，ＳＡ を考慮した条件がＤＢ 設計条件に包絡される場合を指す
以下では，ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設を対象に，ＳＡ荷重と地震荷重の組合せ検討において，検討対象とすべき荷重が網羅されていることを施設分類（全般施設，ＰＣＶ，
ＲＰＶ）毎に示す。
（２）継続時間の検討で対象とする条件（荷重・温度）の網羅性
ａ．全般施設【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
全般施設はＲＰＶ（現クラス 1 機器(JEAG4601 においては，第１種機器)）とＰＣＶ（現クラスＭＣ容器(JEAG4601 においては，第２種容器)）以外の施設となることから，ＤＢ施設としての設計では JEAG4601 に記載の「クラス 2,3,4(JEAG4601 においては第 3,4,5 種)」及び「その他」の組合せに基づくことになる。したがって全般施設は運転状態Ⅰ～Ⅲ※1 を考慮して設定した設計用荷重 PD，MD（以下，ＤＢ 設計荷重という）および温度条件と，Ｓｓとを組合せている。
このことから，ＳＡ施設としての設計においては，ＳＡ時の荷重がＤＢ 設計荷重を超える場合は，ＳＡ時の荷重を元に新たに設定した設計荷重（以下，ＳＡ 設計荷重という）とＳｓ を組合せる。また，ＳＡ時の荷重がＤＢ 設計荷重以下の場合は，ＤＢ 設
計荷重とＳｓとの組合せの評価で代表させる。温度条件についても同様に扱う。
※１：ＥＣＣＳ 等については運転状態Ⅳ(L)も含む。その理由は以下のとおり。
ＥＣＣＳ 等については，JEAG4601・補-1984 において，運転状態Ⅳ(L)に対す
る許容応力状態がⅠA*と定められており，ⅠA*の定義としては，「ＥＣＣＳ 等のよ
うに運転状態Ⅳ(L)が設計条件となっているものに対する許容応力状態で許容応
87

力状態ⅠA に準ずる。
」とされている。
つまり，ＥＣＣＳ 等については，運転状態Ⅰ～Ⅲだけでなく，運転状態Ⅳ(L)も設計条件となっており，運転状態Ⅰ～Ⅳ(L)を考慮してＤＢ 設計条件（荷重・温度）を設定している。
なお，JEAG4601 においては荷重の組合せの考え方は，運転状態Ⅰ～ⅢとＳｓ を，運転状態Ⅳ(L)とＳｄ を組合せることとなっているが，実設計においては，設計用荷重である PD，MD を用いて設計を行うことから，運転状態Ⅰ～Ⅳ(L)を包絡するよ
うに PD，MD を設定し，それらとＳｓ を組合せている。
ここで，旧指針においては，耐震Ａｓ，Ａ，Ｂ，Ｃクラスというクラス分類がなされていたことから，耐震Ａクラスの設備においては，Ｓ２との組合せは実施せず，
Ｓ１ との組合せにより設計がなされていた。一方，現在の規制基準においては，耐震ＡＳＡクラスを統合して，耐震Ｓクラスとし，Ｓｓ，Ｓｄ 双方との組合せで設計することとなっていることから，上述のとおり，PD，MD とＳｓ の組合せを実施することになる。
【継続時間の検討における対象条件の網羅性】
ＤＢ 設計においてＳｓ，Ｓｄ との組合せを行う荷重，温度条件は，「ＤＢ 設計荷重・温度」の一種類であるため，継続時間としてこの条件を超える時間を検討している。
添付 6.1 表 全般施設の荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度条件
Ｓｓ

Ｓｄ

ＤＢ荷重・温度

ＤＢ設計荷重・温度

ＤＢ設計荷重・温度

ＳＡ荷重・温度(ＤＢ設計荷重・温度＜ＳＡ時荷重の場合)－

ＳＡ・短期荷重・温度，ＳＡ長期荷重・温度の厳しい方(ＤＢ設計荷重・温度≧ＳＡ時荷重・温度の場
合)ＤＢ設計荷重・温度88ｂ．ＰＣＶ【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
ＤＢ設計での組合せでは JEAG4601 に記載のとおり，運転状態Ⅰ～Ⅲの荷重はＳｓと組合せ，また運転状態Ⅳ(L)の荷重はＳｄ と組合せている。
ここで，ＰＣＶの運転状態Ⅰ～Ⅲの荷重・温度は通常運転状態と同じ，また，運転状態
Ⅳ(L) （ＬＯＣＡ後長期間経過した状態）の荷重・温度は，運転状態 I～Ⅲの条件よりも厳しい条件となっていることから，ＤＢ 設計で考慮している荷重条件は次の 2 種類となる。
・運転状態Ⅰ～Ⅲを踏まえて設定した条件：通常運転時圧力・温度・運転状態Ⅳ(L)を踏まえて設定した条件 ：ＬＯＣＡ後の最大内圧・温度以上を踏まえ，ＰＣＶのＳＡ施設としての設計においては，組合せを検討する条件として，以下の 2 種類を設定し，それぞれの継続時間を考慮して実際の組合せを設定している。
•ＳＡ発生後の最大荷重・温度•ＳＡ後の長期(LL)における荷重・温度【継続時間の検討における対象条件の網羅性】
ＤＢ においては，以下の組合せに対する設計を行っている。
・ 通常運転時圧力＋Ｓｓ
・ ＬＯＣＡ後の最大内圧＋Ｓｄ
ＳＡにおける設計条件（組合せ）は，このＤＢ 設計条件への包絡性を踏まえ① ＳＡ後の長期(LL)荷重＋Ｓｓ→Ｓｓには，継続時間を考慮して長期(LL)荷重（2×10-1 年以降）を組合せる。
②

ＳＡ発生後の最大荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）＋Ｓｄ→Ｓｄには，継続時間を考慮して最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）を組合せる。
添付 6.2 表 ＰＣＶの荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度

ＤＢ荷重・温度Ｓｓ

Ｓｄ

通常運転時圧力・温度

ＬＯＣＡ後の最大内圧・温度
ＳＡ発生後最大荷重

ＳＡ荷重・温度

ＳＡ後の長期(LL)圧力・温度（有効性評価結果の最高圧力・
最高温度）

89

ｃ．ＲＰＶ【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
ＤＢ 設計での組合せでは JEAG4601 に記載のとおり，運転状態Ⅰ～Ⅲの荷重はＳｓと組合せ，また運転状態Ⅳ(L)の荷重はＳｄ と組合せている。
ここで，ＲＰＶの運転状態Ⅰ～Ⅲを踏まえて設定される圧力・温度は運転状態Ⅱ（全給水流量喪失又はタービントリップ）であり，これは運転状態Ⅳ(L)（ＬＯＣＡ後長期間経過した状態）の圧力・温度より高いため，実際の評価では「全給水流量喪失又はタービントリップ」による圧力・温度とＳｓ，Ｓｄ を組合せて評価している。
以上を踏まえ，ＲＰＶのＳＡ施設としての設計においては，組合せを検討する荷重として，ＳＡ後長期(L)荷重・温度を設定する。ＳＡにおける設計条件（組合せ）は，このＤ
Ｂ 設計条件への包絡性を踏まえＳＡ後の長期(LL)荷重とＳｓ，ＳＡ後の長期(L)荷重とＳｄを組合せる方針とする。
【継続時間の検討における対象条件の網羅性】
ＤＢ においては，以下の組合せに対する設計を行っている。
・全給水流量喪失又はタービントリップ＋Ｓｓ
・全給水流量喪失又はタービントリップ＋Ｓｄ
ＳＡにおける設計条件（組合せ）は，このＤＢ 設計条件への包絡性を踏まえ① ＳＡ後の長期(LL)荷重＋Ｓｓ→Ｓｓには，継続時間を考慮して長期(LL)荷重（2×10-1 年以降）を組合せる。
② ＳＡ後の長期(L)荷重（ＳＡ後の最高圧力・温度）＋Ｓｄ→Ｓｄには，継続時間を考慮して長期(L)荷重（10-2～2×10-1 年）を組合せる。
添付 6.3 表 ＲＰＶの荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度条件

ＤＢ荷重・温度

ＳＡ荷重・温度Ｓｓ

Ｓｄ「全給水流量喪失又はタービン「全給水流量喪失又はタービントリップ」による圧力・温度

トリップ」による圧力・温度

ＳＡ後の長期(LL)圧力・温度

ＳＡ後の長期(L)圧力・温度

90

（３）JEAG4601 のアプローチを用いた検討
本項では，ＤＢ設備における荷重の組合せ（JEAG4601）と今回の検討にて用いたＳＡ荷重の組合せの考え方を整理する。
ａ．JEAG4601 における荷重の組合せ検討のアプローチ①運転状態の発生確率を設定②地震の発生確率を設定③「運転状態の発生確率」，「地震の発生確率」，「継続時間」の積が 10-7/炉年になる継続時間を設定④10-7/炉年となる継続時間における荷重を，地震と組合せる条件とする
ｂ．今回の検討に用いたＳＡ荷重の組合せ検討のアプローチ①ＳＡ事象の発生確率を設定②地震の発生確率を設定③「ＳＡ事象の発生確率」，「地震の発生確率」，「継続時間」の積が 10-8/炉年になる継続時間を設定④10-8/炉年となる継続時間における荷重を，地震と組合せる条件とする
以上より，③，④で用いた組合せの判定基準は，今回のＳＡ荷重の組合せの検討（10-8/
炉年）の方が，JEAG4601 における荷重の組合せ検討（10-7/炉年）のアプローチよりも，保守的な条件となっている。
（４）まとめ
以上のとおり，各施設のＳＡ荷重と組合せの検討では，Ｓｓ，ＳｄとＳＡ荷重を適切に考慮しており，JEAG4601 における検討アプローチよりも保守的な条件となっている。

91

7. 荷重の組合せ表(1) 記号の説明
D

：死荷重

PD

：地震と組合すべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重

PPSA ：原子炉格納容器の重大事故発生後の最大圧力
PPSA(LL) ：原子炉格納容器の重大事故における長期圧力（長期（LL））
PRSA(L) ：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期圧力
PRSA(LL) ：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期圧力（長期（LL））
PＳＡ：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計圧力

M：地震及び死荷重以外で地震と組合すべきプラントの運転状態（冷却材喪失事故後の状態は除く）で設備に作用している機械的荷重（各運転状態における P 及び M については，安全側に設定された値（最高使用圧力，設計機械荷重等）を用いてもよ
い。
）

MD

：地震と組合すべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた機械的荷重

TD：設計基準対象施設の耐震設計上の設計温度

TＰSA ：原子炉格納容器の重大事故発生後の最大温度（最高使用温度を用いてもよい。）
TＰSA(LL) ：原子炉格納容器の重大事故における長期温度（最高使用温度を用いてもよい。
）
TＲSA(L) ：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期温度（最高使用温度を用いてもよい。
）
TＲSA(LL) ：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期温度（最高使用温度を用いてもよい。
）
TＳＡ：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計温度

Ta：重大事故における施設本体の温度，及び施設周囲の雰囲気温度を考慮して設定した
温度

Ｓｄ：弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる地震力又は静的地震力

Ｓｓ：基準地震動Ｓｓにより定まる地震力

ⅣAS ：JSME S NC1 の供用状態 D 相当の許容応力を基準として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態
ⅤAS ：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力を基本として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態

92

(2) 荷重の組合せ表
施設区分

原子炉格
納容器内
のＳＡ施
設

温度条件

許容応力状態

備考

※2

TＰＳＡ

ⅤAS

TＰＳＡ（ＬＬ）

ⅤAS※2

TＲＳＡ（Ｌ）

ⅤAS※2

TＲＳＡ（ＬL）

ⅤAS※2

Tａ

ⅤAS※2

Ta

ⅤAS※2

施設本体

D+(PD※1 又はPＳＡの厳しい方)+MD+Ｓｓ

TＤ※1 又はT ＳＡの厳し
い方

ⅤAS※2

検討項目
6.1

支持構造物

D+(PD※1 又はPＳＡの厳しい方)+MD+Ｓｓ

Tａ

ⅤAS※2

検討項目
6.4

施設本体

D+(PD※1 又はPＳＡの厳しい方)+MD+Ｓｓ

TＤ※1 又は
TＳＡ

ⅤAS※2

検討項目
6.1

支持構造物

D+(PD※1 又はPＳＡの厳しい方)+MD+Ｓｓ

Tａ

ⅤAS※2

検討項目
6.1

原子炉格納容器バウンダリを構成する設備(ＰＣＶバウンダリ)

原子炉冷却材
圧力バウンダ
リを構成する
設備(ＲＰＶバ
ウンダリ)

荷重の組合せD+P Ｐ Ｓ Ａ +M+ Ｓ
ｄ
D+PＰＳＡ（ＬＬ）+M+
ＳｓD+PＲＳＡ（Ｌ）+M+
Ｓｄ
D+PＲＳＡ（ＬＬ）+M+
ＳｓD+PＲＳＡ（Ｌ）+M+
Ｓｄ
D+PＲＳＡ（ＬＬ）+M+
Ｓｓ

施設本体

支持構造物

全般施設

原子炉格納容器外の全般施設※1 ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設について考慮する。
※2 ⅤAS の許容限界は，ⅣAS と同じものを適用する。

93

検討項目
6.2

検討項目
6.3

検討項目
6.4

8. 重大事故時の荷重条件の妥当性について（1） はじめに重大事故時の耐震評価においては，地震力と重大事故時の原子炉冷却材圧力バウン
ダリ(ＲＰＶ)及び原子炉格納容器(ＰＣＶ)にかかる圧力・温度を組合せる場合，耐震評
価に用いる圧力・温度は高い方が評価結果は厳しくなる。したがって，重大事故時の耐震評価における地震力と組合せる圧力・温度条件としては，有効性評価結果の中から事象発生時のＲＰＶ及びＰＣＶにかかる最高圧力及び最高温度を選定することとし，全ての事故シーケンスグループ等のうち，ＲＰＶ及びＰＣＶの圧力・温度が最も厳しくなるものを選定することとした。
選定した事故シーケンスグループ等の有効性評価では，不確かさの影響評価（別紙 1
参照）を行っており，解析コードにおける重要物理現象及び解析条件（初期条件，事故条件，機器条件）に対して，評価項目となるパラメータに与える不確かさの影響について評価している。
有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，現実的な条件を基本としつつ，原則，評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしており（別紙 2～別紙 4 参照），耐震評価に用いる
ＲＰＶ及びＰＣＶ圧力・温度条件として，有効性評価結果から得られる最高圧力・温度を用いることとした。
耐震評価に用いる重大事故時の地震力と組合せるＲＰＶ 及びＰＣＶの具体的な圧力・温度条件について，次項以降に示す。
（2） 耐震評価で用いるＲＰＶの圧力・温度について
ＲＰＶの圧力・温度が最高となる事故シーケンスは，有効性評価で考慮する全ての事
故シーケンスグループ等のうち，「原子炉停止機能喪失」であり，ATWS で考慮する運転中の異常な過渡変化のうち，過渡事象として主蒸気隔離弁の誤閉止の発生を仮定するとともに，原子炉自動停止機能が喪失する事象であり，緩和措置がとられない場合には，原子炉出力が維持されるため，原子炉圧力容器 が高温・高圧状態となる。
「原子炉停止機能喪失」の炉心損傷防止対策は，主として当該事故の発生防止のために代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）を備えており，プラント過渡事象が発生し，通常のスクラム機能が，電気的な故障により喪失した場合に，後備の手段として ARI を作動させることにより原子炉停止機能を確保することとなる。有効性評価では，この ARI の機能に期待せず，最も厳しい過渡事象として主蒸気隔離弁の閉止を条件とし，これによる原
子炉圧力上昇による反応度投入，また，主蒸気隔離弁の閉止に伴う給水過熱喪失による反応度投入を評価している。これに対し，原子炉出力を抑制するための代替冷却材再循
環ポンプ・トリップ機能，運転員による原子炉水位維持操作（自動減圧系の自動起動阻
94止含む）及びほう酸水注入系による原子炉未臨界操作により原子炉を未臨界へ移行させることとなる。
この事故シーケンスにおけるＳＡ発生後の原子炉圧力の最高値，原子炉冷却材温度の最高値を添付 8.1 表に示す。スクラムを前提とした他の事故シーケンスグループ等と比較し，最も早く原子炉圧力が上昇する事象である。
添付 8.1 表に示す原子炉停止機能喪失の有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，現実的な条件を基本としつつ，原則，評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしている。
また，不確かさの影響評価を行っており，添付 8.1 表に示す評価結果より高くなる。しかしながら，短期荷重の継続時間として考慮する時間設定として，事象発生後に低温停止状態に至る時間を包絡するものとしているため，結果として不確かさの重畳の影響はない。
「原子炉停止機能喪失」の過渡応答図を添付 8.1 図～8.2 図に示す。原子炉圧力は 10
秒以内に代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能による原子炉出力の低下により，耐震設計上の設計圧力である 8.38MPa[gage]を下回っている。また，冷却材温度も，原子炉圧力の上昇に伴う飽和蒸気温度の上昇により，耐震設計上の設計温度をわずかに超過するが，原子炉圧力の低下に伴い，同様に低下する傾向となる。長期的な観点では，事象発生後 10 秒以降，逃がし安全弁による原子炉圧力制御が行われ，原子炉圧力はほぼ一定で推移する。
事象発生後 11 分で運転員がほう酸注入系によるほう酸水の注入を開始することにより，原子炉出力は崩壊熱レベルまで速やかに低下する。その後，運転員が原子炉の減圧，除熱及び残留熱除去系による炉心冷却を行うことにより，低温停止状態に至る。
以上より，事象発生直後の圧力上昇以降，ＲＰＶの圧力・温度は，ＤＢ施設の耐震設計上の設計圧力・温度を十分に下回る。
添付 8.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリのＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
原子炉停止機能喪失

ＤＢ条件

最高圧力

約 8.92MPa[gage]

8.38MPa[gage]

最高温度

約 304℃

299℃

95

添付 8.1 図 原子炉停止機能喪失における中性子束の時間変化（事象発生から 40 分後まで）*:初期圧力 7.07MPa[gage]
添付 8.2 図 原子炉停止機能喪失における原子炉圧力, 原子炉水位（シュラウド外水位）の時間変化（事象発生から 40 分後まで）
96

（3）耐震評価で用いるＰＣＶの圧力・温度について
原子炉格納容器の圧力・温度条件が最も厳しくなるという点で，最高使用圧力・温度を超え，さらに継続期間の長い事故シーケンスグループ等を抽出することを目的に，事故発生後 10-2 年(約 3 日後)以内及び事象発生後 10-2 年(約 3 日後)の圧力・温度が最も高い事故シーケンスグループ等を抽出した結果，以下の事故シーケンスが挙げられる。
・雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)（代替循環冷却を使用する場合）
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）なお，有効性評価においては，いずれの事故シーケンスグループ等において，事象発
生後 10-2 年(約 3 日後)後前までに原子炉格納容器圧力逃がし装置等又は代替原子炉補機冷却系による除熱機能が確保され，10-2 年(約 3 日後)以降の原子炉格納容器圧力及び温度は低下傾向が維持されることから，10-2 年(約 3 日後)までの圧力・温度に基づき，
事故シーケンスグループ等を選定することは妥当である。
なお，「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は同じ事故シーケンスにより各格納容器破損モードの評価を行っている。これら格納容器破損モードを評価する際には，原子炉圧力容器破損に至るまで炉心損傷を進展させ，その後に生じうる格納容器破損モードに対する有効性を確認する必要があるため，解析の前提として，重大事故等対処設備として整備した原子炉への注水機能は使用しないとの前提で評価することで，各々の格納容器破損モードに対して厳しい条件となるよう保守的な条件設定を行っており，他の事故シーケンス等と比較して前提条件が異なる（本来は，高圧代替注
水系により炉心損傷回避が可能な事故シーケンス）。一方，原子炉格納容器に対する静的な過圧・過温に対する長期の頑健性を確認する上では，原子炉格納容器圧力及び温度は原子炉停止後の崩壊熱と除熱能力の関係が支配的な要素であることから，「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モードとして参照する事故シナリオとして，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）を代表シナリオとすることは，原子炉圧力容器破損後のシナリオも考慮していることと等しい。
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)（代替循環冷却を使用する場合）」及び「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・
過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」は，大破断ＬＯＣＡが発生し，流出した
原子炉冷却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，炉心損傷に伴うジルコニウム－水反応によって発生した非凝縮性ガスなどの蓄積により，原子炉格納容器の雰囲気圧力・温度が上昇することになる。
上記 2 つの事故シーケンスグループ等について，事故発生後のＰＣＶの最高圧力及び最高温度を添付 8.2 表に示す。添付 8.2 表に示すとおり，最高圧力及び最高温度は97

ほぼ同等であり，これら 2 つの事故シーケンスグループでの最高圧力・温度を，耐震評
価における重大事故時の地震力と組合せるＰＣＶの圧力・温度条件とする。
なお，上記の 2 つの事故シーケンスグループ等の有効性評価では，不確かさの影響評価を行っており，解析コードにおける重要物理現象及び解析条件（初期条件，事故条
件，機器条件）に対して，評価項目となるパラメータに与える不確かさの影響について評価している。
有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，現実的な条件を基本としつつ，原則，評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしており，また，解析条件や解析コードの不確かさについては，極端な条件設定とすることは現実的ではないと考えられる。しかしながら，耐震評価に用いるＰＣＶの圧力・温度条件には，格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレイ
流量が抑制できるなど，格納容器圧力逃がし装置の使用タイミングが遅くなる可能性があることから，ＳＡ発生後 10-2 年以上 2×10-1 年未満の期間として組合せる荷重は，
添付 8.2 表の事象発生後以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）をＳｄと組合せる。
上記の 2 つの事故シーケンスグループ等について，格納容器圧力・温度の解析結果を添付 8.3 図～8.6 図 に示す。添付 8.3 図～8.6 図より，ＳＡ発生後 10-2 年(約 3 日後)前までに，原子炉格納容器の最高圧力及び最高温度となり，10-2 年(約 3 日後)以降は，
原子炉格納容器圧力逃がし装置等又は代替原子炉補機冷却系による除熱機能の効果により，格納容器圧力及び温度は低下傾向が維持されていることが確認できる。
添付 8.2 表原子炉格納容器のＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）

格納容器過圧・過温破損（代替循
環冷却を使用しない場合）

最高圧力

約 0.60MPa[gage]

約 0.62MPa[gage]

最高温度

約 165℃※１

約 168℃※２

圧力（10-2 年）

約 0.36MPa[gage]

約 0.25MPa[gage]-2

温度（10 年）

※３

約 164℃

約 139℃※1：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）※2：原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）は 165℃であるが，保守的に最高温度は 0.62MPa の飽和温度とする※3：サプレッション・チェンバの最高温度98残留熱除去系配管破断による炉内蒸気の流入により，格納容器内圧力上昇
最大圧力 約 0.60MPa[gage]（約 12 時間後）

格
納
容
器
圧
力

約 22.5 時間後，代替循環冷却による格納容器スプレイ（連続運転）に切替えるため，圧力が低下

格納容器限界圧力 0.62MPa(MPa[gage])

再冠水後，代替格納容器スプレイ
間欠運転を開始

添付 8.3 図 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器圧力の推移

最高温度 約 207℃（壁面温度 約 144℃）（約 41 分後）
壁面最高温度 約 165℃（約 12 時間後）

格
納
容
器
気
相
部
温
度

再冠水後，代替格納容器スプレイの間欠運転を開始し，温度低下

格納容器限界温度 200℃

約 22.5 時間後，代替循環冷却による格納容器スプレイ（連続運転）に切替えるため，温度が低下(℃)

残留熱除去系配管破断による炉内蒸気流入により，格納容器内温度上昇

添付 8.4 図 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器温度（気相部）の推移

99

0.8
ドライウェル

格納容器ベント（約 38 時間）による圧力低下
最大圧力 約 0.62MPa[gage]

格
格
納
納
容
容
器
器
内
圧
圧
力
力

サプレッション・チェンバ0.6

格納容器限界圧力 0.62MPa

0.4

サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントにより，ドライウェルに比べて圧力低下が早い

代替格納容器
スプレイ作動に伴う圧力変化格納容器スプレイ
は原子炉注水（レベル 1～破断口
にて制御）以外で実施(MPa[gage])

0.2

残留熱除去系配管破断により炉内から流出する蒸気による格納容器内圧力上昇

0.0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

120

事故後の時間(ｈ)

132

144

156

168

JOB No.MA404K-7AE--AF86002

添付 8.5 図 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）における格納容器圧力の推移
300

壁面最高温度 165℃（約 12 時間後）

格
納
格
容
器
納
気
容
相
器
部
内
温
温
度
度
(℃)

ドライウェルサプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ作動により温度上昇が抑制

格納容器限界温度 200℃

200

100

格納容器ベント（約 38 時間）
による温度低下
残留熱除去系配管破断により炉内から流出する蒸気による温度上昇

0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

事故後の時間(ｈ)

120

132

144

156

168

JOB No.MA404K-7AE--AF86002

添付 8.6 図 格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）における格納容器温度（気相部）の推移（4） ＳＡ時の耐震評価で用いるＲＰＶ及びＰＣＶの圧力・温度条件について前述のとおり，重大事故等対処施設の耐震評価で用いるＲＰＶ及びＰＣＶの圧力・温度は高い方が耐震評価は厳しくなる。このため，耐震評価における重大事故時の地震力と組合せるＲＰＶ及びＰＣＶの圧力・温度条件については，有効性評価で考慮する全ての事故
シーケンスのうち，最も厳しくなる事故シーケンスの圧力及び温度を選定することとした。
100

耐震評価に用いる重大事故時の地震力と組合せるＲＰＶ及びＰＣＶの圧力・温度条件の考え方を添付 8.3 表に示す。
添付 8.3 表 重大事故等対処施設の耐震評価で用いる圧力及び温度条件の考え方
条件

事故シーケンスと条件設定の考え方

選定の考え方ＲＰＶ 圧力温度

原子炉停止機能喪失

原子炉熱出力，原子炉圧力，炉心流量，給水（全事故シーケンスの温度は，最確条件を使用するが，本事故シ

うち，原子炉圧力・温度

ーケンスの事象進展に最も影響の大きい，が最も厳しくなる事故

主蒸気隔離弁の誤閉止を過渡事象として選シーケンスを選定）定するとともに核データ（動的ボイド係数・
動的ドップラ係数）を反応度印加割合が大きくなるよう保守的な条件として設定している。

ＰＣＶ 圧力温度

格納容器過圧・過温破

格納容器空間部容積は設計値を，サプレッ

損

ション・プール水位，初期格納容器温度は，（全事故シーケンスの最確条件を使用するが，格納容器圧力・温うち，格納容器圧力・温度に対して最も影響の大きい条件である崩度が最も厳しくなる事

壊熱及び外部水源の温度については，保守

故シーケンスを選定）的な条件として設定している。

101

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価フロー
解析条件（操作条件）の不確かさ
解析コードにおける重要現象の不確かさ

訓練実績等

解析条件（操作条件）
比較

解析条件（初期条件，事故条
件及び機器条件）の不確かさ
6 因子に分解した要因分析※1

運転員等操作時間に与える影響※1 操作の不確かさの要因を以下の6 因子に分解して運転員等操作時間に与える影響を分析
・認知
・要員配置
・移動
・操作所要時間・他の並列操作有無
・操作の確実さ評価項目となるパラメータに与える影響

評価項目となるパラメータに対して余裕が大きくなる
方向か？※2

Yes
操作遅れ等を考慮した
時間余裕の把握
定性的な考察により影響を確認する

No

定量的な方法により影響が無いことを容易に判断できるか？※2

Yes

解析結果等を用いて，影響の程度を確認する

No

解析条件のうち操作条件か？

Yes

定性的な考察により影響を確認する

No

定量的な方法により影響が無いことを容易に判断
できるか？

No
No

感度解析により影響を確認

Yes

操作時間余裕は概ね１時間以上か？

Yes

解析結果等を用いて，影響の程度を確認する

操作開始時間の遅れを考慮した条件を設定し感度解析を実施※2 評価項目となるパラメータに対する影響評価の考え方
解析コードにおける重要現象の不確かさの場合① 真値が解析結果に包含されるもの⇒定性的に影響が無いことを確認

解析条件(初期条件，事故条件)の不確かさの場合※3① 最確条件 が解析条件に包含されるもの⇒定性的に影響が無いことを確認
解析条件

解析結果

タの最確条件には実測値(実績値)を，機器の最確条件には設計値を
用いる

最確条件
真値
② 真値が解析結果に包含されないもの⇒定量的に影響を確認又は感度解析にて影響を確認※3 プラントパラメー

解析条件(操作条件)の不確かさの場合①解析上の操作時間の余裕があるもの⇒定性的に影響が無いことを確認
解析上の操作時間

実際の操作時間② 最確条件が解析条件に対して正負の値を取るもの ②解析上の操作時間の余裕がないもの⇒厳しい側において定量的に影響を確認又は⇒定量的に影響を確認又は感度解析にて影響を確認
感度解析にて影響を確認

真値
実際の操作時間
最確条件

解析条件

解析結果
解析上の操作時間

102

別紙 2

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（1/5）
項目

炉心流量
主蒸気流量

主要解析条件プラント動特性：REDY
3,926MWt
7.07MPa[gage]
通常水位（セパレータスカート
下端から+119cm）
52.2×103t/h
7.64×103t/h

給水温度

215℃

燃料及び炉心9×9 燃料（A 型）（単一炉心）

核データ（動的ボイド係数）
核データ（動的ドップラ係数）
ドライウェル空間容積

サイクル末期の値の 1.25 倍
サイクル末期の値の 0.9 倍
7,350m3
空間部：5,960m3
液相部：3,580m3

解析コード
原子炉熱出力
原子炉圧力
原子炉水位

初
期
条
件
103

サプレッション・チェンバ容積
サプレッション・チェンバ・プ
ール水温
復水貯蔵槽水温
起因事象

事
故
条
件

安全機能等の喪失に対する仮定

条件設定の考え方－
定格原子炉熱出力として設定
定格原子炉圧力として設定
通常運転時の原子炉水位として設定
定格炉心流量として設定
定格主蒸気流量として設定
初期温度 215℃から主蒸気隔離弁閉に伴う給水加熱喪失の後，200 秒程度で 57℃まで低下し，その後は 57℃一定に設定
9×9 燃料（A 型）と 9×9 燃料（B 型）の熱水力的な特性はほぼ同等であることから，代表的に 9×9 燃料（A 型）を設定
サイクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることから，サイクル末期として設定
ドライウェル内体積の設計値（全体積から内部機器及び構造物の体積を除いた値）
ウェットウェル内体積の設計値（内部機器及び構造物の体積を除いた値）

35℃

通常運転時のサプレッション・チェンバ・プール水温の上限値として設定

32℃
主蒸気隔離弁の全弁閉止
原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能－
炉心への反応度印加の観点で厳しい過渡事象として設定

評価対象とする炉心の状態

平衡炉心のサイクル末期

外部電源

外部電源ありバックアップも含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定
サイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることを考慮して設定
外部電源が使用できる場合，再循環ポンプは事象発生と同時にトリップしないため，原子炉出力が高く維持されることから，格納容器圧力及びサプレッション・
チェンバ・プール水温上昇の観点で事象進展が厳しくなることを考慮して設定

主要解析条件（原子炉停止機能喪失)（2/5）
項目
原子炉スクラム信号
主蒸気隔離弁の閉止に要する時間

原子炉圧力高設定点
ドライウェル圧力高設定点

主蒸気隔離弁閉
3秒
再循環ポンプが，原子炉圧力高（7.48MPa[gage]）で 4 台，原子炉水位低（レベル 2）で残りの 6 台がトリップ
7.48MPa[gage]
13.7kPa[gage]

原子炉水位低（レベル 2）設定点

セパレータスカート下端から-58cm

原子炉水位低（レベル 1.5）設定点

セパレータスカート下端から-203cm

原子炉水位低（レベル 1）設定点

セパレータスカート下端から-287cm

再循環ポンプ・トリップの作動遅
れ時間

0.2 秒

代替冷却材再循環ポンプ・トリッ
プ機能

104

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

主要解析条件

原子炉再循環流量制御系

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の動作設定値

自動運転モード
高速ランバック機能には使用できな
いものと仮定する
逃がし弁機能7.51MPa[gage]×1 個, 363t/h/個
7.58MPa[gage]×1 個, 367t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個, 370t/h/個
7.72MPa[gage]×4 個, 373t/h/個
7.79MPa[gage]×4 個, 377t/h/個
7.86MPa[gage]×4 個, 380t/h/個

条件設定の考え方－
設計上の下限値（最も短い時間）として設定
原子炉冷却材再循環系のインターロックとして設定
再循環ポンプ 4 台トリップの設計値
非常用炉心冷却系ポンプの起動信号等の設計値
再循環ポンプ 6 台トリップ等の設計値（セパレータスカート下端は原子炉圧力容器底部から+1223cm）
高圧炉心注水系起動信号等の設計値（セパレータスカート下端は原子炉圧力容器底部から+1223cm）
自動減圧系起動信号等の設計値（セパレータスカート下端は原子炉圧力容器底部から+1223cm）－－

逃がし安全弁の逃がし弁機能の設計値として設定

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3/5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方
原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

8.0

原子炉隔離時冷却系ポンプによ
る注水特性

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

流量（m 3 /h）

高圧炉心注水系

・原子炉水位低（レベル 1.5）又はドライウェル
圧力高信号（13.7kPa[gage]）によって自動起動・注水遅れ時間 24 秒（設計値の 37 秒から D/G の起動遅れ 13 秒を除いた値）
・注水流量 182～727m3/h（8.12～0.69MPa[dif]において）

高圧炉心注水系の設計値として設定
10.0

8.0

原子炉圧力（MPa[dif]）

105

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

10.0

原子炉圧力（MPa[dif]）

原子炉隔離時冷却系

・原子炉水位低（レベル 2）又はドライウェル圧
力高信号（13.7kPa[gage]）によって自動起動
・注水遅れ時間 30 秒
・注水流量 182m3/h（8.12～1.03MPa[dif]において）

高圧炉心注水系ポンプ 1 台による注水特性

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

流量（m3 /h）

ほう酸水注入系

・注水流量 190 リットル/分・ほう酸濃度 13.4w%

ほう酸水注入系の設計値として設定

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プー
ル水冷却モード）

・熱交換器 1 基あたり約 8MW（サプレッション・
チェンバのプール水温 52℃，海水温度 30℃において）残留熱除去系の設計値として設定

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（4/5）
項目

106

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
操
作
条
件

主要解析条件

条件設定の考え方

自動減圧系の自動起動阻止操作

・自動減圧系の自動起動阻止操作に成功するものとし，自動減圧系は動作しない

・急速減圧による大量の冷水注入による反応度上昇防止を踏まえ，自動減圧系起動信号
発生後，逃がし安全弁の開放までの 30 秒の間に自動減圧系の自動起動阻止操作を設定

ほう酸水注入系運転操作

・原子炉スクラムの失敗を確認した後から 10分後に起動

・原子炉スクラムの失敗を確認した後から，運転員の操作余裕として 10 分を考慮した値

残留熱除去系（サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード）運転操作

・サプレッション・チェンバ・プール水温が49℃に到達した後から 10 分後に起動

・サプレッションプール水温高警報設定値（49℃）到達から，運転員の操作余裕として 10 分を考慮した値

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（5/5）
項目

主要解析条件・相関式

条件設定の考え方

解析コード

SCAT（ホットバンドル解析）－

最小限界出力比（MCPR）

1.22

通常運転時の MCPR の下限値

最大線出力密度（MLHGR）

44kW/m

通常運転時の MLHGR の上限値

BT 判定（時刻）GEXL 相関式－

BT 後の被覆管表面熱伝達率

修正 Dougall-Rohsenow 式－

リウェット相関式

学会標準における相関式 2

－

別紙 3

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用する場合）（1／4）
項目
解析コード

条件設定の考え方

MAAP－

原子炉熱出力3,926MWt

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力

定格原子炉圧力として設定

炉心流量

7.07MPa[gage]
通常運転水位（セパレータスカート
下端から+119cm）
52,200t/h

燃料

9×9 燃料（A 型）－

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd/t

格納容器容積（ドライウェル）

7,350m3

サイクル末期の燃焼度のばらつきを考慮し，10％の保守性を考慮
ドライウェル内体積の設計値（全体積から内部機器
及び構造物の体積を除いた値）
ウェットウェル内体積の設計値（内部機器及び構造物の体積を除いた値）

原子炉水位

107

初
期
条
件

主要解析条件

格納容器容積（ウェットウェル）
真空破壊装置

空間部：5,960m3
液相部：3,580m3
3.43kPa（ドライウェル－サプレッション・
チェンバ間差圧）

通常運転時の原子炉水位として設定
定格流量として設定

真空破壊装置の設定値

サプレッション・チェンバ・プール水位

7.05m（NWL）

サプレッション・チェンバ・プール水温

35℃

格納容器圧力5.2kPa

通常運転時のサプレッション・チェンバ・プール水位として設定通常運転時のサプレッション・チェンバ・プール水
温の上限値として設定
通常運転時の格納容器圧力として設定

格納容器温度57℃

通常運転時の格納容器温度として設定

外部水源の温度

50℃（事象開始 12 時間以降は45℃，事象開始 24 時間以降は40℃）

復水移送ポンプ吐出温度を参考に設定

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用する場合）（2／4）
項目
起因事象

主要解析条件

条件設定の考え方

大破断 LOCA

原子炉圧力容器内の保有水量が厳しい箇所として残留熱除去系の吸込配管の破断

設定
全ての非常用ディーゼル発電機の機能喪失を想定

事
故
条
件

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失
高圧注水機能及び低圧注水機能喪失

し，設定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心注水系の機能喪失を，低圧注水機能として低圧注水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源が喪失するものとして設定

108

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用する場合）（3／4）
項目
原子炉スクラム信号

主要解析条件事象発生と同時に原子炉スクラム

条件設定の考え方
事象発生と同時に原子炉スクラムするものとして設定
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として

109

設定
1.0

低圧代替注水系（常設）

最大 300m3/h で注水，その後は炉心を冠水維持するよう注水0.8

原子炉圧力（MPa[dif]）

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

復水移送ポンプ
2 台による注水特性

0.6

0.4

0.2

0.0
0

代替格納容器スプレイ冷却系

140m3/h にてスプレイ

50

100

150
200
注水流量（m3/h）

250

300

350

格納容器温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定

循環流量は，全体で約 190m3/h とし，代替循環冷却

原子炉注水へ約 90m3/h，格納容器スプ 代替循環冷却の設計値として設定
レイへ約 100m3/h に流量を分配

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用する場合）（4／4）
項目

主要解析条件

常設代替交流電源設備からの受電及び

110

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
操
作
条
件

低圧代替注水系（常設）による原子炉 事象発生 70 分後
注水操作
代替格納容器スプレイ冷却系による原 炉心冠水後，格納容器温度が約 190℃到子炉格納容器冷却操作

達時

代替原子炉補機冷却系運転操作

事象発生 20 時間後

代替循環冷却による原子炉格納容器除熱操作

事象発生約 22.5 時間後

条件設定の考え方
全交流動力電源喪失時の訓練実績を踏まえて設定

格納容器限界温度到達防止を踏まえて設定

代替原子炉補機冷却系の準備期間を考慮して設
定代替原子炉補機冷却系の準備時間を考慮して設定別紙 4
主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用しない場合）
（1／4）
項目
解析コード

条件設定の考え方

MAAP－

原子炉熱出力3,926MWt

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力

7.07MPa[gage]
通常運転水位（セパレータスカート下端から+119cm）
52,200t/h

定格原子炉圧力として設定

原子炉停止後の崩壊熱

9×9 燃料（A 型）
ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd/t

格納容器容積（ドライウェル）

7,350m3－
サイクル末期の燃焼度のばらつきを考慮し，10％の保守性を考慮
ドライウェル内体積の設計値（全体積から内部機器
及び構造物の体積を除いた値）
ウェットウェル内体積の設計値（内部機器及び構造物の体積を除いた値）

原子炉水位
炉心流量
燃料

111

初
期
条
件

主要解析条件

格納容器容積（ウェットウェル）
真空破壊装置
サプレッション・チェンバ・プール水空間部：5,960m3
液相部：3,580m3
3.43kPa（ドライウェル－サプレッション・チ
ェンバ間差圧）

通常運転時の原子炉水位として設定
定格流量として設定

真空破壊装置の設定値

7.05m（NWL）

通常運転時のサプレッション・チェンバ・プール水位として設定35℃

通常運転時のサプレッション・チェンバ・プール水
温の上限値として設定

格納容器圧力5.2kPa

通常運転時の格納容器圧力として設定

格納容器温度57℃

通常運転時の格納容器温度として設定

外部水源の温度

50℃（事象開始 12 時間以降は 45℃，
事象開始 24 時間以降は 40℃）

復水移送ポンプ吐出温度を参考に設定

位
サプレッション・チェンバ・プール水温主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用しない場合）
（2／4）
項目
起因事象

主要解析条件

条件設定の考え方

大破断 LOCA

原子炉圧力容器内の保有水量が厳しい箇所として残留熱除去系の吸込配管の破断

設定
全ての非常用ディーゼル発電機の機能喪失を想定

事
故
条
件

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失
高圧注水機能及び低圧注水機能喪失

し，設定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心注水系の機能喪失を，低圧注水機能として低圧注水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源が喪失するものとして設定

112

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用しない場合）（3／4）
項目
原子炉スクラム信号

主要解析条件事象発生と同時に原子炉スクラム

条件設定の考え方
事象発生と同時に原子炉スクラムするものとして設定
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として
設定

113

1.0

低圧代替注水系（常設）

最大 300m3/h で注水，その後は炉心を冠水維持するよう注水0.8

原子炉圧力（MPa[dif]）

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

復水移送ポンプ
2 台による注水特性

0.6

0.4

0.2

0.0
0

代替格納容器スプレイ冷却系

140m3/h にてスプレイ

50

100

150
200
注水流量（m3/h）

250

300

350

格納容器温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定

格納容器圧力が 0.62MPa[gage]における最大排出流量 31.6kg/s に対して，
格納容器圧力逃がし装置等

原子炉格納容器二次隔離弁の中間開操
作（流路面積約 50%開）にて原子炉格
納容器除熱

格納容器圧力逃がし装置等の設定値として設定

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（代替循環冷却を使用しない場合）
（4／4）
項目

114

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
操
作
条
件

主要解析条件

常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉 事象発生 70 分後
注水操作
代替格納容器スプレイ冷却系による原 炉心冠水後，格納容器温度が約 190℃到子炉格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置等による原子炉格納容器除熱操作

達時

格納容器圧力が 0.62MPa[gage]接近時

条件設定の考え方
全交流動力電源喪失時の訓練実績を踏まえて設定

格納容器限界温度到達防止を踏まえて設定

格納容器限界圧力到達防止を踏まえて設定

9.ＡＢＷＲにおける運転状態Ⅴ(LL)の適切性について（１） はじめにＳＡ施設は，ＤＢを超え，ＳＡが発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから，運転状態として従来のⅠ～Ⅳに加え，ＳＡの発生している状態として運転状態
Ⅴを新たに定義している。さらに重大事故等の状態が設計基準事故を超える更に厳しい状態であることを踏まえ，事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態を運転状態
Ⅴ(S)とし，一連の過渡状態を除き，ある程度落ち着いた状態を長期的に荷重が作用している状態として運転状態Ⅴ(L)，Ⅴ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態を運転
状態Ⅴ(LL)として定義している。ここでは，ＡＢＷＲにおいて新たに定義した運転状態Ⅴ(LL)の適切性について示す。
（２）ＡＢＷＲにおける格納容器除熱評価
添付 9.1 表に格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用する場合）における格納容器圧力・温度の推移を示す。添付 9.1 表に示すとおり，事故後長期においても格納容器圧力は炉心損傷に伴い発生した非凝縮性ガスによる影響が支配的となる格納容器圧力まで低下可能であるものの，格納容器温度は後述（３）に示すＡＢＷＲの格納容器の特性により,海水温度を設計温度である 30℃とした場合には，格納容器温度はＤＢ耐震条件 35℃（通常運転状態）まで低下しない。
添付 9.1 表 格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用する場合）における格
納容器圧力・温度の推移
項目

代替循環冷却10-2 年後（3 日後）

代替循環冷却
ＤＢ耐震条件-1
2×10 年後（60 日後） （Ｓｓ）

ドライウェル圧力

約 0.36MPa[gage]

約 0.15MPa[gage]

サプレッション・
チェンバ圧力約 0.36MPa[gage]

約 0.14MPa[gage]

ドライウェル温度

約 128℃

約 54℃

サプレッション・
チェンバ気相温度

約 164℃

約 74℃

サプレッション・
プール水温度サプレッション・
プール水位

大気圧相当
（+14kPa）
57℃

35℃
約 149℃

約 68℃

約 11.4m

約 10.9m

HWL（7.1m）（海水温度は設計温度である 30℃を条件とする）

115

（３） ＡＢＷＲの格納容器の特性について(２)において，事故後長期においてもＡＢＷＲの格納容器温度は通常運転温度まで低下
しないことを示したが，これはＡＢＷＲの格納容器の特性に起因するものである。以下にＰ
ＷＲと比較した当社ＡＢＷＲの格納容器の特性を示す。
・ＡＢＷＲでは格納容器下部ドライウェルに熱の蓄積場所としてのサプレッション・プー
ルが存在しており,その水温はＰＣＶ評価において考慮されている。このような大規模なプールがないＰＷＲとは状況が異なる
・ＡＢＷＲではＥＣＣＳが機能喪失する前提では，原子炉への注水及び格納容器スプレイに外部水源（復水貯蔵槽）を使用する。これにより通常運転時よりサプレッション・プ
ール水位が高くなることから，これを荷重条件として考慮した場合の影響を確認する必要がある
上記より，ＡＢＷＲでは格納容器の特徴を踏まえ，ＰＷＲ(伊方３号)とは異なり運転状態
Ⅴ(LL)のような更に長期的に荷重が作用している状態を定義し，格納容器内の条件（温度，
圧力，水位上昇）による影響を確認する必要がある。
なお，長期安定状態におけるＡＢＷＲとＰＷＲ(伊方３号)の格納容器除熱手段は，添付
9.2 表であり，同等の除熱設備を有している。
添付 9.2 表 長期安定状態におけるＡＢＷＲとＰＷＲ（伊方３号）の格納容器除熱手段
ＡＢＷＲ
(ＫＫ６
／７)

ＰＷＲ
(伊方３)

残留熱除去系

格納容器ベント

残留熱除去系（代替原子炉補機冷却系） （格納容器圧力逃がし（原子炉補機冷却系）

代替循環冷却装置,代替格納容器圧（代替原子炉補機冷却系） 力逃がし装置）
余熱除去系（余熱除去冷却器）

格納容器スプレイ

仮設格納容器スプレイ再循 格納容器再循環ユニッ

再循環環（格納容器スプレ（余熱除去冷却器，使用済

イ冷却器）

燃料ピット冷却器）

トによる自然循環冷却（４）現実的な格納容器除熱評価
上記（２）（３）で述べたとおり, ＡＢＷＲの格納容器の特性により海水温度を設計値である 30℃として評価した場合には，格納容器温度をＤＢ耐震条件 35℃（通常運転状態）まで低下させることは難しいが，実測値に基づく海水温度を用いた場合の格納容器圧力・温度の推移を添付 9.3 表に示す。添付 9.3 表に示すとおり，事象開始後 7 日後から RHR1 系列による格納容器除熱を追加し，実測値に基づく海水温度を用いた場合には，格納容器温度をＤ
Ｂ耐震条件 35℃（通常運転状態）まで低下させることが可能となる。しかしながら，通常
116

運転時よりサプレッション・プール水位が高くなることから，安全性確保の観点からこれを荷重条件として考慮し，荷重組合せに運転状態Ⅴ(LL)の考え方を適用して影響を確認する。
添付 9.3 表 実測値に基づく海水温度を用いた場合の格納容器圧力・温度の推移
項目
海水温度 17℃※1

代替循環冷却
10 年後（3 日後）
海水温度 3℃※1

海水温度 33℃※1

ドライウェル圧力

約 0.31MPa[gage]

約 0.26MPa[gage]

約 0.38MPa[gage]

サプレッション・
チェンバ圧力約 0.31MPa[gage]

約 0.26MPa[gage]

約 0.38MPa[gage]

ドライウェル温度

約 118℃

約 106℃

約 130℃

約 157℃

約 150℃

約 164℃

約 143℃

約 136℃

約 151℃

約 11.3m

約 11.2m

約 11.4m-2

サプレッション・
チェンバ気相温度
サプレッション・
プール水温度サプレッション・
プール水位
項目

代替循環冷却
7 日後から RHR1 系列+代替循環冷却
2×10-1 年後（60 日後）
海水温度 17℃※1
海水温度 3℃※1
海水温度 33℃※1

ドライウェル圧力

約 0.12MPa[gage]

約 0.11MPa[gage]

約 0.13MPa[gage]

サプレッション・
チェンバ圧力約 0.10MPa[gage]

約 0.09MPa[gage]

約 0.12MPa[gage]

ドライウェル温度

約 30℃

約 27℃

約 45℃

約 40℃※2

約 28℃※2

約 54℃※2

約 30℃

約 16℃

約 45℃

約 10.6m

約 10.9m

約 10.6m

サプレッション・
チェンバ気相温度
サプレッション・
プール水温度サプレッション・
プール水位※1：海水温度は 10 年間の観測記録の平均値である約 17℃，最小値である約 3℃，最大値である
約 33℃を用いて評価している。
※2：有効性評価では RHR 系によるサプレッション・チェンバへのスプレイを模擬していないため，サプレッション・チェンバ気相温度はサプレッション・プール水温度より低下していないが，現実的な操作では，サプレッション・チェンバへのスプレイにて，サプレッション・プール水温度付近まで低下するものと考えられる。

117

(５) まとめ
ＡＢＷＲはその格納容器の特徴を踏まえ，ＰＷＲ(伊方３号)とは異なる運転状態Ⅴ(LL)のような更に長期的に荷重が作用している状態を定義する必要があり，ＳＡ時の運転状態
Ⅴ(LL)の格納容器内の条件（温度，圧力，水位上昇）による影響を確認することが適切であると考える。

118

10.荷重条件として組合せるシナリオの選定及びその荷重条件の保守性について（１）はじめに「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」について，格納容器過圧・過温破損シナリ
オ「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢＯ」を荷重条件として組合せるシナリオとして選定し,荷重条件を設定している。
ここでは，当該シナリオを荷重条件として組合せることの適切性及びその荷重条件の保守性について示す。
（２）荷重条件として組合せるシナリオの選定について「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」に対して，荷重条件は以下の二つのシナリ
オのうち,① 格納容器過圧・過温破損シナリオ「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢ
Ｏ」を荷重条件として組合せるシナリオとして選定している。
① 格納容器過圧・過温破損シナリオ：「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢＯ」② ＲＰＶ破損後の格納容器破損モードの評価シナリオ：「過渡事象+ＥＣＣＳ機能喪失+（ＳＡ炉心注水無し）」②のシナリオは,ＲＰＶ破損後の格納容器破損モードを評価するため，重大事故等防止対策による原子炉注水は実施しないものとして評価しており，本来は高圧代替注水系又は低圧代替注水系による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能なシナリオである。また，原子炉注水の失敗によって炉心損傷までは事象が進展する前提とし，これに①のシナリオ（格納容器過圧・過温破損シナリオ）同様に,ＳＢＯが重畳するものとした場合においても，事象発生から 70 分までに電源復旧及び低圧代替注水系による原子炉注水を開始することで，下部プレナムへのリロケーション※１を回避可能である。
また,炉心損傷頻度及び低圧代替注水系による下部プレナムへの炉心のリロケーション
回避の失敗確率と，荷重の組合せにおいて用いた考え方を適用すると，添付 10.1 表に示すとおり保守性を考慮しても 10-8/年未満となり,荷重の組合せの判断目安を下回る。
上記より,「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」に対して，荷重条件は格納容器
過圧・過温破損シナリオ「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢＯ」を選定することが適切である。
※1：内部事象レベル 1.5PRA において設定している IVR 失敗確率は，炉心が下部プレナ
ムへ移行した後からの原子炉注水による IVR に失敗する確率として設定したもの。

119

添付 10.1 表 ＲＰＶ破損発生と地震動が重畳する頻度
事故

RPV 破損の発生頻度

シーケンス

×

10-2 未満※2
過渡事象+ECCS 機能喪失+(SA 炉心
注水無し)

10-4/年※1
炉心損
傷頻度

地震動の

低圧代替注水系の発生確率

リロケーション
回避の失敗確率=

地震動が重畳する頻度

10-2/年※3
弾性設計用
地震動 Sd

注水による下部× プレナムへの炉心の ×

RPV 破損発生と又は=10-8/年未満

5×10-4/年※3
基準地震動
Ss

※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている
炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10-4/年とした。柏
崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の炉心損傷頻度は 10-4/年よりも十分に小さいものと評価しており，この値の使用は保守的と考える。
※2：事象発生後，低圧代替注水系により下部プレナムへの炉心のリロケーションを回避可
能な時間余裕のうちに，低圧代替注水系による原子炉注水の開始に失敗する確率。原
子炉減圧，電源復旧，低圧代替注水系運転等の失敗確率を組み合わせて算出。
※3：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率 S2，S1 の発生確率を Ss，Sd に読み換えた。
（３）荷重条件の保守性について
運転状態Ⅴ（L）,Ⅴ(LL)に用いる荷重条件は,本文 5.2.2(4) a.に示すように格納容器過圧・過温破損シナリオ「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢＯ」の有効性評価結果を用いることとしている。
運転状態Ⅴ（L）に用いる荷重条件は,本文 5.2.2(4) b.に示すように格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用しない場合）において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレイ流量が抑制できるなど，格納容器圧力逃がし装置の使用タイミングが遅くなる可能性があることから，事象発生後以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力約
0.62MPa・最高温度約 168℃）をＳｄと組合せることとしており,保守性を確保している。な
お,この荷重はＣＵＷボトムドレン配管破断シナリオ（約 0.45MPa）及びＰＲＶ破損後のシナリオ（約 0.48MPa）の 3 日後（10-2 年後）における荷重を包絡している。
運転状態Ⅴ(LL)に用いる荷重条件は,本文 5.2.2(4) b.に示すように除熱能力の観点から格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）を参照している。さらに有効性評
価では,格納容器圧力に対して厳しい条件となるよう,格納容器漏えい率は考慮しておらず,
添付 10.2 表に示すとおり運転状態Ⅴ（LL）のような長期間の圧力・温度挙動では,この格納120

容器漏えい率の考慮の有無の影響は大きく，十分な保守性を確保している。
添付 10.2 表 格納容器からの漏洩の有無による格納容器圧力・温度の差異

格納容器圧力

格納容器過圧・過温破損

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用する場合）（代替循環冷却を使用する場合）[格納容器漏えい率考慮無し][格納容器漏えい率考慮有り]

約 0.15MPa[gage]

約 0.05MPa[gage]

約 74℃※１

約 72℃※１-1（2×10 年後）
格納容器温度（2×10-1 年後）※1：サプレッション・チェンバの温度(４) まとめ
上記(２)，(３)より「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」について，格納容器過圧・過温破損シナリオ「大破断ＬＯＣＡ+ＥＣＣＳ機能喪失+ＳＢＯ」を荷重条件として組合せるシナリオとして選定することは適切であり,また,その荷重条件ついては保守性が確保されている。

121

参考資料〔参考１〕設置許可基準規則第 39 条及び解釈（抜粋）〔参考２〕設置許可基準規則第 4 条及び解釈〔参考３〕設置許可基準規則第 4 条解釈の別記 2（抜粋）〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）〔参考５〕JEAG4601（抜粋）〔参考６〕鉄筋コンクリート製原子炉格納容器 評価温度・圧力負荷後の耐震性〔参考７〕ＤＢ施設を兼ねる主なＳＡ施設等のＤＢＡ とＳＡの荷重条件の比較〔参考８〕「重大事故に至るおそれがある事故」に関する補足説明122

〔参考１〕設置許可基準規則第 39 条及び解釈（抜粋）123〔参考２〕設置許可基準規則第 4 条及び解釈124

〔参考３〕設置許可基準規則第 4 条解釈の別記２（抜粋）
（１／２）

125

〔参考３〕設置許可基準規則第 4 条解釈の別記２（抜粋）（２／２）

126〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）
（１／３）

127

〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）
（２／３）

128

〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）
（３／３）

129

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（１／７）(JEAG4601・補-1984 P.44,45)

130

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（２／７）(JEAG4601・補-1984 P.41)

131

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（３／７）(JEAG4601・補-1984 P.48)

132

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（４／７）(JEAG4601・補-1984 P.49)

133

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（５／７）(JEAG4601・補-1984 P.78,79)134

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（６／７）(JEAG4601-1987 P.377～378)

135

〔参考５〕JEAG4601（抜粋）（７／７）(JEAG4601-1987 P.427)

136

〔参考６〕鉄筋コンクリート製原子炉格納容器 評価温度・圧力負荷後の耐震性
1. 検討方針
5.2.3 において，ＰＣＶバウンダリに対する重大事故と地震の荷重条件についてＳＡ
後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地震力，ＳＡ後長期(L)に生じる荷重とＳｄによる地震力と組合せることとしているが，ここでは，鉄筋コンクリート製原子炉格納容器(以降ＲＣＣＶ)に対して保守的な条件として限界温度・圧力（200℃，2Pd）負荷による
ＲＣＣＶへの影響を確認するとともに，除荷後のＲＣＣＶの挙動を検討し，耐震性安全性への影響を評価する。
2. 検討結果
2.1 ＲＣＣＶ躯体の耐震性に与える影響
評価温度・圧力（200℃，2Pd）負荷の影響を確認すると共に，その影響を踏まえた原
子炉建屋の地震応答解析を実施し，評価温度・圧力負荷によるＲＣＣＶの耐震安全性への影響を確認する。
評価温度・圧力（200℃，2Pd）負荷時の影響検討の結果によれば，ＲＣＣＶを構成す
る鉄筋コンクリート部材（鉄筋及びコンクリート）について，局所的な要素を除いて降伏ひずみを下回っており，構造全体としては弾性範囲となっている。従って，温度及び圧力が抜けた段階では，ほぼ元の状態に戻るものと考えられる。
一方，コンクリートには，温度依存性があることから，ＲＣＣＶ内が高温環境となる
影響について考慮する必要がある。以下では高温環境を経験することが耐震安全性評
価に与える影響について検討する。
ＲＣＣＶ内部の温度を 200℃定常状態として，ＲＣＣＶ一般部の鉄筋コンクリート躯
体温度の断面平均を評価すると，概ね 110℃となる。その状態における，ＲＣＣＶ一般
部の躯体のコンクリートの強度・剛性について，『Eurocode』に基づき評価した結果を表-1 に示す。これより，コンクリートの強度低下は無視することができ，コンクリー
トの剛性低下のみを考慮すればよいことが分かる。
参考 6.1 表 高温環境時のコンクリートの強度・剛性
温度

20℃

100℃

200℃

110℃

解析

相当

設定値

コンクリ

ヤング係数比

1.0

0.63

0.43

0.61

0.6

ート

圧縮強度比

1.0

1.0

0.95

0.995

1.0

コンクリートの剛性低下は，高温環境で内部の水分が逸散することに起因しており，温度が低下したあともその影響は継続するものと考えられるため，ＲＣＣＶの一般躯
体部の剛性低下率は参考 6.1 表での評価結果を踏まえて 0.6 倍とし，ＲＣＣＶの剛性137

低下を考慮した地震応答解析を実施する。なお，本検討における地震応答解析は，基準
地震動Ｓｓ-1 の NS 方向を代表として実施するものとする。耐震壁の復元力特性についてもコンクリートの剛性低下を考慮したものとする。
基準地震動Ｓｓ-1 に対する NS 方向の地震応答解析結果を参考 6.1～6.4 図に示す。
なお，剛性低下の影響を確認するために基本ケース（剛性低下を考慮しないケース）の結果についても併せて図に示している。

基本ケース
剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

基本ケース

参考 6.1 図 最大応答加速度の比較

138

剛性低下ケース基本ケース
剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

参考 6.2 図 最大応答せん断力の比較
基本ケース
剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

参考 6.3 図 最大応答曲げモーメントの比較

139

基本ケース
剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

基本ケース

剛性低下ケース

参考 6.4 図 最大応答せん断ひずみの比較
これより，最大応答加速度については大きな差がないことが確認出来る。また，ＲＣ
ＣＶに生じる最大応答せん断力及び最大応答曲げモーメントは剛性低下ケースで基本
ケース（剛性低下非考慮）の 80%程度に低減されることから，ＲＣＣＶ躯体に作用する
地震荷重は基本ケースよりも低減されることが確認出来る。一方，外壁に生じるせん断
力及びモーメント，せん断ひずみは剛性低下ケース時に総じて大きくなるものの，最大応答せん断ひずみは許容値である 2000μ に対して十分余裕のある結果となっている。
以上より，評価温度・圧力負荷後の耐震性への影響として，ＲＣＣＶのコンクリート
剛性の低下が想定されるものの，ＲＣＣＶに作用する地震荷重は基本ケースよりも低減されることから，耐震安全性に与える影響は小さいと考えられる。

140

〔参考７〕ＤＢ施設を兼ねる主なＳＡ施設等のＤＢＡとＳＡの荷重条件の比較
ＤＢ条件
施設名称

ＳＡ条件

圧力（MPa）

温度（℃）

原子炉圧

Ｓｄ：8.37MPa

Ｓｄ：299

力容器

Ｓｓ：8.37MPa

Ｓｓ：299

－

原子炉圧
力容器支
持スカー
ト
原子炉圧

圧力
（MPa）

温度（℃）

Ｓｄ：0.93
以下
Ｓｓ：0.93以下

Ｓｄ：182
以下
Ｓｓ：182
以下

Ｓｄ：171

Ｓｄ：－

Ｓｄ：168

－

Ｓｓ：57

Ｓｓ：－

Ｓｓ：74

－

Ｓｄ：171

Ｓｄ：－

Ｓｄ：168

－

Ｓｓ：57

Ｓｓ：－

Ｓｓ：74

－

Ｓｄ：171

Ｓｄ：－

Ｓｄ：168

－

Ｓｓ：57

Ｓｓ：－

Ｓｓ：74

Ｓｄ：0.250MPa（Ｄ／Ｗ）
0.180MPa （ Ｓ ／Ｃ）(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｄ：
171℃(Ｄ／Ｗ)
104℃(Ｓ／Ｃ)(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｄ：0.36

Ｓｄ：168

Ｓｓ：-0.014MPa(通常運転)Ｓｓ：
171℃(D/W)
104℃(S/C)(通常運転)

Ｓｓ：0.15

Ｓｓ：74

Ｓｄ：0.250MPa(Ｄ／Ｗ)
0.180MPa(Ｓ／Ｃ)(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｄ：
171℃(Ｄ／Ｗ)
104℃(Ｓ／Ｃ)(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｄ：0.36

Ｓｄ：168

Ｓｓ：-0.014MPa(通常運転)Ｓｓ：
171℃（Ｄ／Ｗ）
104℃（Ｓ／Ｃ）

Ｓｓ：0.15

Ｓｓ：74

力容器基
礎ボルト
原子炉圧
力容器ス
タビライ
ザ

原子炉格
納容器

原子炉格
納容器配
管貫通部

141

備考

原子炉
格納容
器内雰
囲気温
度
原子炉
格納容
器内雰
囲気温
度
原子炉
格納容
器内雰
囲気温
度

ＤＢ条件
施設名称

原子炉格
納容器電
気配線貫
通部

ＳＡ条件

圧力（MPa）

温度（℃）

Ｓｄ：0.250MPa(Ｄ／Ｗ)
0.180MPa（Ｓ／Ｃ）(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｄ：
171℃(Ｄ／Ｗ)
104℃(Ｓ／Ｃ)(ＬＯＣＡ条件)

Ｓｓ：-0.014MPa(通常運転)

Ｓｄ：－
高圧炉心
注水系ポ
ンプ
Ｓｓ：－

Ｓｄ：－
残留熱除
去系ポン
プ
Ｓｓ：－

Ｓｓ：
171℃(Ｄ／Ｗ)
104℃(Ｓ／Ｃ)(通常運転)
Ｓｄ：100(ポンプ取付ボルト,原
動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,
原動機取付ボルト)Ｓｓ：100(ポンプ取付ボルト,原
動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,
原動機取付ボルト)
Ｓｄ：182(ポンプ取付ボルト,原
動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,
原動機取付ボルト)Ｓｓ：182(ポンプ取付ボルト,原
動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,
原動機取付ボル
ト)

142

圧力
（MPa）

温度（℃）

Ｓｄ：0.36

Ｓｄ：168Ｓｓ：0.15

Ｓｓ：74

Ｓｄ：－

Ｓｄ：－

Ｓｓ：－

Ｓｓ：113(ポンプ取付ボル
ト,原動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,原動機取
付ボルト)

Ｓｄ：－

Ｓｄ：－

Ｓｓ：－

Ｓｓ：137(ポンプ取付ボル
ト,原動機台取付ボルト)
66(基礎ボルト,原動機取
付ボルト)

備考

ＤＢ条件
施設名称

圧力（MPa）

温度（℃）

Ｓｄ：－

Ｓｄ：70(ポンプ取付ボルト)
50(基礎ボルト,
原動機取付ボルト)Ｓｓ：－

Ｓｓ：70(ポンプ取付ボルト)
50(基礎ボルト,
原動機取付ボルト)Ｓｓ：－

Ｓｓ：70(ポンプ取付ボルト)
50(基礎ボルト,原動機取付ボルト)

Ｓｄ：1.37

Ｓｄ：70

Ｓｄ：－

Ｓｄ：－

Ｓｓ：1.37

Ｓｓ：70

Ｓｓ：1.37

Ｓｓ：70

Ｓｄ：－

Ｓｄ：50(ポンプ取付ボルト,原動機台取付ボルト,
基礎ボルト,原動機取付ボルト)

Ｓｄ：－

Ｓｄ：－

Ｓｓ：－

Ｓｓ：50(ポンプ取付ボルト,原動機台取付ボルト,
基礎ボルト,原動機取付ボルト)Ｓｓ：－

Ｓｓ：50(ポンプ取付ボル
ト,原動機台取付ボルト,
基礎ボルト,
原動機取付ボ
ルト)

系ポンプ

系熱交換
器

（MPa）

温度（℃）

Ｓｄ：－

機冷却水

機冷却水

圧力

Ｓｄ：－

原子炉補

原子炉補

ＳＡ条件

原子炉補
機冷却海
水ポンプ

備考

＜補足事項＞
・本表において耐震評価に用いる温度，圧力を記載。ただし，SA 条件において原子炉格納容器雰囲気を記載している場合は DB 条件においても原子炉格納容器雰囲気における条件を記載。
・原子炉圧力容器は，胴板を代表して記載。

143

〔参考８〕「重大事故に至るおそれがある事故」に関する補足説明
１．
「重大事故に至るおそれがある事故」とは「重大事故に至るおそれがある事故」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物，
系統及び機器（＝耐震Ｓクラス施設）がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事象である。
２．耐震重要度分類の考え方
耐震クラスは以下のように定義されており，安全上重要な施設はＳクラスに分類される。耐震ＢＣクラス施設は，その機能が喪失したとしても，炉心の健全性に影響を及
ぼすおそれがないものとなる。
そのため耐震ＢＣクラス施設のみが損傷した状態では，重大事故に至るおそれがある事故ではなく DBA である。
Ｓクラス：地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，
当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいもの
B クラス：安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設C クラス：Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設
３．耐震ＢＣクラス施設の破損による影響について（１）地震ＰＲＡにおける耐震ＢＣクラス施設損傷の考慮について
地震ＰＲＡでは，耐震ＢＣクラス施設損傷による過渡事象として「外部電源喪失」を考慮している。また，耐震ＢＣクラス施設の損傷による安全機能への間接的影響を確認するとともに，さらにプラント・ウォークダウンにおいて重点的に確認する項目の一つとして確認しており，問題のないことを確認することとする。
（２）設計用荷重への影響
耐震ＢＣクラス施設が破損した場合であっても，耐震Ｓクラス施設である緩和系が健全であれば，炉心損傷に至ることはない。JEAG4601・補-1984 では，耐震Ｓクラス
施設破損により発生する事象を地震従属事象として整理し，地震との組合せを規定し144ている。この中で，耐震ＢＣクラス施設破損によるＤＢＡで考慮すべき荷重の影響は，「全給水流量喪失」「タービントリップ」で代表できるとして整理されている。なお，
タービントリップは主蒸気止め弁が閉鎖する事象であり，負荷の喪失事象におけるタービン蒸気加減弁閉鎖と同様事象であり，本プラントにおける過渡解析で評価している事象は「負荷の喪失」である。
４．
「重大事故に至るおそれがある事故」が地震独立事象であることについての考察
耐震Ｓクラス施設が健全であれば安全機能の喪失は起きず，炉心の著しい損傷に至ることはないので，何らかの要因で耐震Ｓクラス施設（重大事故等対処設備含む）が損傷した場合に「重大事故に至るおそれがある事故」が発生することとなる。ここで，確定論的には，耐震Ｓクラス施設（重大事故等対処設備含む）は Ss によって機能喪失す
ることはないことから，「重大事故に至るおそれがある事故」は Ss との独立事象となる。また，確定論的な扱いとは異なり，確率論的な考察では，耐震Ｓクラスである DB
施設又は Ss 機能維持である重大事故対処設備であっても，フラジリティーという考え方に基づけば，Ss 以下の地震により機能喪失に至る確率は少なからず存在する。このSs 以下の地震によって安全機能が喪失し，「重大事故に至るおそれがある事故」に至る
頻度は極めて小さく，Ss 規模の地震の発生と「重大事故に至るおそれがある事故」の重畳を考慮する必要はないと判断できる。
（補足）耐震ＢＣ クラス施設破損による荷重の影響
ＢＣクラス施設損傷による過渡における荷重に対する影響は，外部電源喪失による影響を含め，タービン側破損による主蒸気流量のしゃ断，給水流量の喪失，もしくは，電源系の機能喪失による原子炉給水ポンプ及び原子炉冷却材再循環ポンプの停止が外乱となる。設計基準における「運転時の異常な過渡変化」は，これらの機能が喪失又は誤動作するということを前提に評価を行っており，耐震 BC クラス施設破損による荷重の影響は，「運転時の異常な過渡変化」のうち「炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化」及び「原子炉冷却材圧
力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化」による荷重に包絡される。
このうち，以下の理由によりタービン側破損に伴う外乱は「負荷の喪失」で，給水ポンプの停止に伴う外乱は「全給水流量喪失」で，電源系の機能喪失に伴う外乱は「外部電源喪失」
で代表させることができる。
－「負荷の喪失」の過渡解析では，蒸気加減弁の急速閉鎖による圧力上昇に加えて，タービンバイパス弁の不作動を仮定している。このため，過渡解析における荷重に対するタービン側破損による外乱としては，厳しい組合せを想定していると言える。
－「全給水流量喪失」の過渡解析では，給水ポンプ停止による全ての給水流量の喪失を仮定している。
－「外部電源喪失」の過渡解析では，外部電源の喪失に伴う給水流量の喪失や炉心流量の145

低下を仮定している。
－「負荷の喪失」と「全給水流量喪失」及び「外部電源喪失」が同時に発生することを考慮した場合，「全給水流量喪失」は「外部電源喪失」で発生する事象であることから，「負荷の喪失」と「外部電源喪失」が同時に発生することを考慮すればよい。この場合，タービン蒸気加減弁の閉鎖により原子炉がスクラムすること及び給水流量の喪失や炉心流量の低下が生じることにより原子炉圧力の観点で「負荷の喪失」より厳しくならない。したがって，「負荷の喪失」「全給水流量喪失」「外部電源喪失」の荷重で包絡できる。

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