柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
指摘場所

審査-37

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
蓄電池の給電評価について，不確かさや自主対策
設備審査(14条 全交流電源喪失)で回答させていただきますへの対応を考慮しても，必要な負荷に供給可能であることを説明すること。

審査-38

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
鉛蓄電池の時間率等を考慮した詳細評価を説明す 設備審査(14条 全交流電源喪失)で回答させていただきます
ること

審査-39

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
補足説明資料「38.原子炉隔離時冷却系（RCIC）の運転継続及び原子炉減圧の判断につRCICの運転継続，最長運転時間，減圧の考え方， いて」参照
対策の優先順位等を含めて安定停止に向けての判断を体系的にまとめて説明すること。
(No.審査-107,113についても合わせて回答させていただきます)

審査-107自社
審査会合

2014/11/20

No.審査-39と合わせて回答させていただきます【取水機能喪失】TW(取水機RCICによる注水後，RCICを止めて減圧に移るタイミ
能喪失)
補足説明資料「38.原子炉隔離時冷却系（RCIC）の運転継続及び原子炉減圧の判断につングの妥当性について説明すること。
いて」参照

審査-113

他社
審査会合

2014/11/20【ＲＨＲ機能喪失】原子炉減圧の前に，ＲＣＩＣによる
TW(RHR機注水を出来るだけ長く行うという方針の考え方を説
能喪失)
明すること。

審査-40

自社
審査会合

2014/10/16

他社
審査-47
審査会合

2014/10/16

2014/10/16

種別

指摘内容

H27.9.8

No.

自社
審査-41
審査会合

開催年月日

資料1-1

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

No.審査-39と合わせて回答させていただきます
補足説明資料「38.原子炉隔離時冷却系（RCIC）の運転継続及び原子炉減圧の判断につ
いて」参照

TB

【TB】
2.3 全交流動力電源喪失
D/Gが動作していなかった場合に復旧対応を行う等 図2.3.2.6 全交流電源喪失(外部電源喪失＋DG喪失)時の作業と所要時間
現実的な対応での要員を見積もること。
参照

TB

補足説明資料「4.重大事故対策の成立性」【TB】
資料４－６ 格納容器ベント準備操作
ベント準備操作の要員は今までの経験を踏まえたも 参照のであるか再度整理すること。
(No.審査-47についても合わせて回答させていただきます。)

TB

No.審査-41と合わせて回答させていただきます。
【TB】
フィルタベント実施のため隔離弁を人力操作する場 補足説明資料「４．重大事故対策の成立性」
合を含めて要員が足りていることを説明すること
資料4-6 格納容器ベント準備操」
参照

自社
審査-42
審査会合

2014/10/16

TB

2.3 全交流動力電源喪失【TB】
・図2.3.2.5 全交流動力電源喪失時の対応手順の概要
直流の切離作業を詳細に説明し，フローチャート上 ・添付資料2.3.2.2 蓄電池による給電時間評価結果についてで示すこと。
図2.3.2.2-2 直流電源単線結線図(6号炉)
図2.3.2.2-4 直流電源単線結線図(7号炉)

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
シールリークの可能性があるか説明すること。

審査-43

補足説明資料「39.６／７号炉 原子炉冷却材再循環ポンプからのリークの有無について」参照(No.審査-78についても合わせて回答させていただきます。)
No.審査-43と合わせて回答させていただきます。

審査-78

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】再循環ポンプのリーク量を評価すること。

審査-44

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
考えられるS/Cの温度成層化の影響について適切に検討した上で今後説明すること。

TB

【TB】
各事故シーケンスグループにおける重大事故等対処設備の選定理由や考え方を説明すること。

他社
審査-45
審査会合

2014/10/16

補足説明資料「39.６／７号炉 原子炉冷却材再循環ポンプからのリークの有無について」参照「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第５部
MAAP）」「別添1(補足) 圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」の資料にてご説明済です。

2.3 全交流動力電源喪失の各事故シーケンスグループの「事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策」にシーケンス選定結果と見るべき対策(評価対象の選定とシナリオ設定)を追記。
(No.審査-67,69,84についても合わせて回答させていただきます)

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

審査-67

審査-69

指摘場所

他社
審査会合

他社
審査会合

開催年月日

2014/10/21

2014/10/21

種別

指摘内容

資料1-1
H27.9.8

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

TB

高圧代替注水系（高圧炉心スプレイ系）の考慮の有無については，不確かさ評価の一環で相違を見るの No.審査-45と合わせて回答させていただきます。
か，そもそも別の事故シーケンスとして評価を行うのか，ＰＲＡの結果を受けた代表シーケンスの選定の 2.3 全交流動力電源喪失際の議論も踏まえて，取扱いを再度整理した上で説 2.3.1 事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの相違とその扱いの整理明を行うこと。

TB

高圧代替注水系（高圧炉心スプレイ系）の位置づけ
No.審査-45と合わせて回答させていただきます。
が不明確であり，重要事故シーケンスとして何を選定したのか，最も厳しい条件が何なのか，明確と2.3 全交流動力電源喪失
なっていない。取扱いを再度整理した上で説明を行
2.3.1 事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの相違とその扱いの整理うこと。（【高圧注水・低圧注水機能喪失】の場合と同
様）

審査-84

他社
審査会合

2014/10/21

TB

No.審査-45と合わせて回答させていただきます。
【SBO】ＲＣＩＣ，直流電源ともに使えなかった場合の，作業の要員の動き，配置，人数等，具体的な根 2.3 全交流動力電源喪失
拠を踏まえて作業の成立性を説明すること。また解 2.3.3 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+RCIC失敗の場合
析結果への影響についても説明すること。
2.3.4 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+直流電源喪失の場合
参照

審査-46

他社
審査会合

2014/10/16

TB

1.重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方【TB】
1.9 参考資料
有効性の有無の判断基準として，限界温度・限界圧
付録2 原子炉格納容器限界温度・圧力に関する評価結果
力を用いることの妥当性を説明すること。
にて説明済み。

審査-48

他社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
対応手順のフロー図等に記載のある各設備名は統 審査資料全般において，許認可記載設備名称で記載を統一
一して記載すること。

審査-49

他社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
2.3 全交流動力電源喪失
手動によるに減圧の開始直後にフラッシングが発生
図2.3.2.9「原子炉水位(シュラウド内外水位)の推移」
しない理由について，関連パラメータの水位を示す
参照
等により説明すること。

審査-50

他社
審査会合

2014/10/16

TB

2.3 全交流動力電源喪失【TB】
・図2.3.2.5 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)時の対応手順の概要
有効性評価上，重大事故等対策に使用する設備に・表2.3.2.1 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)時における炉心損傷防止対策
ついては，漏れなく重大事故等対処設備の表に記参照
載するとともに，フロー図の中でも明確にしておくこと。
※他事故シーケンスについても，同様の変更を実施

審査-51

他社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
2.3 全交流動力電源喪失
FP追加放出量におけるI-131の評価条件で「先行炉 2.3.2.2 炉心損傷防止対策の有効性評価
等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値」とし (3)有効性評価(敷地境界外での実効線量の評価)の条件ていることを具体的に説明すること。
参照

審査-52

自社
審査会合

2014/10/16

TQUX【TQUX】
代替自動減圧回路等のロジック回路及び逃がし安
全弁機能に関する設備を詳細に説明すること。

審査-53

自社
審査会合

2014/10/16

TQUX【TQUX】
補足説明資料「9.原子炉の減圧操作について」参照
逃がし安全弁の作動数の考え方について説明すること。
(No.審査-98と合わせて回答させていただきます)

TQUX【TQUX】原子炉自動減圧インターロック機能について，インターロック阻止の仕組みを含めて，詳細を説No.審査-53と合わせて回答させていただきます。
明すること。（追加ロジックにＡＴＷＳ対応ロジック等，
今回の事故シーケンスに対する有効性評価には直補足説明資料「9.原子炉の減圧操作について」参照
接関係ないものが含まれている場合は，それを明示すること。）（設備側での説明時）

審査-98

他社
審査会合

2014/10/21

設備審査（46条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）にて回答させていただきます。

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

開催年月日

種別

指摘内容

資料1-1
H27.9.8

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

審査-54

自社
審査会合

2014/10/16

TQUX

高圧注水・減圧機能喪失の事故シーケンスにおける減圧操作は，運転員による操作でないため，不確かさは小さい。
【TQUX】
操作時間の遅れを考慮した有効性評価の感度解析 各操作に対する不確かさは，について今後示すこと。
2.2.高圧注水・減圧機能喪失
添付資料2.2.2 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧
機能喪失）を参照

審査-55

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
必要の要員評価における必要要員及び参集要員の保管場所・アクセスルートの審査会合（H27.8.18）において，ご説明済です。
表現を見直し，参集要員が事象発生時10時間以内に確実に参集できることを説明すること。

審査-56

自社
審査会合

2014/10/16

TB

【TB】
2.3 全交流動力電源喪失
ベントを停止している状態で注水しているにもかか
図2.3.2.21 サプレッション・チェンバ水位の推移
わらず，S/C水位が24時間以降低下している理由を参照
説明すること。

審査-57

他社
審査会合

2014/10/21

TB

重要事故シーケンスにおけるＲＣＩＣ喪失について，
当社は，内的運転時L1PRA，シーケンス選定，有効性評価「SBO」審査会合資料に明記し直流電源の枯渇により機能喪失するとの定義を明てあるため，対象外。
確にすること。

審査-58

他社
審査会合

2014/10/21

審査-59

他社
審査会合

2014/10/21

TB

サプレッションプール水位の挙動について示すこと。

審査-60

他社
審査会合

2014/10/21

TB

補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異
格納容器代替スプレイ系の運転開始及び停止操作について」参照の基準について，炉心損傷前後での判断の相違を踏まえて，全体的な考え方を示すこと。
(No.審査-114,115,119,123と合わせて回答させていただきます)

審査-114

自社審査会合【格納容器過圧・過温破損】
評価事故シーケンスにおける格納容器内の放射線 No.審査-60と合わせて回答させていただきます。
TW(取水機 量の値を具体的に説明すること。（算出の妥当性も2014/12/9
能喪失) 含む。）また，COMSの計測範囲の妥当性，時間遅 補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異
れの観点も含めて，SOPでの炉心損傷の判断の詳 について」参照
細を説明すること。

審査-115

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

審査-119他社
審査会合

2015/1/13

図2.4.2-3の事故シーケンスグループの作業時間と No.審査-60と合わせて回答させていただきます。
TW(取水機 所要時間におけるベント操作の判断に使用している
能喪失) 炉心損傷について，炉心損傷なのか燃料破損なの 補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異
か整理すること。
について」参照

審査-123

自社
審査会合

2015/1/15 中小LOCA

電源系及び機器冷却系の独立系を高めた高圧炉心TW(取水機
スプレイ系について，代替高圧注水系としての位置 当該設備は，浜岡原子力発電所の固有設備であることから，当社は対象外。
能喪失)
づけを説明すること。

2.3 全交流動力電源喪失
図2.3.2.21 サプレッション・チェンバ水位の推移参照※他事故シーケンスについても同様

No.審査-60と合わせて回答させていただきます。
炉心損傷の判断が１０００Ｋでは炉心損傷防止対策
を早期にあきらめることとなる。そもそも炉心損傷の補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異
定義が整合していないので整理して説明すること。
について」参照【LOCA時注水機能喪失】
No.審査-60と合わせて回答させていただきます。
主要解析条件のうち，代替格納容器スプレイ冷却系
による格納容器冷却の解析条件(0.18MPa)の根拠を 補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異
説明すること。
について」参照

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

審査-61

他社
審査会合

審査-62

開催年月日

資料1-1
H27.9.8

種別

指摘内容

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

2014/10/21

TB

原子炉減圧時の冷却率の制限－５５℃／ｈについて，重大事故時の取扱いを説明すること。

他社
審査会合

2014/10/21

TB

ＭＡＡＰ解析における格納容器代替スプレイ系の停止タイミング（サプレッションプール水位）の変更の理 浜岡原子力発電所の解析条件変更に対するご指摘であることから，当社は対象外。
由について，詳細に説明すること。

審査-63

他社
審査会合

2014/10/21

TB

格納容器フィルタベント系の運転開始時間について，格納容器フィルタベント系の設備の説明時と異なるため，両者の関係を整理すること。

審査-64

他社
審査会合

2014/10/21

TB

代替高圧注水系（高圧炉心スプレイ系）にて注水す 2.3 全交流動力電源喪失
る場合についても，格納容器圧力及び温度の変化 2.3.3 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋RCIC失敗の場合を示すこと。
図2.3.3.19,図2.3.3.20 参照

審査-65

他社
審査会合

2014/10/21

TB

発電所構内の西側保管場所における専用燃料タンクの設置について，重大事故等対処施設とする場
浜岡原子力発電所特有の燃料タンクの設置におけるご指摘のため，当社は対象外
合，外部火災評価において敷地内可燃物タンクとして考慮を行うこと。（外部火災説明時）

審査-66

他社
審査会合

2014/10/21

TB

原子炉水位の推移について，事象発生後７０分以降
補足説明資料「40.高圧・低圧注水機能喪失及びLOCA時注水機能喪失シナリオにおけるの運転員が監視できるシュラウド外水位の回復までシュラウド外水位の推移について」参照を示すこと。

審査-68

他社
審査会合

2014/10/21

TB

ダウンカマ部の入力データを実機に近いＲＥＤＹ相当に修正するとのことだが，上流側の解析コードとの当社では，左記修正は行っていないため対象外
データの授受の詳細について説明すること。（解析
コード説明時）

審査-71

他社
審査会合

2014/10/21

TB

ＰＲＡのミニマルカットセットや非信頼度評価に基づ H27.7.14, 16 審査会合資料：柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉 事故シーケンスグ
いて，機器故障や人的過誤に対して漏れなく対策が ループ及び重要事故シーケンス等の選定について 別紙4及び5参照
とられていることを説明すること。
（補足説明資料26,27に再掲）

審査-72

他社
審査会合

2014/10/21

TB

有効性評価に係る，実態と解析の違いを説明するこ
補足説明資料「41.逃がし安全弁に係る実態と解析の違い及びその影響について」参照
と。

審査-73

他社
審査会合

2014/10/21

TB「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第５部【SBO】Ｓ／Ｃ内の水相の温度成層化現象の影響に
MAAP）」参照
ついて，実際のＳ／Ｃ温度計の設置状況を踏まえて「別添1(補足) 圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」の資料にてご説明説明すること。
済です。

当社は，補足説明資料「9.原子炉の減圧操作について」に記載済であるため，対象外。

浜岡原子力発電所の格納容器フィルタベント系の運転開始時間に対するご指摘のため，当社は対象外。

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
開催年月日

種別

指摘内容

資料1-1

No.

指摘場所

審査-74

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】可搬型の機器を既存の系統（回路）に接続して使用することについて，互いに悪影響を及ぼさな設備審査（47,51,54,56,57条）で回答いたします。
いこと（排他性が確保されていること）を示した上で，弁操作の手順を示すこと。

審査-75

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】可搬型大容量送水ポンプについて，ポンプと海面との高低差等を考慮した上で，期待する機能が 当該設備は，女川原子力発電所の固有設備であることから，当社は対象外。
十分発揮できることを説明すること。

H27.9.8

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

他社
審査-76
審査会合

2014/10/21

TB

2.3 全交流動力電源喪失【SBO】ＲＣＩＣの自動起動の後，Ｓ／Ｃの水位が上が ・2.3.2.2 炉心損傷防止対策の有効性評価
るため，途中でＲＣＩＣの水源の切り替えに関する判 (4)有効性評価の結果
断が必要になると考えられるが，手順を整理して説 ・補足説明資料 「35.全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェンバ・プール水位につ明すること。
いて」
参照。

審査-77

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】代替高圧注水系は，今回クレジットをとるのか示すこと。

審査-79

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】復水貯蔵タンクが建屋の外にあるが，航空機衝突の時は期待できないので，対策を説明するこ 当社K6/7では，復水貯蔵槽は屋内に設置されている。このため，対象外。
と。

審査-81

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】解析においては，格納容器の最高使用温度
格納容器の最高使用温度を超えた場合は，限界温度（200℃）においての有効性を確認しを超えるが，有効性判断の考え方について説明するており，限界温度については，審査会合にて説明済み
こと。

審査-82

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】補機代替冷却系等の位置について，図の色
浜岡原子力発電所の審査資料に対するご指摘であることから，当社は対象外が識別できない。わかりやすく示すこと。

審査-83

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】代替高圧注水系の水源である復水貯蔵タン
クの耐震性について説明すること。その際，配管に設備審査（45条）または工事計画の審査で回答いたします
よる建屋貫通部や，地震時の相対変位も含めて機能への影響について説明すること。

審査-86

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】サプレッションプール圧力のＲＣＩＣ運転への影響について，タービントリップ保護インターロック， 当社解析では，原子炉隔離時冷却系が運転している期間に，格納容器圧力は保護イン
排気ラインのラプチャディスクの破壊設定圧力との ターロック設定値：0.34［MPa(gage)］まで上昇しないため，対象外。（最大0.31［MPa(gage)］
関係を含めて，詳細を説明すること。（設備側での説 までの上昇）
明時）

審査-87

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】事象発生初期の兆候ベースでの操作から，シナリオを推定しシナリオベースでの操作に移行す 補足説明資料「11. 運転操作手順書における重大事故対応について」参照
る際の判断について，説明すること。

審査-89

他社
審査会合

2014/10/21

TB

評価項目となる重要パラメータについては，解析の「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」の資料に内部モデルや入力による不確かさについても説明をてご説明済です。
行うこと。（解析コード説明時）

2.3 全交流動力電源喪失
2.3.3 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋RCIC失敗の場合
2.3.3.1（2）炉心損傷防止対策
参照

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

審査-96

他社
審査会合

審査-97

H27.9.8

種別

指摘内容

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

2014/10/21

TQUX【TQUX】減圧失敗について，タイムチャートとの関連を説明すること。

フローとタイムチャートについて，減圧に気づかないという人的過誤について，記載の不整合があったことによるご指摘であるため，当社は対象外

他社
審査会合

2014/10/21

TQUX【TQUX】減圧前に代替高圧注水系／高圧炉心スプ
2.2 高圧注水・減圧機能喪失
レイ系による原子炉注水が確立した場合における自図2.2.3 高圧注水・減圧機能喪失時の対応手順の概要
動減圧インターロックの解除について，対応手順の参照
フローへの反映を行うこと。

審査-101

他社
審査会合

2014/10/21

TQUX【TQUX】複数存在する原子炉水位計について，計
測箇所，計測範囲等の相違の説明を行うこと。

審査-102

他社
審査会合

2014/10/21

TB【SBO】ＲＣＩＣ自動起動失敗後，（Ｌ２信号がリセット 2.3 全交流動力電源喪失
できない場合に）高圧代替注水系を使用する際のＲ 図2.3.2.1～4 全交流動力電源喪失(外部電源喪失+DG喪失))時の重大事故等対処設備のＣＩＣの蒸気ラインの隔離等について，手順に示すこ 系統概要図(1/4～4/4)と。
参照

審査-103

他社
審査会合

2014/10/21

TB

2.3 全交流動力電源喪失【SBO】ＲＣＩＣと代替高圧注水系について，２４時間
2.3.2 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)の場合運転の可能性，両系統の同等性について説明する
2.3.3 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+RCIC失敗の場合こと。
参照

審査-109

自社
審査会合

開催年月日

資料1-1

補足説明資料「7.原子炉水位及びインターロック概要」参照

2.1 高圧・低圧注水機能喪失
2.1.4 必要な人員及び資源の評価【取水機能喪失】(2)必要な資源の評価
TW(取水機2014/11/20
可搬型設備の使用開始を保守的に12時間以降に設 a.水源能喪失)
定している考え方を説明すること。
参照※他事故シーケンスについても同様の変更を実施

審査-117

他社
審査会合

2.1 高圧・低圧注水機能喪失
2.1.2 炉心損傷防止対策の有効性評価
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率の推移に
TW(取水機
(3)有効性評価の結果
2015/1/13
ついて，高出力燃料集合体であることを明確にする
能喪失)
b.評価項目等こと。
参照※他事故シーケンスについても同様の変更を実施

審査-35

自社
審査会合

2014/10/16

TB【TB】S/Cの水質管理作業を行う場合，均質になる
3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)のフロー図に追記済み。
時間を考慮し，炉心損傷前から準備作業は発生す
図3.1.2.4，図3.1.3.4参照
ることはないのか説明すること。

自社
審査-108
審査会合

2.4 崩壊熱除去機能喪失【取水機能喪失】
2.4.1 取水機能が喪失した場合
TW(取水機2014/11/20
長期的な安定停止状態の説明に対応した系統図を 図2.4.1.4 崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合)時の重大事故等対策の概略系
能喪失)
加えること。
統図(4/4)
参照

自社
審査-125
審査会合【取水機能喪失】
取水機能喪失により全交流電源が喪失する前に， 補足説明資料「47.非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について(崩壊熱TW(取水機2014/11/20
非常用DGが一旦起動することが想定されている除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))」
能喪失)
が，このことが事象進展に与える影響について説明 参照
すること。

審査-126自社
審査会合

2014/11/20【取水機能喪失】
2.4 崩壊熱除去機能喪失
TW(取水機 事象進展におけるシュラウド外の水位について，炉 2.4.1 取水機能が喪失した場合能喪失) 心保有水量の減少に反して水位が上昇している理 図2.4.1.12 原子炉内保有水量の推移
由を説明すること。
参照

審査-127自社
審査会合

2014/11/20

2.4 崩壊熱除去機能喪失【取水機能喪失】TW(取水機
2.4.1 取水機能が喪失した場合
代替交流電源の準備完了から減圧開始までの時間
能喪失)
表2.4.1.2 主要解析条件(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))(5/5)
余裕の考え方について説明すること。
参照

6/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
種別

指摘内容

H27.9.8

No.

指摘場所

審査-128自社
審査会合

2014/11/20【取水機能喪失】補足説明資料「46.サプレッション・チェンバの水位上昇に係る構造的な耐性について」参TW(取水機
格納容器内の水位上昇をどこまで許容するかを示し 照
能喪失)
た上で，構造的な耐性について説明すること。
格納容器の耐震については，設備審査（耐震設計）にてご回答させていただきます

審査-129自社
審査会合

2014/11/20【取水機能喪失】TW(取水機下部ドライウェルにたまった水について，その後の能喪失)事故対処への影響について説明すること。

自社
審査-130
審査会合

開催年月日

資料1-1

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

補足説明資料「15.格納容器スプレイ時の下部ドライウェル水位上昇の影響について」参照【取水機能喪失】
高出カバンドルのボイド率(被覆管温度)と平均出力
TW(取水機補足説明資料「44.崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における平均出力燃2014/11/20
バンドルのボイド率(被覆管温度)の違い，及び平均能喪失)料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について」参照
出力バンドルで評価された被覆管最高温度の代表性について不確かさを考慮して説明すること。

【取水機能喪失】TW(取水機RCICの注水時の原子炉圧力降下の時間遅れにつ能喪失)いて説明すること。

2.4 崩壊熱除去機能喪失
2.4.1 取水機能が喪失した場合
図2.4.1.7 原子炉圧力の推移
参照

自社
審査会合

2014/11/20

審査-132

自社審査会合【取水機能喪失】
事象発生後4時間半で注水量を下げるのは炉心が 2.4 崩壊熱除去機能喪失
TW(取水機 冠水しているためとしているが，シュラウド内は冠水 2.4.1 取水機能が喪失した場合
2014/11/20
能喪失) しているものの，シュラウド外は冠水していない。運 図2.4.1.10 注水流量の推移
転員はどのように冠水を確認しているか説明するこ 参照と。

審査-133

自社
審査会合

2014/11/20

審査-131

審査-143

他社
審査会合

2014/11/20【取水機能喪失】TW(取水機
事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス
能喪失)の選定及び整理について見直すこと。

2.4 崩壊熱除去機能喪失
2.4.1.1 (1), (2) 及び 2.4.2.1 (1), (2) に追記(No.審査-143と合わせてご説明させて頂きます。)

TW(取水機 【取水機能喪失】事故シーケンスの選定について再No. 審査-133と合わせてご回答致します。
能喪失) 度整理すること。

自社
審査-135
審査会合【ＲＨＲ機能喪失】
外部電源がある場合，主蒸気隔離弁を手動閉止す 補足説明資料「43.有効性評価解析条件の見直しについて」参照
TW(RHR機 るまで，原子炉の圧力制御がどのように行われるこ2014/11/20
能喪失) とを想定しているか説明すること。(復水器に炉心で 解析条件の見直しにより，主蒸気隔離弁は即時閉とし，炉内で発生した崩壊熱が格納容生じたエネルギーが移行していくのであれば，解析 器内に蓄積されるよう見直した。
条件としての外部電源の有無の再検討が必要。)

審査-136

自社審査会合

2.4 崩壊熱除去機能喪失【ＲＨＲ機能喪失】
2.4.2 残留熱除去系が故障した場合
事象進展において，高出力燃料集合体のボイド率 図2.4.2.13 高出力燃料集合体のボイド率の推移
TW(RHR機2014/11/20
が大きく増加しているにもかかわらず，ドライアウト 参照
能喪失)が生じないとしているが，ドライアウト判定ロジックについて説明すること。（解析コードの説明時）
判定ロジックは解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデ
ント解析コードについて（第１部SAFER）」にて説明済み

審査-137自社
審査会合

2014/11/20【ＲＨＲ機能喪失】
2.4 崩壊熱除去機能喪失
TW(RHR機 格納容器温度について，ドライウェルが早い段階で 2.4.2 残留熱除去系が故障した場合能喪失) 上昇しているが，MAAPコードにおけるドライウェル 図2.4.2.16 格納容器気相部の温度の推移
クーラーの取り扱いについて説明すること。
参照

7/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
開催年月日

種別

指摘内容

資料1-1
H27.9.8

No.

指摘場所

審査-138自社
審査会合

2014/11/20

審査-139

自社審査会合

FV審査会合資料【ＲＨＲ機能喪失】「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）につい
アーリーベント開始判断について，炉心損傷がないて」TW(RHR機 ことの確認方法，炉心にリーク穴が開いたときの対
2014/11/20
参照能喪失) 処，ベント後に再度閉弁する必要性が生じた場合の補足説明資料「70.格納容器ベント操作について」に当該資料からの抜粋を実施。
作業環境，周辺の風向きなど，判断基準を網羅的に検討し説明すること。
(No.審査-144,145,168,178,183,186についても合わせて回答させていただきます。)

審査-144

他社
審査会合

2014/11/20

TW(RHR機 【ＲＨＲ機能喪失】
能喪失) SRV排気温度計について，詳細を説明すること。

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

補足説明資料「48.逃がし安全弁(SRV)出口温度計による炉心損傷の検知性について」参照島根原子力発電所の審査資料のタイムチャートにおいてベント準備操作がベントの前のTW(RHR機 【ＲＨＲ機能喪失】フィルタベント準備操作の見積もり
10分で実施することになっていたことに対するご指摘。
能喪失) 時間について，人力操作を含め示すこと。
当社は，余裕を持ったタイムチャートとなっているため，対象外。

No.審査-139と合わせて回答させていただきます他社
審査-145
審査会合

審査-168

自社審査会合【ＲＨＲ機能喪失】フィルタベントの準備をしている際TW(RHR機
2.4 崩壊熱除去機能喪失
2014/11/20に炉心損傷した場合等のベント判断について整理し能喪失)
2.4.2 残留熱除去系が故障した場合て説明すること。
図2.4.2.4 崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合)時の対応手順の概要
参照

2014/12/9

大LOCA

No.審査-139と合わせて回答させていただきます【格納容器過圧・過温破損】
フィルタベントの準備開始，ベント開始，停止の判断 FV審査会合資料
基準について，詳細に説明すること。特にフィルタベ 「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）についントの停止時については，注水，除熱を優先するこ て」とを定量的に示すこと。
参照
補足説明資料「70.格納容器ベント操作について」に当該資料からの抜粋を実施。

No.審査-139と合わせて回答させていただきます
審査-178

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

FV審査会合資料
フィルタベントの準備開始，ベント開始，停止の判断「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）につい
基準について詳細に説明すること。
て」参照
補足説明資料「70.格納容器ベント操作について」に当該資料からの抜粋を実施。
No.審査-139と合わせて回答させていただきます他社
審査-183審査会合

2.4 崩壊熱除去機能喪失【ＲＨＲ機能喪失】フィルタベントの操作に要する時間 2.4.2 残留熱除去系が故障した場合
TW(RHR機2015/1/13
について，ライン作成，現場作業等を考慮して整理 ・図2.4.2.6 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の作業と所要時間
能喪失)
すること。
補足説明資料「4.重大事故対策の成立性」
資料4-6 格納容器ベント準備操作
参照
No.審査-139と合わせて回答させていただきます

審査-186他社
審査会合

2015/1/13

TW(RHR機 【ＲＨＲ機能喪失】早期ベント実施前に必要とされる能喪失) 確認事項（動作確認等）を整理すること。

審査-146他社
審査会合

2014/11/20

TW(RHR機 【ＲＨＲ機能喪失】炉水位が不明な状態での原子炉能喪失) 満水操作について，詳細操作を説明すること。

審査-148自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

FV審査会合資料「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について」参照
補足説明資料「70.格納容器ベント操作について」に当該資料からの抜粋を実施。

補足説明資料「49.原子炉満水操作の概要について」参照(No.審査-148についても合わせて回答させていただきます。)

No.審査-146と合わせて回答させていただきます【格納容器過圧・過温破損】
有効性評価上，期待しない作業であっても，状況に 3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)のタイムチャートに記載
寄らず実施するもの（格納容器頂部注水系）につい 済み。
ては，必要人員の評価を実施すること。
図3.1.2.5，図3.1.3.5
参照

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
指摘場所

審査-140他社
審査会合

2014/11/20

当社解析では，非常用D/Gは事象発生とともに停止することとしているため，対象外。
【取水機能喪失】冷却が喪失した非常用ディーゼル
TW(取水機
非常用D/G運転継続の影響は，補足説明資料「47.非常用ディーゼル発電機が起動成功
発電機の手動停止が事象発生の20分後で問題ない
能喪失)
した場合の影響について(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))」ことを説明すること。
参照

審査-141

他社
審査会合

2014/11/20

TW(取水機 【取水機能喪失】大型送水ポンプ車の台数を説明す 島根原子力発電所の固有の設備である移動式代替熱交換設備の大型送水ポンプにおけ能喪失) ること。
るご指摘のため，対象外

審査-147

他社
審査会合

種別

指摘内容

H27.9.8

No.

他社
審査-142
審査会合

開催年月日

資料1-1

TW(取水機 【取水機能喪失】直流電源喪失した場合の対応につ2014/11/20
能喪失) いて説明すること。

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

全交流動力電源喪失の事故シーケンスのTBDにて，直流電源を喪失した場合については説明済みです。
2.3 全交流動力電源喪失
2.3.4 全交流動力電源喪失＋直流電源喪失の場合参照

2014/11/20

2.4 崩壊熱除去機能喪失【ＲＨＲ機能喪失】炉心冷却材に関連する初期条件 2.4.2 残留熱除去系が故障した場合
TW(RHR機（炉心入口温度や入口サブクール）について説明す 表2.4.2.2 主要解析条件(崩壊熱除去機能(残留熱除去系が故障した場合))(1/5)
能喪失)
ること。
※他事故シーケンスについても，同様の変更を実施

審査-149自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)【格納容器過圧・過温破損】
3.1.2 代替循環冷却を使用する場合
サプレッションプール水のpH制御の目的を説明する 3.1.2.1 格納容器破損防止対策とともに，今回の有効性評価にpH制御の影響が反 参照
映されているかどうか説明すること。
PH制御については，有効性評価上考慮されていない。

審査-150自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
サプレッションプール水のpH制御設備について，仕設備審査（代替循環冷却）にて，ご回答させていただきます様を明確にするとともに，pH制御剤を注入すること
による炉内構造物への影響を明確にすること。

審査-151

自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
補足説明資料「64.非凝縮性ガスの影響について」参照
炉心における金属・水反応など，水素の発生量の評
価について説明すること。
(No.審査-152,205と合わせて回答させていただきます）

審査-152

自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
非凝縮性ガスによる評価の包絡性を説明すること。

他社
審査会合

2015/1/20

審査-205

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】格納容器過圧に対する非凝縮性ガスの影響を説明すること。

No.審査-151と合わせて回答させていただきます。
補足説明資料「64.非凝縮性ガスの影響について」参照

No.審査-151と合わせて回答させていただきます。
補足説明資料「64.非凝縮性ガスの影響について」参照

9/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

自社
審査-153
審査会合

自社
審査-154審査会合

開催年月日

2014/12/9

2014/12/9

種別

指摘内容

大LOCA

【格納容器過圧・過温破損】
3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
Cs-137の放出評価において，炉内内蔵量の評価の 添付資料3.1.3.1
前提条件を明確化すること。（MAAPでCs放出割合 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)時において代替循環冷却をを得ていること，ORIGENでCs-137の炉内内蔵量を 使用しない場合におけるCs-137放出量評価について計算していること。）
参照

大LOCA

設備審査（57条）にて回答させていただきます。
【格納容器過圧・過温破損】（設計基準対処設備の母線を介さずに復水移送系に電源供給できるよう電源構成を見直復水移送系については，設計基準対処設備の母線し済）と共有しており，基準要求を満たしていないので，電5/28審査会合資料「復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について」参照
源構成を見直すこと。

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
復水移送系は，低圧代替注水，代替格納容器スプ
レイ，格納容器下部注水系の機能を持っているが， 補足説明資料「66.MUWCの機能分散について」参照
適切に切替が可能か，機能を分散させる必要性はないか，説明すること。

自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
D/Wクーラーの有効性について，別途，説明すること。（ベントを遅らせるという観点で。）

補足説明資料「65. ドライウェルクーラの使用を仮定した場合の格納容器除熱効果について」参照

自社
審査-157
審査会合

2014/12/9

大LOCA

補足説明資料「62.放射線防護具類着用の判断について」【格納容器過圧・過温破損】
補足説明資料「63.放射線環境下における作業の成立性」
作業にあたっての防護具の着用判断を示すととも参照に，屋外作業等における放射線環境の根拠を適切に検討すること。
(No.審査-169,206についても合わせて回答させていただきます)

審査-169自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
No.審査-157と合わせて回答させていただきます
作業の成立性において，放射線環境下の作業における線量評価について，説明すること。
補足説明資料「63.放射線環境下における作業の成立性」参照

審査-206他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】ベントしてから１０時間
たった後でもベントからの放出により現場での作業に影響しないか説明すること。

自社
審査会合

2014/12/9

審査-158

H27.9.8

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

自社
審査-155
審査会合

審査-156

資料1-1

大LOCA

【格納容器過圧・過温破損】
評価項目における総放出量の計算において，格納容器からの直接的な漏えいを見込む必要がないことを詳細に説明すること。

No.審査-157と合わせて回答させていただきます。
補足説明資料「63.放射線環境下における作業成立性について」参照

補足説明資料「61.原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について」 参照

10/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
指摘場所

審査-159自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

3.1雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)【格納容器過圧・過温破損】
添付資料3.1.2.2
炉心の状態の説明において，燃料溶融プールの大雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)における炉心の損傷状態及きさが最大となる状態を示すとともに，シュラウドへ
び損傷炉心の位置についての熱影響の有無について，説明すること。
参照

審査-160自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
燃料溶融時にTIP案内管等からの流下の可能性，及び，格納容器破損への影響の有無について，説明すること。

大LOCA

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)【格納容器過圧・過温破損】
3.1.3 代替循環冷却を使用しない場合
ベントタイミングについて，サプレッションチェンバへ
3.1.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
移行する水量も考慮していることがわかるように示(4)有効性評価の結果 a.事象進展
すこと。
参照

大LOCA

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
3.1.2 代替循環冷却を使用する場合【格納容器過圧・過温破損】
・3.1.2.1 格納容器破損防止対策
LOCAの規模や破損位置の判断によって対応手順
・図3.1.2.4 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・過温破が変わってくることが考えられるため，シナリオ上考損)時」の対応手順の概要(代替循環冷却を使用する場合)慮しない操作や判断結果であっても，フロー上（または，補足説明資料）にて明確にすること。規模や位
3.1.3 代替循環冷却を使用しない場合
置が判断できなかった場合の対応等についても同・図3.1.2.4 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・過温破様に記載すること。
損)」時の対応手順の概要(代替循環冷却を使用しない場合)
参照

審査-162

自社
審査会合

2014/12/9

2014/12/9

種別

指摘内容

H27.9.8

No.

自社
審査-161
審査会合

開催年月日

資料1-1

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて(第５部 MAAP)」
別添1 新知見への対応についてにてご説明済です

審査-163

自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

ウェットウェルベントとドライウェルベントとの放出量の違いについては【格納容器過圧・過温破損】
以下の審査会合資料にてH27.5.28ご説明済です。
ウェットウェルベントとドライウェルベントとの放出量 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）についての違いがわかるように示すこと。また，ベント実施タ 「別紙-8 ベント方法及び放出位置を変更することによる公衆被ばくへの影響」
イミングが早期（25時間後）となる手順と遅くなる（40
時間後）手順の優先順位を示すこと。
復水貯蔵槽への補給水量増加により，ベント時間は約38時間に延長となっており，こちらの手順にて実施いたします

審査-164

自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】審査会合資料
フィルタベント実施時の一般公衆被ばくに関し，放出 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について
高，D/Wベント，ホールドアップなど，被ばく低減の考 「別紙-8 ベント方法及び放出位置を変更することによる公衆被ばくへの影響」にてえ方について，説明すること。
H27.5.28に審査会合にてご説明済みです。

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
耐圧強化ベント実施時のS/Cでの低減効果について示すこと。また，総放出量の評価をする際に，格納容器内での低減効果を見込んでいるのであれ
ば，それがわかるように示すこと。

審査-165自社審査会合

2014/12/9

・補足説明資料「68.サプレッション・チェンバのスクラビングによるエアロゾル捕集効果」
・3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
添付資料3.1.3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)時において代替循環冷却を使用しない場合におけるCs-137放出量評価について参照(Ｎｏ.審査-167についても合わせて回答させていただきます。)

審査-167自社
審査会合

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
ベント実施後，ある程度圧力が低下した後，S/C水 Ｎｏ.審査-165と合わせて回答させていただきます
温が上昇し，サブクールではなくなるが，スクラビン
グ効果が期待できるのか説明すること。
補足説明資料「68.サプレッション・チェンバのスクラビングによるエアロゾル捕集効果」参照

11/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

審査-166

自社
審査会合

審査-170

他社
審査会合

開催年月日

資料1-1
H27.9.8

種別

指摘内容

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

2014/12/9

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】
S/Cでベントラインの1m下で水位管理した場合，エントレインメントは回避できるのか説明すること。

2014/12/9

大LOCA

大LOCAで破断すると想定した，原子炉再循環ポン
補足説明資料「8.有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方につプの選定理由を他の配管と比較して定量的に示す
いて」参照
こと。

補足説明資料「59．エントレインメントの影響について」参照

審査-171

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

MAAPコードは炉心動特性モデルを備えておらず，LOCA直後の炉心流動など短期間に発生する現象の評価には適していないが，崩壊熱を考慮できれば，格納容器の長期的な評価に対して適用性を有する。格納容器過圧・過温破損シーケンスにおいては，PCTを評価
ＬＯＣＡ解析において事故発生直後の流動変化の激するものでなく，長期的な格納容器の評価を実施するものであるため，MAAPコードは適しい状況下のＰＣＴ挙動等の評価に対してＭＡＡＰ用性を有している
コードの適用性及び解析結果の代表性について説明すること。（共通）（コード評価にて説明）
解析コードの選定については
解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」にてご説明済みです。

審査-172

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

事象発生後に原子炉水位を燃料有効長頂部付近で 島根原子力発電所では，大ＬＯＣＡ事故シーケンスにおいても，水位計に期待していること維持するとしているが，高温下で水位計測の信頼性 に対するご指摘。
を説明すること。
当社では，大LOCA事故シーケンスにおいては，水位不明としていることから対象外。

審査-173

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

低圧原子炉代替注水に際して注水ラインの電動隔離弁の電源構成について設計基準対処設備との共設備審査（57条）にて回答させていただきます。
通要因故障の可能性を考慮して低圧注入の実現性について説明すること。

大LOCA

ＳＡ用Ｃ／Ｃから既設非常用Ｃ／Ｃへの接続については電気的インターロックが組まれると考えられる
が，ＳＢＯ時にはそのインターロックのために遮断器
開放操作等が必要となると考えられることから，そ 島根原子力発電所の固有設備に対するご指摘のため，当社は対象外。
の操作等を手順に盛り込み，今後，説明すること。
（電気的インターロックの内容については，設備側で確認。）

審査-174

他社
審査会合

2014/12/9

審査-175

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
ＰＣＶの圧力トレンドにおいて，ベント後，緩やかに降 3.1.3 代替循環冷却を使用しない場合下しているが，圧損（配管，弁，オリフィス等）の影響 表3.1.3.2 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))(代なのか。解析上の設定値であれば何を根拠にした 替循環冷却を使用しない場合)(3/4)
設定値なのか説明すること。（例えば，FVCSの設計 参照
上の流出流量なら，設備側で説明のこと。）※他の格納容器ベントを実施するシナリオについても同様の変更を実施

審査-176他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

ベント流量値は１Ｐｄを基準として設定しているが，実際にベントを実施するのは２Ｐｄ近傍であることか 当社では２Ｐｄにおけるベント流量をもとに解析条件を設定しているため，対象外。
ら解析条件の妥当性について説明すること。

12/16

柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

審査-177

他社
審査会合

審査-179

開催年月日

資料1-1
H27.9.8

種別

指摘内容

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

2014/12/9

大LOCA

フィルタベント実施時の一般公衆の被ばくに関し放出高，Ｄ／Ｗベント，ホールドアップなど被ばく低減の考え方について説明すること。

審査会合資料
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について「別紙-8 ベント方法及び放出位置を変更することによる公衆被ばくへの影響」にて
H27.5.28に審査会合にてご説明済みです。

他社
審査会合

2014/12/9

大LOCA

フィルタベントの人力操作時の作業員被ばくについ
島根原子力発電所における作業被ばくを２時間としている根拠を問われたご指摘であるたて２時間として評価していることについて説明するこめ，当社は対象外と。

審査-180他社
審査会合

2015/1/13

浜岡原子力発電所において，取水機能喪失時に緊急時海水取水系が使用できるのか整TW(取水機 取水機能喪失のシーケンスで，取水機能が失われ理を求めたご指摘であり，当社の代替原子炉補機冷却系は通常取水口とは別にある箇
能喪失) るとした想定内容について具体的に示すこと。
所より取水するため，対象外

審査-181

他社
審査会合

2015/1/13

取水機能喪失のシーケンスで，燃料被覆管温度がTW(取水機
当社の当該事故シーケンスでは燃料露出時の被覆管の温度上昇が明確な結果となってほとんど変化しないとする根拠を定量的に示すこ
能喪失)
おり，挙動が異なっているため，対象外と。

浜岡原子力発電所に対する個別のご指摘（シーケンス「過渡事象＋RHR失敗（＋LPCI成功）」に対して，LPCI注水についての説明を求めたもの）であるため，当社は対象外。
減圧後の注水手段は，TW(RHR機 余熱除去系が故障した場合に使用する注水設備を
2.4 崩壊熱除去機能喪失
能喪失) 整理すること。
2.4.2 残留熱除去系が故障した場合
図2.4.2.5 崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合)時の対応手順の概要参照

審査-182

他社
審査会合

2015/1/13

審査-184

他社
審査会合

2015/1/13

事象進展における対応手順には，ＨＰＣＳの水源切
TW(RHR機 替え（ＣＳＰ経由での外部水源使用）が入っていな
浜岡原子力発電所に対する個別のご指摘であるため，当社は対象外。
能喪失) い。様々な設備，手段による対応があると考えられるが，必要なものは検討し入れておくこと。

審査-185

他社
審査会合

2015/1/13

主要解析条件において，サプレッションプール水温
TW(RHR機
が80℃に到達後，高圧炉心スプレイの水源を復水
能喪失)
貯蔵槽に切り替えることを示すこと。

審査-187

他社
審査会合

2015/1/13【ＲＨＲ機能喪失】主要解析条件のうち，外部水源のTW(RHR機
温度としての復水貯蔵タンクの温度の設定値の根 補足説明資料「50.外部水源温度の条件設定の根拠について」参照
能喪失)
拠を明確にすること。

審査-188他社
審査会合

2015/1/13

TW(取水機 【取水機能喪失】減圧のタイミングを8時間後とする能喪失) 考え方を資料本文に記載すること。

浜岡原子力発電所に対する個別のご指摘であるため，当社は対象外。

女川原子力発電所の審査資料において，原子炉の減圧を8時間後としていることに対するご指摘のため，当社は対象外。

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
開催年月日

種別

指摘内容

資料1-1
H27.9.8

No.

指摘場所

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

審査-189他社
審査会合

2015/1/13

審査-190

他社
審査会合

・補足説明資料「33.炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異【LOCA時注水機能喪失】について」
燃料破損判断の（線量率）１０倍の根拠及び燃料破2015/1/15 中小LOCA
損と敷地境界線量，PCV限界圧力との関係につい ・2.1 高圧・低圧注水機能喪失て説明すること。
添付資料2.1.3 減圧・注水操作が遅れる場合の影響について参照

審査-191

他社
審査会合【LOCA時注水機能喪失】
補足説明資料「67.中小LOCAの事象想定について」参照
2015/1/15 中小LOCA LOCAの破断面積設定の考え方について，アーリー
ベントとの関係で整理すること。
(No.審査-199,201と合わせて回答させていただきます)

審査-199

自社審査会合【LOCA時注水機能喪失】
No.審査-191と合わせて回答させていただきます2015/1/15 中小LOCA LOCAで想定する配管破断に関し，国内外の対策と同等なものであることを示すこと。
補足説明資料「67.中小LOCAの事象想定について」参照

審査-201

自社
審査会合

2015/1/15 中小LOCA

審査-192

他社
審査会合【LOCA時注水機能喪失】
2015/1/15 中小LOCA 炉心損傷対策，格納容器破損対策の全体の手順を 補足説明資料「11.運転操作手順書における重大事故対応について」参照
含めて説明すること。

審査-194

他社
審査会合

燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の 解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
2015/1/15 中小LOCA 関係における円周方向の応力をどのように算出して について（第１部SAFER）」 3.3.2 炉心ヒートアップモデル
いるか説明すること。
にてご説明済です。

審査-195

他社
審査会合

2015/1/15 中小LOCA

審査-196

他社
審査会合【LOCA時注水機能喪失】原子炉減圧前の水位低下
当社では減圧前にシュラウド内水位がTAFを割り込んでおらず，蒸気流量の低下が発生
2015/1/15 中小LOCA 時において，蒸気流量が低下していることから燃料していないことから対象外。
温度の上昇を確認すること。

審査-197

他社
審査会合【LOCA時注水機能喪失】原子炉水位（シュラウド内
2015/1/15 中小LOCA 水位）の推移について，水位変動が有効燃料頂部 当社ではシュラウド内水位が静定するまでの図を示しているため，対象外。
以上で静定する時点まで示すこと。

審査-198他社
審査会合

2015/1/15 中小LOCA

審査-200

自社審査会合【LOCA時注水機能喪失】
2.6 LOCA時注水機能喪失
2015/1/15 中小LOCA LOCA時注水機能喪失時の重大事故対策の概略系 図2.6.1～3 LOCA時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図(1/3)～(3/3)
統図において，電動弁の位置を明確にすること。
参照【取水機能喪失】HPCSによる注水方法が実際の手TW(取水機順と解析条件で異なるのであればその旨記載する 女川原子力発電所に対する個別のご指摘であるため，当社は対象外。
能喪失)
こと。

【LOCA時注水機能喪失】
No.審査-191と合わせて回答させていただきます
主要解析条件で，「周辺の公衆に対して著しい放射線被曝のリスクを与えないことを考慮し」の記載につ
補足説明資料「67.中小LOCAの事象想定について」参照
いて見直すこと。

解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
バーストの評価では，SAFERの不確かさを考慮し，について（第１部SAFER）」にてご説明済みです。
より高温になる可能性を考慮して説明すること。
SAFERは解析モデルの保守性により，燃料被覆管温度を高めに評価します。

【LOCA時注水機能喪失】
2.6 LOCA時注水機能喪失
原子炉減圧後，ボイド率が1.0の区間で熱伝達係数
図2.6.13 燃料被覆管最高温度発生位置の熱伝達係数の推移がゆらいでいる理由について，図中に記載するこ
参照
と。

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
No.

指摘場所

開催年月日

種別

指摘内容

審査-202

自社
審査会合

2015/1/15 中小LOCA【LOCA時注水機能喪失】
2.6 LOCA時注水機能喪失
主要解析条件の外部電源の有無については，PRA
表2.6.2 主要解析条件(LOCA時注水機能喪失時)(2/4)
シナリオと外部電源の有無の影響は分けて記載す参照
ること。

審査-203

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】原子炉ウェル注水のタイ
補足説明資料「57.格納容器頂部注水について」参照
ミングの妥当性を説明すること。

審査-204

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】格納容器の静的負荷の観点から，評価した２つの事故シーケンスの包絡性 弊社は１シーケンスにて実施しているため，個別のご指摘のため対象外を説明すること。

審査-207

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】図3.1.2-8と図3.1.3-8で，溶融炉心落下までの格納容器下部注水による水位 浜岡原子力発電所に対する個別のご指摘のため対象外の上昇率が異なる点について説明すること。

審査-208他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】ウェル注水の効果について評価条件を整理して説明すること。

資料1-1
H27.9.8

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等

浜岡原子力発電所に対する個別のご指摘のため対象外

他社
審査-209審査会合

2015/1/20

大LOCA

当社の有効性評価上，ウェル注水に期待しておらず，PCVを1ノードでモデル化しているた【格納容器過圧・過温破損】解析で格納容器温度を め，対象外。
評価した位置に，実際に温度計が設置されていることを説明すること。
PCV上部の温度計設置レベルについては，補足説明資料「37.サプレッション・チェンバ等
水位上昇時の計装設備への影響について」参照

審査-210他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】LOCA時の原子炉水位の低下と格納容器水位の上昇の解析結果の相関に 浜岡原子力発電所の個別事故シーケンスに対するご指摘のため，当社は対象外
ついて説明すること。

審査-211

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【格納容器過圧・過温破損】余熱除去系の注水によ浜岡原子力発電所の個別事故シーケンスに対するご指摘のため，当社は対象外
る水位の変化を示すこと。

審査-212

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【津波】地震発生と基準津波を超える津波発生が同時として評価上仮定しているが，現実との違いを踏 浜岡原子力発電所の個別事故シーケンスに対するご指摘のため，当社は対象外
まえてその妥当性を説明すること。

審査-213

他社
審査会合

2015/1/20

大LOCA【津波】津波浸水の評価でどのような被害を想定し，浜岡原子力発電所の個別事故シーケンスに対するご指摘のため，当社は対象外
何を確認すべきなのか説明すること。

審査-214

他社
審査会合

2015/3/10 中小LOCA(LOCA時注水機能喪失）RHRの復旧に関して実現可能性を詳細に説明すること。加えて，ループを作って熱交換すること等が出来ないか検討すること。

審査-215

他社
審査会合

2015/3/10 中小LOCA(LOCA時注水機能喪失）解析条件としてＭＯＸ燃料ではなく９×９燃料を採用している根拠を示すこと。
当社はMOX燃料の使用を想定していないことから，対象外。
また，ＭＯＸ燃料を採用した場合の被ばく評価への影響を説明すること。

審査-216

他社
審査会合(LOCA時注水機能喪失）高温炉心スプレイ系と補給
2015/3/10 中小LOCA 水系の使い分けについて，「手順」において明確に 浜岡原子力発電所の個別のご指摘であることから，当社は対象外。
示すこと。

他社
審査-217
審査会合

当社においては，代替原子炉補機冷却系を用いた代替循環冷却により，格納容器除熱を実施することとしているため，対象外。

S／P水位が上昇傾向であるため解析終了以降の説明を求めたご指摘であり，当社の解(LOCA時注水機能喪失）サプレッションチェンバー水 析結果では40時間経過時点でS/P水位に有意な水位上昇がないため，対象外。
2015/3/10 中小LOCA 位の挙動については，SAFER解析終了時点以降についても説明すること。
S/P水位上昇が最も厳しいTW(取水機能を喪失した場合)について，補足説明資料「32安定状態の考え方について」にて14日間の評価結果を記載している

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柏崎刈羽原子力発電所 6号炉及び7号炉 指摘事項に対する回答一覧表(有効性評価)
TQUX,TB,TW(取水喪失),TW(RHR喪失),中小LOCA,大LOCA分
開催年月日

種別

H27.9.8

No.

指摘場所

審査-218

他社
審査会合

論点１

自社
審査会合

安定状態の定義について
安定停止状・高温停止または冷温停止
態について
・代替循環冷却のインサービス

説明
事項１

自社
審査会合

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)
代替循環冷以下の解析を代替循環冷却を使用したものに修正 3.1.2 代替循環冷却を使用する場合
却をSA設備・格納容器過圧・過温シーケンス
補足説明資料「8.有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方につにしたことに・CUWボトムドレン配管破断の解析
いて」
よる修正
参照

説明
事項２

自社
審査会合

TBU、TBD、
TBPシーケンシーケンス選定の考えた方の見直しによるTBU、スの追加に
TBD、TBPシーケンスの追加
よる資料変
更

説明
事項３

自社
審査会合

不確かさの
ご説明

2015/3/10 中小LOCA

指摘内容

資料1-1

ご指摘に対する回答，対応する資料，備考等(LOCA時注水機能喪失）従来設置許可で評価され 解析コード説明資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードている中小LOCA事象と今回のLOCA事象においについて」て，抽出すべき物理事象の相違について説明するこ 添付資料1 許認可解析と重大事故等対策の有効性評価の比較と。
にてご説明済みです

補足説明資料「32.安定状態の考え方について」参照

2.3 全交流動力電源喪失
2.3.1 事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの相違とその扱いの整理
2.3.2 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)の場合
2.3.3 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+RCIC失敗の場合
2.3.4 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+直流電源喪失の場合
2.3.5 全交流電源喪失(外部電源喪失+DG喪失)+SRV再閉失敗の場合
参照

TQUX、TB、TW(取水機能喪失)、TW(RHR機能喪失)、中小LOCA、大LOCAの不確かさのご説明（表３ 各シーケンスの添付資料「解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について」参照
を中心）

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