赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に至る可能性のあるプラン

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に至る可能性のあるプ

ト損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUV，TQUX，LOCA，長期

ラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＴＱＵＸ及びＬ

TB，TBU 及び TBP である。

ＯＣＡである。

(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方

・PDS 選定の違い(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，発電用原子炉の運転

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，発電用原子炉の中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生すると運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失

ともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合にが発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がは，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，とられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触して一時的な格納容器

このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至る。

圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され格納容器の破損に至る。

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでに実ウ

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでにランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散

実ウランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時のして分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した

圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られ覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見ている。原子炉格納容器下部に張られた水は準静的であり，外乱が加わる要素は考えにくい。このこが実験等により得られている。ペデスタル（ドライウェル部）に張られた水は準静的であり，外とから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さいと考えられる。

乱が加わる要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小（添付資料 3.3.1, 3.3.2）

さいと考えられる。
（添付資料 3.3.1，3.3.2，3.3.3，3.3.4，3.3.5）

また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。
）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。

また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。

したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心から原子炉したがって，本格納容器破損モードでは，格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心からペデスタ

格納容器下部の原子炉冷却材への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制すること

ル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制

により，原子炉格納容器の破損を防止する。

することにより，格納容器の破損を防止する。

また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，また，溶融炉心の落下後は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設） ・設備，運用の違い

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却による溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却するとともに，代替循環冷却系ポンプを用いた系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

代替循環冷却系による格納容器除熱及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却によって，格納容器の冷却を実施する。さらに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力及び温度制御操作又は格納容器圧力逃がし装置によって格納容器の圧力及び温度を低下させる。

1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注
水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，原子炉圧力容器破損までは重大 ・東海第二では，シナリオの想事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破定としてＲＰＶ破損までは損に至るものとする。

原子炉注水しないが，ＲＰＶ
破損後は炉内の残存デブリ(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策

を冷却するための原子炉注

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」で想定される事故シーケン

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」で想定される事故シー水を実施する手順とするた

スでは，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下を想定する。この状況では，原子炉格納容器下部におケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下を想定する。この状況では，ペデめ，ＲＰＶ破損後は代替循環

ける「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，溶融炉心落下前に格納容器下部注水

スタル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，冷却系による原子炉注水を系（常設）による原子炉格納容器下部への水張りを行うことから，溶融炉心落下時には原子炉格納容

ペデスタル（ドライウェル部）に水プールが存在することから，溶融炉心落下時にはペデスタル

実施する想定としている。

器下部に水が張られた状態を想定する。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−（ドライウェル部）に水が張られた状態を想定する。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容

冷却材相互作用」に伴う圧力スパイク及び水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつ

器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約 2m としている。

つつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約1mとして ・設備，運用の違い
おり，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する手段を整備する。

また，その後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプレイ冷却系（常また，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧代設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱手段又は格納容器

替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，代替循

圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備する。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降

環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱手段及び格納容器圧力逃がし装置の格納容器過圧・過温に対応する手順及び重大事故等対策は「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷

による格納容器除熱手段を整備する。

（格納容器過圧・過温破損）」と同じである。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる格納容器

器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概の破損防止及び格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，

要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 3.2.1(3)の a からｊに示している。この「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の3.2.1(3)のａからｗに示している。このう

うち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直ち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気

接加熱」の 3.2.1(3)に示すｇ及びｈである。なお，ｇの原子炉格納容器下部への注水は，原子炉格納直接加熱」の3.2.1(3)に示すｎ及びｐである。なお，ｎの格納容器下部水位確保操作は，ペデス

容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から実施するものであるが，タル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から実施

原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」へするものであるが，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器の影響も考慮して原子炉格納容器下部への注水量及び原子炉格納容器下部の水位を定めていること

外の溶融燃料−冷却材相互作用」への影響も考慮してペデスタル（ドライウェル部）への注水量から，本格納容器破損モードの対策として整理した。

及びペデスタル（ドライウェル部）の水位を定めていることから，本格納容器破損モードの対策（添付資料 3.3.3）

として整理した。

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容

本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる格納容器

器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概の破損防止及び格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概略系

略系統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2.1 図から第 3.2.4 図であ統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2-1図である。本格納容器る。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 3.2.2 図及び第 3.2.3 図で破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気ある。本格納容器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「3.2 高圧溶融物放出／格

直接加熱」と同じである。

納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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3.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価

3.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法(1) 有効性評価の方法

本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理

評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進展が早く炉心損傷までの時及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶとし，事象進展が早く炉心損

間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない，

圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI 発生）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）」敗を含まない事故シーケンスとした理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼである。

・東二では，「1.2 評価対象のす逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定し整理及び評価項目の設定」にたためである。

て逃がし安全弁再閉失敗しないシーケンスを選定しないことを整理している

また，1.2.2.1(3)c に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定のまた，1.2.2.1(3)に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定

厳しさを考慮し，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられる TQUV を選定した。一方，の厳しさを考慮し，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられるＴＱＵＶを選定しプラント損傷状態を LOCA とする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が原子炉格納容器内に流出すた。一方，プラント損傷状態をＬＯＣＡとする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が格納容器るため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響については，解析内に流出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響に

条件のうち初期条件の不確かさとして評価する。

ついては，解析条件のうち事故条件の不確かさとして評価する。

なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶

なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。

溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスで本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプラント損傷状態を TQUVある。本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプラント損傷状とし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子ＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラン

炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動ト損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の20％上の位置に到達した

開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このこと

炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。

た一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。

本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，炉心損傷後の原料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，炉心損

子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉格納容器に傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，格納おける格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉圧力容器外FCI(溶融炉

容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の格納容器における原子炉圧力容器外ＦＣＩ

心細粒化)並びに原子炉圧力容器外FCI(デブリ粒子熱伝達)が重要現象となる。

（溶融炉心細粒化）並びに原子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）が重要現象となる。

よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器

よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内

内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデの熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモルを有するシビアアクシデント総合解析コードMAAPにより格納容器圧力等の過渡応答を求める。

デルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより格納容器圧力等の過渡応答を求める。

また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本評価事故シーケンスにおけまた，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本評価事故シーケンスに3赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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る運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価

おける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余 ・不確かさに影響を与える運転する。

裕を評価する。

員操作は初期水張りのみとし(2) 有効性評価の条件ていたが、常時水張りとするこ(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」

本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の条件と同じである。

の条件と同じである。

(3) 有効性評価の結果(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第3.3.1

本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第図及び第3.3.2図に，格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器下部の水位及び注水流量の推移

3.3-1図及び第3.3-2図に，格納容器圧力，格納容器温度，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を第3.3.3図から第3.3.6図に示す。

及び注水流量の推移を第3.3-3図から第3.3-6図に示す。
ａ．事象進展ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。
ｂ．評価項目等

ｂ．評価項目等
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約 0.51MPa[gage]に

圧力スパイクによって格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約●●MPa[gage]に抑抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]えられる。格納容器バウンダリにかかる圧力は，格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]を下回るを下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。

ため，格納容器バウンダリの機能は維持される。

圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約 146℃に抑えられ

圧力スパイクによって格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約●●℃に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，原子炉格納容器の限界温度の 200℃を下回るため，る。格納容器バウンダリにかかる温度は，格納容器の限界温度の200℃を下回るため，格納容

原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。

器バウンダリの機能は維持される。

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目につい本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目にて，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「1.2.2.2 有効性を確認す

ついて，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「1.2.2.2 有効性るための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「3.2 高圧溶融物放を確認するための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「3.2出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて評価項目を満足

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にすることを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安て評価項目を満足することを確認している。また，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した

定状態維持については「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。

溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。
（添付資料 3.5.1）（添付資料 3.5.1）
3.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評
価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。

3.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，
評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，重大事故等対処設備

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，重大事故等対処設を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破損に至り，溶融炉心が原子炉

備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破損に至り，溶融炉心がペ格納容器下部の水中に落下して大きいエネルギを発生することが特徴である。

デスタル（ドライウェル部）の水中に落下して大きいエネルギを発生することが特徴である。

また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待

また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，溶融炉心落下前の格納容器下待する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設低圧代替注水系ポン

部注水（常設）による水張り操作とする。

プを用いた格納容器下部注水（常設）による格納容器下部水位確保操作とする。

4とにより項目を削除した。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
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東海第二発電所

本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，溶融炉心の細粒化が挙げられる※
1

本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，溶融炉心の細粒化が挙げられる。本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心の細粒化に対して，エントレインメント係数を変化さ※1せた場合の圧力スパイクへの影響評価を実施する。

化させた場合の圧力スパイクへの影響評価を実施する。

。本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心の細粒化に対して，エントレインメント係数を変※1 これまでの FCI 実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高い※1 これまでのＦＣＩ実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している

い溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生して例が報告されているが，実機条件においては原子炉格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧いる例が報告されているが，実機条件においては格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧力力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価

本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード

析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとお及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価りである。

は以下のとおりである。

ａ．運転員等操作時間に与える影響

ａ．運転員等操作時間に与える影響

炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験に

確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係ついての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは， ・設備，運用の違い

原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作を

燃料棒被覆管温度等を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時実施するが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレ間に与える影響はない。

ナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉
圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻でモデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方

ある解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価が保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

結果の方が保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さ

原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容い。

器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験

水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくな

割程度高めに評価する傾向を確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体るものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できてお系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなる

り，また，格納容器圧力及び温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運ものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できている ・運用の違い

転員等操作時間に与える影響はない。

ことから，格納容器圧力及び温度を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力及び温度制御操作に係る運転員等操炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとし

作時間に与える影響は小さい。

5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所て，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとしのパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことて，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩を確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下

壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいこ

鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下とを確認している。本評価事故シーケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達を操作開部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

・運用の違い行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構

ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひず

ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケ

みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケ ・設備，運用の違い

ンスでは，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転ンスでは，原子炉圧力容器破損操作開始の起点としている操作として常設低圧代替注水ポンプを員等操作時間に与える影響はない。

用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作があるが，原子炉圧力容器
破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器
下鏡部温度が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで，迅速に原子炉圧力容器破損の判断を可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧

力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認し

力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力ている。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力

スパイクを起点とした運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

スパイクを起点とした運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料3.3.6）（添付資料 3.3.4）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響

炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験に

不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯついての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係

ＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響は小さいことを確認していることから，反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響は小さいことを確認し評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

ていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻で心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精ある解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰが保守的であることを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さの評価結果の方が保守的であることを確認していることから，評価項目となるパラメータに与い。

える影響は小さい。

原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容

格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の6

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験

器圧力を1割程度高めに評価する傾向を確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異な体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できていさは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切ることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとし

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとて，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊

して，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノーのパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいこと

ド崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小を確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による格納容器圧力上昇に与えさいことを確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による格納容器圧力る影響はほぼないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

上昇に与える影響はほぼないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機

ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひず

構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により，最みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器

大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早まることを確認しているが，原子炉圧力破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間は僅かであることから，評価項目となるパ容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであることから，評価項

ラメータに与える影響は小さい。

目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心

炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により，BWR にお粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により，ＢＷＲ５， ・格納容器型式に関する記載にいては原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さＭａｒｋ−Ⅰ改良型格納容器プラントにおいては原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互いことを確認している。このうち，ABWR においては，最も感度のあるエントレインメント係数に作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。このうち，ＢＷＲ５， Ｍ

ついて感度解析を行った結果，第 3.3.7 図及び第 3.3.8 図に示す通り，エントレインメント係数

ａｒｋ−Ⅱ型格納容器プラントおいては，最も感度のあるエントレインメント係数について感を変化させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイ度解析を行った結果，第3.3-7図及び第3.3-8図に示すとおり，エントレインメント係数を変化クに与える影響は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響

させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクには小さい。

与える影響が小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は（添付資料 3.3.4，3.3.5）

変更（MarkⅠ改と MarkⅡ）

小さい。
（添付資料 3.3.6，3.3.7）(2) 解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件(2) 解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第3.2.2表に示すとおりであ

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第3.2-2表に示すとおりでり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，解析条件の設あり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，解析条件定に当たっては，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があることかの設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があるら，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下にことから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果示す。

を以下に示す。

(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd/tに対して最確条件は平均的初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd

燃焼度約30GWd/tであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定してい7

・炉心設計の違い

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損

る崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容

格納容器下部への初期水張り操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時

器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保を開始すること）に変わりはないことから，間に与える影響はない。

運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下であり，解析条 ・設備の違い

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の50℃（事象開始12時間以降は45℃，事象開始24時

件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温度が間以降は40℃）に対して最確条件は約35℃〜約50℃であり，解析条件の不確かさとして，最確おおむね低くなるが，注水温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原転員等操作時間に与える影響はない。

子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，注水温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，解の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，解析

析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与え条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与えるる影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断LOCAを考慮した場合，原子炉冷事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断ＬＯＣＡを考慮した場合，原子却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まる

作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張りを実施するこが，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容と）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

器下部水位確保を開始すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響は（添付資料3.3.4，3.3.6）

ない。
（添付資料3.3.6，3.3.8）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd/tに対して最確条件は平均的初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は燃焼度約30GWd/tであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設

33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなること

価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

から，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の50℃（事象開始12時間以降は45℃，事象開始24時

・炉心設計の違い

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下であり，解析 ・設備の違い

間以降は40℃）に対して最確条件は約35℃〜約50℃であり，解析条件の不確かさとして，最確条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原

度がおおむね低くなり，原子炉圧力容器破損後時のペデスタル（ドライウェル部）プール水

子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，原子炉格納容器下部プール水温度が低い場合

温度が低くなるが，ペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低い場合は，顕熱によは，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧るエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイク

力スパイクに寄与する水蒸気発生量が低下することで格納容器圧力の上昇は緩和されることに寄与する水蒸気発生量が低下することで格納容器圧力の上昇は緩和されることから，評価

から，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェン

及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，解バ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与え解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展にる影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所

事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失

設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用によるスパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を

圧力スパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断LOCA+ECCS注水機能喪失」とし，本評価事解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋注水機能喪失」とし，

故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機

本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなる

子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミンことを考慮したものである。その結果，第3.3.9図に示すとおり，事象発生から約6.4時間後にグが早くなることを考慮したものである。その結果，第3.3-9図に示すとおり，事象発生か

原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約0.44MPa[gage]となったが，圧力スパら約3.3時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約●●MPa[gage]とな

イクの最大値は本評価の結果と同程度であり，原子炉格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]以下

ったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，限界圧力の0.62MPa[gage]であることから，評価項目を満足する。

以下であることから，評価項目を満足する。
（添付資料 3.3.6，3.3.8）（添付資料3.3.4，3.3.6）
ｂ．操作条件・設備，運用の違い

ｂ．操作条件

操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の6要因に分類し，これらの要因が運転

要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の6要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となる

員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

パラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析上の操操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器

作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点を設定している。運転員等操下部水位確保操作は，解析上の操作時間として代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系

作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達するまでに事象発生かによる格納容器除熱操作実施から13分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響とし

ら約3.7時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水張り操作は原子炉圧力容器下て，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約4.5時間の時間余裕があり，実態の操作開始時

鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施す

間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等るため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は操作時間に与える影響も小さい。

小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析

操作条件の代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作は，事象

条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室

発生90分後に開始することとしているが，余裕時間を含めて設定されているため操作の不確かの運転員とは別に現場操作を行う運転員（現場）を配置しており，また，他の並列操作を加味

さが操作開始時間に与える影響は小さい。また，本操作の操作開始時間は，緊急用海水ポンプ

して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。

を用いた緊急用海水系の準備期間を考慮して設定したものであり，緊急用海水ポンプを用いた（添付資料3.3.4）

緊急用海水系の操作開始時間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環
冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系の運転開始時間も早まることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響（添付資料3.3.5）

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，運転員等操
作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器
下部水位確保操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の（添付資料3.3.4）

設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
操作条件の代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作は，緊急

9・設備，運用の違い

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所用海水ポンプを用いた緊急用海水系の操作開始時間が早まった場合には，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び温度を早期に低下させる可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
（添付資料3.3.6）(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して， (3) 操作時間余裕の把握対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作については，原子炉圧操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。

力容器下鏡部温度が300℃に到達するまでの時間は事象発生から約3.7時間あり，原子炉格納容器下部

操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。

水位確保操作については，事象発生から90分後の代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系にまた，原子炉圧力容器下鏡部温度300℃到達時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注よる格納容器除熱操作実施に対し，原子炉圧力破損までの時間は事象発生から約4.5時間あり，操

水操作の操作時間は約5分間である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは

作時間は約13分間 であることから、操作遅れに対して約2.7時間程度の時間余裕がある。

約2時間で完了することから，水張りを事象発生から約3.7時間後に開始すると，事象発生から約5.7

操作条件の代替循環冷却系ポンプを用いた代替循環冷却系による格納容器除熱操作については，

時間後に水張りが完了する。事象発生から約5.7時間後の水張りの完了から，事象発生から約7.0時間

格納容器除熱開始までの時間は事象発生から90分あり，準備時間が確保できるため，時間余裕があ後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対る。なお，本操作が大幅に遅れるような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでのして1時間程度の時間余裕がある。

時間は事象発生から約4.5時間であり，約3時間の時間余裕がある。

・設備，運用の違い（添付資料3.3.4）(4) まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評(4) まとめ

価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，解析コード及び解析

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，

条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラ評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，解析コード及

メータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認

び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目

できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメータに対して，対策

3.3.4 必要な要員及び資源の評価の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

本評価事故シーケンスは，「3.2高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることか
ら，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要因及び資源の評価」と同じである。
3.3.5 結論
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，運転時の異常な過渡

3.3.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は3.2.4と同じである。
3.3.5 結論

変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」では，運転時の異常な過系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却材が接触し渡変化，原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用て一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原子炉圧力容器外の原子炉冷却

炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷材が接触して一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合に構造物が却材相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容

破壊され格納容器が破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融

器下部注水により原子炉圧力容器破損前に原子炉格納容器下部へ約 2m の水張りを実施する手段を整

燃料−冷却材相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドライウェル部）

備している。

の水位を約 1m に維持する手段を整備している。

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI発生）」について，有効性評価を行

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」の評価事故シーケンス

10・設備の違い赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 20 日版）

東海第二発電所「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）」った。
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリのについて，有効性評価を行った。
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，格納容器バウンダリにかかる
圧力は，格納容器の限界圧力の0.62MPa[gage]を下回るため，格納容器バウンダリの機能は維持さ

機能は維持できる。また，安定状態を維持できる。
（添付資料3.5.1）

れる。また，安定状態を維持できる。

解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評（添付資料 3.5.1）

価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，

解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える

操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に対して有効である。

影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した
結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」に対して有効である。

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