東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
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東海第二発電所

備

考

解析結果 1／15

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備

考

該当図なし

解析結果 2／15

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備

考

解析結果 3／15

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 4／15

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備

考【比較のため再掲】【ここまで】

解析結果 5／15

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 6／15

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考

該当図なし

解析結果 7／15

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備

考

該当図なし

解析結果 8／15

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解析結果 9／15

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備

考【比較のため，3.5 MCCI から転載】【ここまで】

解析結果 10／15

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備

考

該当図なし

該当図なし

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考【比較のため，3.5 MCCI から転載】【ここまで】

解析結果 12／15

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 13／15

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備

考

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分

該当図なし

解析結果 14／15

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備

考

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分

該当図なし

該当図なし

解析結果 15／15

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
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考

表 1／11

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前ページと同じ

備考

表 2／11

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表 3／11

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前ページと同じ

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表 4／11

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前ページと同じ

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表 5／11

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前ページと同じ

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分

備考

表 6／11

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表 7／11

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表 8／11

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表 9／11

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表 10／11

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7.2.3 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

7.2.3.1 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

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」に至る可のあるプラント損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，

能性のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示

TQUV，TQUX，LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。

すとおり，ＴＱＵＶ，ＴＱＵＸ，ＬＯＣＡ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ及びＴＢＤ

備

考

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分である。
(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(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，発原子炉の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）又は全交流電用原子炉の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）

動力電源喪失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。

又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪

このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触し失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力て一時的な格納容器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容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生する構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至る。

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れまでに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，溶融炉心が水中は，これまでに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，溶融に落下し，細粒化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

炉心が水中に落下し，細粒化して分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外によって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる

乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエ事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなけ

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定性があ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ている。原子炉格納り，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

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。このことから，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

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

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。）する。

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

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。

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
心から原子炉格納容器下部の水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇

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ル（ドライウェル部）の水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容を抑制することにより，原子炉格納容器の破損を防止する。

器圧力の上昇を抑制することにより，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

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るとともに，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

却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施る。その後，代替循環冷却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する。その後，代替循環冷却系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。

力及び雰囲気温度を低下させる。

1／13

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考さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，格納容器の破損を防止する。
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，重大事故等対処設備になお，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損ま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ものとする。

と仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。一方，本格納容器破損モードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって本評価では，原子炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施することとする。

(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策

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」で想定さ事故シーケンスでは，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，れる事故シーケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下を想定

原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，する。この状況では，ペデスタル（ドライウェル部）には通常運転時から約1mの水

溶融炉心落下前に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水張りを位が形成されており，ペデスタル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コンク

行うことから，溶融炉心落下時には原子炉格納容器下部に水が張られた状態を想定す

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系（常る。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保を行うことから，溶融炉心落

う圧力スパイクの発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつつ，「溶融炉心・コンクリ

下時にはペデスタル（ドライウェル部）に水が張られた状態を想定する。なお，こート相互作用」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。

の水位は，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴う圧力スパイク等の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつつ，「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1mとしている。

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，代替格納容器スプまた，その後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観点から，代替格

レイ冷却系（常設）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

納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却

納容器除熱手段又は格納容器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

水（海水）の確保手段及び代替循環冷却系による格納容器除熱手段又は格納容器圧る。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及び力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備し，長期的な格納容器内酸素濃度の上重大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入手段をと同じである。

整備する。

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

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

一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する重の重大事故等対策の概要は，「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ｑ．に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)に重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の3.2.1.(3)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，原子炉格納容器下に示すｉ．及びｋ．である。なお，ｉ．の格納容器下部注水系（常設）によるペデ部における「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スタル（ドライウェル部）水位の確保は，ペデスタル（ドライウェル部）におけるるが，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－「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，2／13

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冷却材相互作用」へ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

ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器外の溶器下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として整理した。

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）の水備

考

位を定めていることから，本格納容器破損モードの対策として整理した。
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

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原子炉格納容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よる格納容器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

一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加の重大事故等対策の概略系統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。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 7.2.2－2 図及び第 7.2.2－3 図である。本格納容

熱」に示す第3.2－1図である。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3.2－1図（2／5）及び第3.2－1図（3／5）である。本格納容器破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「7.2.2 高圧溶融物放出／格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

納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

容器雰囲気直接加熱」と同じである。

7.2.3.2 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，「6.2 評価対

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

象の整理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

価対象の整理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と展が早く炉心損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

し，事象進展が早く炉心損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弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗

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

し安全弁再閉失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Ｔ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たた

ＱＵＶであるため，事故対応に及ぼす逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さいと考めである。

え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定したためである。

また，「6.2.2.1(3)c. 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に示すとおり，

また，「1.2.2.1(3)ｃ．原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に示す

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厳しさを考慮し，溶融炉

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厳しさを考

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，プラント

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材が格納容器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。このとについては，解析条件のうち初期条件の不確かさとして評価する。

きの圧力スパイクへの影響については，解析条件のうち事故条件の不確かさとして評価する。
さらに，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間

なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」

を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
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及び「7.2.5 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

熱」及び「3.5 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と同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリー

ケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コト相互作用」ではプラント損傷状態を TQUV とし，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰

ンクリート相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，異なるプラント損傷状態を出／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，異な選定している。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炉水位が有効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

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
3／13

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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，定められた一連の手順に従って防止であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容することとなる。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

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。このことかンスで評価する。

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，燃料棒表面熱面熱伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水対向流，炉心損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，原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の原位変化）・対向流，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達及び原子炉圧力容器破損，格納容器における格納容器各領域間の流動，

子炉格納容器における原子炉圧力容器外 FCI(溶融炉心細粒化)並びに原子炉圧力容器外

炉心損傷後の格納容器における原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）並びにFCI(デブリ粒子熱伝達)が重要現象となる。

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

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子炉格納容器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び格納容器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

溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コード MAAP によりの溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡ

格納容器圧力等の過渡応答を求める。

ＡＰ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

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

ケンスに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

シーケンスに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

響及び操作時間余裕を評価する。

与える影響及び操作時間余裕を評価する。

本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「7.2.2 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。
(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 7.2.3－1 図及び第 7.2.3－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納考

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

伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・(2) 有効性評価の条件

備(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」の条件と同じである。
(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度の推移を
第3.3－1図及び第3.3－2図に示す。

容器下部の水位及び注水流量の推移を第 7.2.3－3 図から第 7.2.3－6 図に示す。
a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 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

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。
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，約圧力スパイク（約1分間の溶融炉心落下）によって格納容器バウンダリにかか

0.51MPa[gage]に抑えられる。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]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持

る圧力の最大値は，約0.22MPa［gage］に抑えられる。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］を下回るため，格納容器バウされる。

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℃

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118℃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に抑えられる。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℃の 200℃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。

を下回るため，格納容器バウンダリの機能は維持される。

本評価では，「6.2.2.2 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

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)の目について，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，「6.2.2.2

評価項目について，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。
4／13

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

有効性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

なお，「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(4)及び(8)のいては「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.5 溶融炉心・コ

評価項目の評価結果については「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加

ンクリート相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。また，原子炉格納熱」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すること

容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安定状態維持については「7.2.5 溶を確認している。また，原子炉圧力容器が破損する場合における「1.2.2.2 有効

融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。

性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)，(6)，(7)の評価項目の考

評価結果並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」にて確認している。
（添付資料 3.2.8）
7.2.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

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

する。

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

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，重大故等対処設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事故等対処設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損に至り，溶融炉心が原子炉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

器破損に至り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の水中に落下して大きいエ

ことが特徴である。

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 時間程度までのまた，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与える

短時間に期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，溶と考えられる操作として，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循

融炉心落下前の格納容器下部注水（常設）による水張り操作とする。

環冷却系による格納容器除熱操作とする。

本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下
速度，細粒化量，プール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。

本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落

本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心落下速度，細粒化量の不確かさに対して，

下速度，細粒化量及びプール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。
本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心落下速度，細粒化量の不確かさに対しエントレインメント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール水とデて，エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール

ブリ粒子の伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納容器破損

水とデブリ粒子の伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納

モードに対する影響は小さいことを確認している。

容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。

エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価の結果，運転員等操作時間に与エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価の結果，運転員等操作時間にえる影響はなく，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与える影響はなく，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

る。

いる。

なお，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

なお，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溶融物温度の条件の下で実施された実験においてトリガなしで水爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温度にお蒸気爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温いて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例は確認されて度において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例は確いないことから，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力認されていないことから，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

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。

圧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。

(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
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東海第二発電所

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，「6.7 解析

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

コード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，それらの不確か解析コード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，それらさの影響評価は以下のとおりである。

の不確かさの影響評価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

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

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

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

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－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部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－水反応速度の係数についての感度解析）で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

は，炉心溶融開始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，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に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

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実施するが，炉心下部プレナ

ンスでは，原子炉圧力容器温度（下鏡部）を操作開始の起点としている運転員等

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。

備考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

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

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

コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認してにより水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ

いることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

ＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さい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。

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（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気

度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているの区画とは異なる等，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が，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えら

析で確認された不確か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

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ものと推定

器圧力及び温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び温度を操作開される。しかし，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現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

できており，また，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運い。

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。

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

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かさとして，
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の不確かさとして，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，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある

炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シー操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器

ケンスでは，原子炉圧力容器温度（下鏡部）を操作開始の起点としている運転員

下部への初期水張り操作があるが，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。

確かさは小さく，炉心下部プレ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6／13

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東海第二発電所

備考さい。
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

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，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

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

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している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としていが早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損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。

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

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，与える影響はない。
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

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

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

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

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

ら，運転員等操作時間に与える影響はない。

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）

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

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

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

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

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

ルコニウム－水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

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小さ

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，評価項目

い。

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

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

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

コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認してにより水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ

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。

ＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異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 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（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気
温度を十数℃程度，格納容器圧力を1割程度高めに評価する傾向を確認しているの区画とは異なる等，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が，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，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さは小さくなるものと推定

器圧力及び温度の傾向を適切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される。しかし，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現与える影響は小さい。

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

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かさとして，
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，の不確かさとして，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

炉心ノー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している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子与える影響は小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

炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認しており，原子炉圧力容器
7／13

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東海第二発電所

備

用による格納容器圧力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

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る影響はほぼな

タに与える影響はない。

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

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，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

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

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しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間は僅が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間

かであることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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，

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，

エントレインメント係数について感度解析を行った結果，第 7.2.3－7 図及び第 7.2.3

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－8 図に示すとおり，エントレインメント係数を変化させた場合においても原子炉圧力感度解析により，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅰ改良型格納容器プラントにおいて，原

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

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

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い。

は小さいことを確認している。ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅱ型格納容器プラントであ考る東海第二発電所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与える影響を確認するため，最も感度のあるエントレインメ
ント係数について感度解析を行った結果，第 3.3－3 図及び第 3.3－4 図に示すとおり，エントレインメント係数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は小さい。
（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 7.2.2－2 表に示

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表にすとおりであり，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。

示すとおりであり，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また，解析条件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評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対なるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる

する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影項目に関する影響評価の結果を以下に示す。

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 に対応したものとし

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に対応したており，その最確条件は平均的燃焼度約 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，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す

ものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約31GWd／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，解析条件で設定している崩壊熱より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に至る作手順（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操作をまでの事象進展は緩和されるが，原子炉圧力容器温度（下鏡部）を操作開始の実施すること）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ない。

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

開始 24 時間以降は 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，ペデスタル（ド8／13

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東海第二発電所備

かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原ライウェル部）への注水温度が低くなるが，注水温度を操作開始の起点として

子炉圧力容器破損時の原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。

考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

空間部及び液相部，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ョン・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位，格納容

器温度は，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，事象進展に与え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。

器圧力及び格納容器雰囲気温度は，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，事象進展に与え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。

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，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

原子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した場合，原子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展は早まるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への至るまでの事象進展は早まるが，原子炉圧力容器温度（下鏡部）を操作開始の

初期水張りを実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響

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。

はない。
（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 に対応したものとし

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に対応したており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，ものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約31GWd／tであり，解析条件の最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉

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る崩壊熱より心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大も小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目

きくなる。

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

開始 24 時間以降は 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，ペデスタル（ドかさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原ライウェル部）への注水温度が低くなるが，ペデスタル（ドライウェル部）に

子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，原子炉格納容器は通常運転時から約1mの水位が形成されていることから外部水源の温度がペ下部プール水温度が低い場合は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収

デスタル（ドライウェル部）のプール水に与える影響はなく，評価項目となるするエネルギが相対的に減少し，圧力スパイクに寄与する水蒸気発生量が低下すること

パラメータに対する影響はない。

で格納容器圧力の上昇は緩和されることから，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

空間部及び液相部，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

ョン・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位，格納容器圧力並びに格納容器雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎによが，事象進展に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

り解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことかは小さい。

ら，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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喪失を設定している。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

流量の全喪失を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃用による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

料－冷却材相互作用による圧力スパイクを評価するに当たり，溶融炉心落下時

観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シ
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

水機能喪失」とし，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ーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの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た場合，原解析条件と同様，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

子炉圧力容器破損のタイミングが早くなることを考慮したものである。その結果，第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

7.2.3－9 図に示すとおり，事象発生から約 6.4 時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧ングが早くなることを考慮したものである。その結果，第3.3－5図に示すとお力スパイクの最大値は約 0.44MPa[gage]となったが，圧力スパイクの最大値は本評価のり，事象発生から約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]以下であることから，最大値は約0.20MPa［gage］となったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結評価項目を満足する。

果と同程度であり，格納容器の限界圧力0.62MPa［gage］以下であることから，評価項目を満足する。

考（添付資料 3.3.6，3.3.8）
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

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」
，

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「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，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

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。

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(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を以下に示す。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器除熱操作は，事象発生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，代替循環冷却系の運転開始時間も早まる
が，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
（添付資料3.3.6）
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。
(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
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備

考

操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器減圧及び除熱操作は，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，格納容器圧力及び雰囲気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）
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。

(3) 操作時間余裕の把握(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

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

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。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドラ以下に示す。

イウェル部）水位の確保操作については解析上考慮しない操作であるが，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の影響を小さく抑える観点を踏まえ操作
時間余裕を確認する。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器除熱操作については，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。
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

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操

は，原子炉圧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

作については，事象発生から90分後の代替循環冷却系による格納容器除熱操作実施

間あり，原子炉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後に行う。原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約4.5時間あり，操作時視しながらあらかじめ準備が可能である。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水操作の操作時間は約5 分間で間は約24分間であることから，操作完了後の排水時間5分を考慮しても，操作遅れに対して約2.5時間程度の時間余裕がある。

ある。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは約 2 時間で完了す（添付資料3.3.6）

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 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して 1 時間程度の時間余裕がある。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉(4) まとめ

東海第二発電所備考(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

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確認した。そのに与える影響，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確認し結果，解析コード及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。その結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影

た場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価

響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ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において，操作時間

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できる範には時間余裕がある。

囲内において，操作時間には時間余裕がある。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

7.2.3.4 必要な要員及び資源の評価

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，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ

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」と同であることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価」

じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

と同じである。

7.2.3.5 結論

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

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，溶融炉心と原発生するとともに，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，溶子炉圧力容器外の水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

融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，こ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ことが特徴である。

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

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」に対する格納容ことが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水により作用」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

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備しペデスタル（ドライウェル部）注水により原子炉圧力容器破損前にペデスタル（ドラている。

イウェル部）の水位 1m を確保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

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

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）」

シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗について，有効性評価を行った。

（＋ＦＣＩ（ペデスタル））」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，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

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0.62MPa［gage］を下回るため，格納容器

子炉格納容器バウンダリの機能は維持できる。また，安定状態を維持できる。

バウンダリの機能は維持できる。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る影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確える影響及び評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

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

一定の余裕がある。

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。

重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要
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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

東海第二発電所

備考な水源，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）によるペデスタル（ドライウェル部）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 水位の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 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－冷却材相互て有効である。

作用」に対して有効である。

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 1／5

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備

考

解析結果 2／5

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東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 3／5

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備

考

解析結果 4／5

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備

考

解析結果 5／5

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7.2.4 水素燃焼

3.4 水素燃焼

7.2.4.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.4.1 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「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率論的格納容器破損モード「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率リスク評価の結果からは抽出されない。このため，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の論的リスク評価の結果からは抽出されない。このため，「1.2 評価対象の整理及び設定」に示すとおり，「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考えられる評価事故

評価項目の設定」に示すとおり，「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考えシーケンスを選定する。

られる評価事故シーケンスを選定する。

(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

備考

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分(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「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応，水の放射線分解，金格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応，水の放射線分解，

属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等によって発生する水素ガスによって原子炉

金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等によって発生する水素によって格納格納容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解によって発生する酸素ガスによって原

容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解によって発生する酸素によって格納容

子炉格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，ジ器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，ジルコニ

ルコニウム－水反応等によって発生する水素ガスと原子炉格納容器内の酸素ガスが反

ウム－水反応等によって発生する水素と格納容器内の酸素が反応することによっ応することによって激しい燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至る。

て激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。

したがって，本格納容器破損モードは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気したがって，本格納容器破損モードでは，窒素置換による格納容器内雰囲気の不の不活性化によって，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ること

活性化に加え，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入によって，格納を防止することにより，原子炉格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリ

容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することにより，格納ート相互作用による水素ガス発生に対しては「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」

容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素発生にのとおり，格納容器下部注水によって水素ガス発生を抑制する。

対しては「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，コリウムシールドの設置及びペデスタル（ドライウェル部）への注水によって水素発生を抑制する。

なお，6 号及び 7 号炉において重大事故が発生した場合，ジルコニウム－水反応によって水素濃度は 13vol%※1 を大きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる原

なお，重大事故が発生した場合，ジルコニウム－水反応によって水素濃度は13vol％※（ドライ条件）を大きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる

子炉格納容器の破損を防止する上では，水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを

格納容器の破損を防止する上では，水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重要であるが，特に酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重防止することが重要であるが，特に酸素濃度が可燃領域に至ることを防止すること要である。また，水の放射線分解，金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等によが重要である。また，水の放射線分解，金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作

る水素ガス発生の影響は小さい。

用等による水素発生の影響は小さい。

※1 原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol%以下又は酸素濃度が 5vol%以下であれば爆轟を防止できると判断される。

※ 格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol％以下又は酸素濃度が 5vol％以下であれば爆轟を防止できると判断される。

(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素ガス置(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化により，水素燃焼による原子炉格納容器の換による格納容器内雰囲気の不活性化に加え，可搬型窒素供給装置による格納容器破損を防止する。

内への窒素注入により，水素燃焼による格納容器の破損を防止する。

「7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モード「3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モー「水素燃焼」において評価対象とした事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度にド「水素燃焼」において評価対象とした事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温よる静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用す

度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系

る場合」と同じであることから，格納容器破損防止対策は「7.2.1.2.1 格納容器破損防を使用する場合」と同じであることから，格納容器破損防止対策は「3.1.2.1 格納
1／10

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（水素燃焼）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉止対策」と同じである。

東海第二発電所備

考

容器破損防止対策」と同じである。

7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価

3.4.2 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，「6.2 評価対

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

象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，酸素濃度が他のプラント損傷状

相対的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出されている「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」である。

態よりも相対的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケ
ンスとして抽出されている「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
なお，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。

この事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・

この事故シーケンスは，「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）」の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モードの評

過温破損）」の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モード

価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温の評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・

破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シーケンス

過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シとした。また，評価事故シーケンスを「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」のーケンスとした。また，評価事故シーケンスを「3.1.3 代替循環冷却系を使用でき

評価事故シーケンスとしない理由は，「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」でない場合」の評価事故シーケンスとしない理由は，「3.1.3 代替循環冷却系を使用

は格納容器圧力逃がし装置に期待することで，原子炉格納容器内の気体が排出され，水できない場合」では格納容器圧力逃がし装置に期待することで，格納容器内の気体

素ガス及び酸素ガスの絶対量が減少し，水素ガス及び酸素ガスの分圧が低下するとともが排出され，水素及び酸素の絶対量が減少し，水素及び酸素の分圧が低下するととに，サプレッション・チェンバのプール水の減圧沸騰等によって発生する水蒸気ととももに，サプレッション・チェンバのプール水の減圧沸騰等によって発生する水蒸気に原子炉格納容器外に排出され続けることで，水素ガス及び酸素ガスの分圧並びに水素とともに格納容器外に排出され続けることで，水素及び酸素の分圧並びに水素濃度

濃度及び酸素濃度が低く維持され，原子炉格納容器内での水素燃焼の可能性が無視でき

及び酸素濃度が低く維持され，格納容器内での水素燃焼の可能性が無視できる状態

る状態となるためである。

となるためである。

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

伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・

面熱伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水対向流，原子炉圧力容器における ECCS 注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後位変化）・対向流，原子炉圧力容器におけるＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備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，放射線水分解等による含む），炉心損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，水素ガス・酸素ガス発生，原子炉圧力容器内 FP 挙動，原子炉格納容器における格納容

放射線水分解等による水素・酸素発生及び原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，格納容器に器各領域間の流動，サプレッション・プール冷却，スプレイ冷却，放射線水分解等によおける格納容器各領域間の流動，サプレッション・プール冷却，スプレイ冷却及びる水素ガス・酸素ガス発生並びに炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器
内 FP 挙動が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能であ

放射線水分解等による水素・酸素発生並びに炉心損傷後の格納容器における格納容
器内ＦＰ挙動が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可り，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損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ルを有するシビアアクシデン

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ルを有するシビアア

ト総合解析コード MAAP により格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器内の気相クシデント総合解析コードＭＡＡＰにより格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格濃度等の過渡応答を求める。

納容器内の気相濃度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

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

ケンスに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

シーケンスに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
2／10

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響及び操作時間余裕を評価する。
(2) 有効性評価の条件

東海第二発電所備

考与える影響及び操作時間余裕を評価する。
(2) 有効性評価の条件

本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過

過温破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，

圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じである

有効性評価の条件は「7.2.1.2.2(2) 有効性評価の条件」と同じである。このほかに，ことから，有効性評価の条件は「3.1.2.2(2) 有効性評価の条件」と同じである。

本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき主要な解析条件を第 7.2.4－1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解析条件を以下に示

このほかに，本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき主要な解析条件を第3.4－1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解す。

析条件を以下に示す。

a. 初期条件

ａ．初期条件(a) 酸素濃度(a) 酸素濃度

原子炉格納容器の初期酸素濃度並びに水の放射線分解によって発生する水素ガス及格納容器の初期酸素濃度，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素並

び酸素ガスを考慮することとする。原子炉格納容器の初期酸素濃度は，運転上許容されびに可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入に伴い格納容器内にる上限の 3.5vol%とする。

注入される酸素を考慮することとする。格納容器の初期酸素濃度は，運転上許容される上限の 2.5vol％（ドライ条件）とする。なお，可燃性ガス濃度制御系
は，重大事故時の環境下における使用を想定した設備ではないことから，考慮しない。

b. 事故条件

ｂ．事故条件(a) 炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量(a) 炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量

炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析コード MAAP の評価結

炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析コードＭＡＡＰの果から得られた値を用いた。これは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不評価結果から得られた値を用いた。これは，窒素置換による格納容器内雰囲気活性化によって運転中の原子炉格納容器内の酸素濃度が低く管理されていること及びの不活性化によって運転中の格納容器内の酸素濃度が低く管理されているこ

解析コード MAAP の評価結果で水素濃度が 13vol%を超えることを考慮すると，酸素濃度と及び解析コードＭＡＡＰの評価結果で水素濃度が 13vol％（ドライ条件）をの上昇の観点から厳しいシーケンスとすることが適切と考えたためである。仮に全炉心超えることを考慮すると，酸素濃度の上昇の観点から厳しいシーケンスとする内のジルコニウム量の 75%が水と反応し，水素ガスが発生した場合，原子炉格納容器内ことが適切と考えたためである。仮に全炉心内のジルコニウム量の 75％が水との水素濃度が増加するため，相対的に水の放射線分解で発生する酸素ガスの濃度は低下

反応し，水素が発生した場合，格納容器内の水素濃度が増加するため，相対的する。
(b) 水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生割合に水の放射線分解で発生する酸素の濃度は低下する。
(b) 水の放射線分解による水素及び酸素の発生割合

水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスの発生量は，
解析コード MAAP

水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の発生量は，解析コードＭＡで得られる崩壊熱をもとに評価する。ここで，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（G 値

ＡＰで得られる崩壊熱を基に評価する。ここで，水素及び酸素の発生割合（Ｇ（100eV あたりの分子発生量），以下「G 値」という。
）は，それぞれ 0.06，0.03 とする。また，原子炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，原子炉圧力容器内につい値（100eV 当たりの分子発生量），以下「Ｇ値」という。）は，それぞれ 0.06，
0.03 とする。また，原子炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，サプレては，ベータ線，ガンマ線ともに 0.1，原子炉圧力容器外の核分裂生成物については，ッション・プール内の核分裂生成物については，ベータ線，ガンマ線ともに 1，

ベータ線，ガンマ線ともに 1 とする。

サプレッション・プール以外に存在する核分裂生成物についてはベータ線，ガンマ線ともに 0.1 とする。
（添付資料 3.4.1，3.4.2）(c) 金属腐食等による水素ガス発生量
原子炉格納容器内の亜鉛の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素ガス(c) 金属腐食等による水素発生量
格納容器内の亜鉛等の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素3／10

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東海第二発電所

備の発生量は，ジルコニウム－水反応による水素ガス発生量に比べて少なく，また，水素の発生量は，ジルコニウム－水反応による水素発生量に比べて少なく，また，ガスの発生は，原子炉格納容器内の水素濃度を上昇させ，酸素濃度を低下させると考え水素の発生は，格納容器内の水素濃度を上昇させ，酸素濃度を低下させると考られることから，金属腐食等による水素ガス発生量は考慮しない。

えられることから，金属腐食等による水素発生量は考慮しない。

考（添付資料 3.1.2.10）(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は，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・
過温破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，

本評価事故シーケンスは，「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）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じである

有効性評価の結果は「7.2.1.2.2 (4) 有効性評価の結果」と同じである。このほかに，ことから，有効性評価の結果は「3.1.2.2(4) 有効性評価の結果」と同じである。

本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき評価結果として，格納容器圧力，格納

このほかに，本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき評価結果として，格

容器温度，ドライウェル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ド

納容器圧力，格納容器雰囲気温度，ドライウェル及びサプレッション・チェンバのライ条件）の推移を第 7.2.4－1 図から第 7.2.4－6 図に，事象発生から 7 日後（168 時

気相濃度（ウェット条件，ドライ条件）の推移を第 3.4－1 図から第 3.4－10 図に，間後）の酸素濃度を第 7.2.4－2 表に示す。

事象発生から 7 日間における酸素濃度の最高値と到達時間を第 3.4－2 表に示す。

a. 事象進展

ａ．事象進展事象進展は 7.2.1.2.2 (4) a.と同じである。

事象進展は「3.1.2.2(4)ａ．事象進展」と同じである。

上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心再冠水までの間に，全炉心内のジル

上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心冠水までの間に，全炉心内のコニウム量の約 16.6%が水と反応して水素ガスが発生する。また，炉心再冠水に伴い，ジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して水素が発生する。また，炉心冠水に伴事象発生から約 2.5 時間後にジルコニウム－水反応は停止する。発生した水素ガスは原い，事象発生から約 2.7 時間後にジルコニウム－水反応は停止する。発生した水子炉圧力容器内で発生する蒸気とともに，破断口から上部ドライウェルに流入する。ま素は原子炉圧力容器内で発生する蒸気とともに，破断口からドライウェルに流入

た，原子炉圧力容器内及びサプレッション・チェンバ内における核分裂生成物による水する。また，原子炉圧力容器内及び格納容器内における核分裂生成物による水のの放射線分解により水素ガス及び酸素ガスが発生する。代替循環冷却系による原子炉格

放射線分解により水素及び酸素が発生する。代替循環冷却系による格納容器除熱

納容器除熱の開始後は，サプレッション・チェンバ内で蒸気の凝縮が進むことに伴い，の開始後は，サプレッション・チェンバ内で蒸気の凝縮が進むことに伴い，格納原子炉格納容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。

容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。事象発生から約 84 時間後に，格納容器
内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達し，可搬型窒素供給装置による格納
容器内への窒素注入操作を実施することで，格納容器内酸素濃度の上昇が抑制される。なお，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入は，格納容器圧
力が 0.31MPa［gage］に到達した時点で停止する。

b. 評価項目等

ｂ．評価項目等

原子炉格納容器内の水素濃度は，ウェット条件においても事象発生直後から 13vol%

格納容器内の水素濃度は，事象発生直後から 13vol％（ドライ条件）を上回る

を上回るが，ウェット条件における酸素濃度は，事象発生から 7 日後までの間，原子炉が，酸素濃度は，4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置

格納容器の初期酸素濃度である 3.5vol%を上回ることはなく，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.4vol%であり，可燃限界を下回る。

による格納容器内への窒素注入を行うことによって，酸素濃度の最高値は約
4.0vol％（ドライ条件）にとどまることから，可燃限界を下回る。

ドライ条件では，事象発生の約 5 時間後から約 18 時間後までの間，ドライウェルにおける酸素濃度が可燃限界である 5vol%を上回る。この間，ウェット条件では，LOCA 後のブローダウンによって，ドライウェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプ
レッション・チェンバに送り込まれ，破断口から供給される水蒸気でドライウェル内が満たされるため，ドライウェル内のほぼ 100%が水蒸気となっている。そのため，この間のドライ条件でのドライウェル内の気体組成は，ほぼ水の放射線分解によって生じる水
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東海第二発電所

備

考

素ガス及び酸素ガスの割合となり，
そのウェット条件での濃度は1vol%未満（約 0.2vol%）である。また，ドライウェル内の非凝縮性ガス(水素ガス，酸素ガス及び窒素ガス)の分
圧 の 和 は 大 気 圧 よ り も 低 く ， 0.02MPa [abs] 未 満 ( 水 素 及 び 酸 素 の 分 圧 の 和 は0.01MPa[abs]未満)である。この間のサプレッション・チェンバ内のウェット条件での水蒸気の濃度は約 5vol%であり，サプレッション・チェンバ内の全圧が 0.50MPa[abs]以上であることから，非凝縮性ガス( 水素ガス， 酸素ガス及び窒素ガス) の分圧は少な
くとも 0.47MPa[abs]以上である。このため，仮にドライウェル内の水蒸気が凝縮してドライウェル内の圧力が低下し，相対的に水素濃度及び酸素濃度が上昇しても，ドライウ
ェル内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界を上回る前に，サプレッション・チェンバから酸素濃度が 5.0vol%未満の気体が流入する。このため，この間においてドライウェルの酸素濃度が現実に可燃限界である 5vol%を上回ることはない。事象発生の約 18 時間
後以降は，
ドライ条件を仮定しても酸素濃度は 5.0vol%未満で推移し，事象発生から7 日
後の酸素濃度は，ドライウェルにおいて約 3.7vol%，サプレッション・チェンバにおいて約 3.9vol%である。したがって，格納容器スプレイの誤動作等により水蒸気量が低下しても，可燃限界である 5vol%に達することはない。
その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し，原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度が可

その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し，格納容器内の水素及び酸素濃度が可燃領域に至る場合については，格納容器ベントによって，その水素濃度及び酸素濃度を燃領域に至る場合については，格納容器ベントによって，その水素濃度及び酸素低減することで，安定状態を維持できる。

濃度を低減することで，安定状態を維持できる。

また，原子炉格納容器内は，原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされるため，原子炉格納容器内がドライ条件となることは考えにくい。なお，事象発生の 168
時間後における崩壊熱は約 11.6MW であるが，これに相当する水蒸気発生量は約 2.3×
104Nm3/h である。このため，水素燃焼の可能性の有無は，ウェット条件における気相濃度において判断することが妥当であると考える。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項

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(6)目について，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。また，(7)の評価の評価項目について，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。ま

項目について，可燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)の評価項目のうち，た，(7)の評価項目について，可燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)

可燃性ガスの蓄積による(1)の評価項目への影響については，「7.2.1 雰囲気圧力・温度の評価項目のうち，可燃性ガスの蓄積による(1)の評価項目への影響については，

による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用「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）」のうち，する場合」にて評価項目を満足することを確認している。

「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」にて評価項目を満足することを確認している。

なお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「6.2.2.2 有効性を確認する
ための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目について対策の有効性を評価するものでなお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「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(6)の評価項目について対策の有効性をあり，原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下しない場合の評価であるが，溶融炉心が原評価するものであり，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心が落下しない場

子炉格納容器下部に落下した場合の溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発合の評価であるが，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合の生の影響については，「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において，「6.2.2.2 有水素発生の影響については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」

効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有において，「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(6)及び効性を確認できる。

(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。
（添付資料 3.4.3）
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7.2.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

東海第二発電所備考3.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・本評価事故シーケンスは，「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）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，

過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることか

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価は「7.2.1.2.3 解析コード及び解析条件

ら，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価は「3.1.2.3 解析コード及び解析の不確かさの影響評価」と同様である。よって以下では，格納容器破損モード「水素燃条件の不確かさの影響評価」と同様である。よって以下では，格納容器破損モード「水焼」を評価する上で着目すべき不確かさの影響評価結果を示す。

素燃焼」を評価する上で着目すべき不確かさの影響評価結果を示す。

(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ける，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ける，解析コードにおける重要現象の不確かさの影響

は，「7.2.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同様である。

評価は，「3.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同様である。

(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，「7.2.1.2.3(2)ａ. 初

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，「3.1.2.3(2)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」と同様であるが，本評価事

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」と同様である

故シーケンスを評価する上で，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が，本評価事故シーケンスを評価する上で，事象進展に有意な影響を与えると考る影響評価の結果を以下に示す。

えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。

(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

初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，初期条件の酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％（ドライ条件）に対して最確条

解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本件は約 1vol％（ドライ条件）から約 2vol％（ドライ条件）であり，解析条件

評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるが，本評価事故シーケンスにおいては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の起点としての不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられ，可搬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。

型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の開始時間は遅くなることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析条件の心内のジルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して，最確条

全炉心内のジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対し件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合て，最確条件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，は，水素ガス発生量が変動する可能性があるが，本評価事故シーケンスにおいては水素最確条件とした場合は，水素発生量が変動する可能性があるが，操作手順（可ガス発生量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

搬型窒素供給装置による格納容器内の窒素注入操作を実施すること）に変わり間に与える影響はない。
金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加はないことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合は，水素発するため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるが，本評価事故シーケンスにおいては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の生量が増加し，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられ，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の開始時

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。

間は遅くなることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03

事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03

に対して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガに対して最確条件は同じであるが，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解によス発生量が大幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域

る酸素発生量が大幅に増加する場合，格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆6／10

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウ轟領域となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用し，

ェットウェルベント）を使用し，原子炉格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，

格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，格納容器圧力逃がし装置に係

格納容器圧力逃がし装置に係る運転員等の操作については，「7.2.1.3 代替循環冷却系

る運転員等の操作については，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場合」

を使用しない場合」において，成立性を確認している。また，耐圧強化ベント系（ウェにおいて，成立性を確認している。

ットウェルベント）を用いる場合は，あらかじめ不活性ガスによる大気開放ラインのパ考（添付資料 3.4.4，3.4.5）ージを実施するほかはおおむね同様の対応となる。
(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

初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，初期条件の酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％（ドライ条件）に対して最確条

解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本件は約 1vol％（ドライ条件）から約 2vol％（ドライ条件）であり，解析条件

評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることの不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本から，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析条件の心内のジルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して，最確条

全炉心内のジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対し件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合て，最確条件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，は，水素ガス発生量が変動する可能性がある。炉心内のジルコニウム－水反応による水最確条件とした場合は，水素発生量が変動する可能性がある。炉心内のジルコ

素ガス発生量は，運転員等操作である低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作

ニウム－水反応による水素発生量は，運転員等操作である低圧代替注水系（常開始時間に依存して変動するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始

設）による原子炉注水の操作開始時間に依存して変動するが，低圧代替注水系

時間については，「7.2.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」にて解析上の操作開始時間と実態の操（常設）による原子炉注水の操作開始時間については，「3.1.2.3(2)ｂ．操作

作開始時間はほぼ同等と評価しており，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス

条件」にて解析上の操作開始時間と実態の操作開始時間はほぼ同等と評価して発生量に与える影響は小さい。仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開

おり，炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量に与える影響は小さ

始が大幅に早まった場合，第 7.2.4－7 図及び第 7.2.4－8 図に示すとおり，全炉心内のい。仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始が大幅に早まっジルコニウム量の約 18.2%が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガた場合，第 3.4－11 図及び第 3.4－12 図に示すとおり，全炉心内のジルコニウ

ス発生量は 1 割程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積がム量の約 15.3％が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生

最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.6vol%であり，可燃限界を下回る。また，

量は 5 割程度増加するが，酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点

本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与えで可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素注入操作を開始するため，る影響は小さい。また，仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始が遅

酸素濃度の最高値は約 4.0vol％（ドライ条件）であり，可燃限界を下回る。まれた場合，第 7.2.4－9 図及び第 7.2.4－10 図に示すとおり，全炉心内のジルコニウム

た，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラ

量の約 17.1%が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は 3％

メータに与える影響は小さい。また，仮に低圧代替注水系（常設）による原子程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.9vol%であり，可燃限界を下回る。また，本評価における

炉注水の操作開始が遅れた場合，
第 3.4－13 図及び第 3.4－14 図に示すとおり，
全炉心内のジルコニウム量の約 7.6％が水と反応し，炉心内のジルコニウム－

酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ

水反応による水素発生量は 1 割程度減少するが，酸素濃度が 4.0vol％（ドライい。

条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素注入操作を開始するため，酸素濃度の最高値は約 4.0vol％（ドライ条件）であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加

事故条件の金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合は，水素発
7／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（水素燃焼）
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東海第二発電所するため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑え

生量が増加するため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推られることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大き

備

考

くなる。
事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03

事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03

に対して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガに対して最確条件は同じであるが，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解によス発生量が大幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域

る酸素発生量が大幅に増加する場合，格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を使用し，原子炉格納容器内の気体を排出することが可能である

轟領域となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用し，格納容器内の気体を排出することが可能であるため，評価項目となるパラメー

ため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

タに与える影響はない。

G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガス発生量が大幅に増加する場合にＧ値の不確かさにより水の放射線分解による酸素発生量が大幅に増加する

ついて，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いている G

場合について，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価

値（水素ガス：0.4，酸素ガス：0.2）を使用した感度解析を実施した。第 7.2.4－11 図に用いているＧ値（沸騰状態の場合，水素：0.4，酸素：0.2，非沸騰状態の場

から第 7.2.4－15 図に示すとおり，原子炉格納容器内の酸素濃度は，ウェット条件にお合，水素：0.25，酸素：0.125）を使用した感度解析を実施した。第 3.4－15

いて事象発生から約 51 時間で 5vol%に到達するが，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強図から第 3.4－17 図に示すとおり，格納容器内の酸素濃度は事象発生から約 21

化ベント系（ウェットウェルベント）を用いた原子炉格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。5vol%到達時点で原子炉格納容器内の気体の排出操作を実施す

時間で 4.0vol％（ドライ条件）に到達するため，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入を開始し，格納容器圧力が 0.31MPa［gage］到達によりると，水蒸気とともに非凝縮性ガスが原子炉格納容器外に押し出され，また，原子炉格

窒素注入を停止する。酸素濃度は再度上昇し，酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条

納容器内は，減圧沸騰による原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされる

件）に到達するため窒素注入を再開するが，格納容器圧力が 0.465MPa［gage］

ため，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度はほぼ 0vol%まで低下する。

に到達するため窒素注入を停止する。その後も酸素濃度が上昇することで，格納容器内の酸素濃度は，事象発生から約 122 時間で 4.3vol％（ドライ条件）に到達するが，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。4.3vol％（ドライ条件）到達時点で格納容器内の気体の排出操作を実施すると，水蒸気とともに非凝縮性ガスが格納容器外に押し出され，また，格納容器内は，減圧沸騰による原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされるため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度はほぼ0vol％（ウェット条件）まで低下する。さらに，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作により，酸素濃度は低下傾向となり可燃限界である
5vol％（ドライ条件）に到達しないため，水素燃焼が発生することはない。
また，ドライ条件では，ドライウェルの酸素濃度が 5vol%を超えるが，これはドライ
ウェルの大部分が継続的に水蒸気で占められるためであり，実際の状況下でドライ条件となり，水素燃焼が発生することはない。
ドライ条件とならないことを確認するため，水蒸気の凝縮が過剰に進む場合として，格納容器圧力が最も低下する事象発生から 7 日後（168 時間後）において，残留熱除去
系による格納容器スプレイをドライウェルに連続で実施した場合を評価し，原子炉格納容器内の気相濃度の推移を確認した。
第 7.2.4－16 図から第 7.2.4－18 図に示すとおり，
格納容器スプレイによる水蒸気の凝縮を考慮しても，格納容器スプレイ開始後約 4 時間
（原子炉格納容器内が負圧となる時間）までは，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に至ることはない。なお，ベント弁を開放している状況下で格納容器ス
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備考プレイを実施する手順とはしておらず，格納容器スプレイにインターロックによる自動起動はないことから誤動作のおそれはない。運転員の誤操作によって格納容器スプレイ
を連続で実施しても，原子炉格納容器内が負圧に至るまでは格納容器スプレイ開始から
約 4 時間の時間余裕がある。また，格納容器スプレイの停止操作は中央制御室での簡易な操作であることから，約 4 時間の時間余裕の間での運転員による格納容器スプレイの停止に期待できる。このため，現実として原子炉格納容器内が負圧になることはなく，したがって原子炉格納容器内がドライ条件になることはない。
格納容器圧力逃がし装置等による対応が生じる場合，その対応フローは「7.2.1 雰囲

格納容器圧力逃がし装置による対応が生じる場合，その対応フローは「3.1

気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「7.2.1.3 代替循環

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.3

冷却系を使用しない場合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置等の操作が必要とな

代替循環冷却系を使用できない場合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置

る時間は，「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」よりも，本感度解析による評の操作が必要となる時間は，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場合」よ

価結果の方が遅いことから，水素燃焼を防止する観点での事故対応は十分に可能となりも，本感度解析による評価結果の方が遅いことから，水素燃焼を防止する観る。大気中への Cs-137 の総放出量の観点でも，本感度解析による評価結果の方が，事点での事故対応は十分に可能となる。大気中へのＣｓ－137 の総放出量の観点

象発生から原子炉格納容器内の気体の排出操作までの時間が長いことから，「7.2.1.3

でも，本感度解析による評価結果の方が，事象発生から格納容器内の気体の排

代替循環冷却系を使用しない場合」の評価結果である約 2.0TBq を超えることはなく，出操作までの時間が長いことから，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場

評価項目である 100TBq を十分に下回る。

合」の評価結果である約 18TBq を超えることはなく，評価項目である 100TBq
を十分に下回る。
（添付資料 3.4.4，3.4.5，3.4.6）

b. 操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「7.2.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」と同様である。
(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「7.2.1.2.3(3)操作時間余裕の把握」と同様である。
(4) まとめｂ．操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「3.1.2.3(2)ｂ．操作条件」と同様である。
(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「3.1.2.3(3) 操作時間余裕の把握」と同様である。
(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

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確認した。そのに与える影響，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確認し結果，解析コード及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。その結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影

た場合においても，評価項目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，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間

響等を考慮した場合においても，評価項目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，対策の有効性が確認できる範には時間余裕がある。

囲内において，操作時間には時間余裕がある。

7.2.4.4 必要な要員及び資源の評価

3.4.4 必要な要員及び資源の評価

本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・本評価事故シーケンスは，「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）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，

過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることか必要な要員及び資源の評価は「7.2.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

ら，必要な要員及び資源の評価は「3.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じであ
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備考る。
7.2.4.5 結論

3.4.5 結論

格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応等によって発生した水格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応等によって発生した

素ガスと，水の放射線分解によって発生した酸素ガスが原子炉格納容器内で反応するこ

水素と，水の放射線分解によって発生した酸素が格納容器内で反応することによってとによって激しい燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容

激しい燃焼が生じ，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「水器破損モード「水素燃焼」に対する格納容器破損防止対策としては，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化を実施している。

素燃焼」に対する格納容器破損防止対策としては，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化に加え，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入手段を整備している。

格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相対格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出さ対的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽れている評価事故シーケンス「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」

出されている評価事故シーケンス「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷について，有効性評価を行った。

却失敗」について，有効性評価を行った。

上記の場合においても，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化によ

上記の場合においても，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化に加え，可搬り，酸素濃度が可燃限界である 5vol%以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入により，酸素濃度が可燃限界である

評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。

5vol％（ドライ条件）以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，評価項目を満足している。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る影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確える影響及び評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

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

一定の余裕がある。

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。

重大事故等対策時に必要な要員は，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，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化等の格納容以上のことから，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化，可搬型窒素供給装器破損防止対策は，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，

置による格納容器内への窒素注入等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シ

格納容器破損モード「水素燃焼」に対して有効である。

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「水素燃焼」に対して有効である。

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備

考

解析結果 1／13

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備

考

解析結果 2／13

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 3／13

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備

考

解析結果 4／13

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 5／13

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考

解析結果 6／13

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備

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解析結果 7／13

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備

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解析結果 8／13

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該当図なし

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解析結果 9／13

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備

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解析結果 10／13

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解析結果 11／13

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考

該当図なし

解析結果 12／13

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備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 13／13

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備
考

表 1／1

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7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用

3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用

7.2.5.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.5.1 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「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプ

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプ

ラント損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUV，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，Ｔ

TQUX，LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。

ＱＵＶ，ＴＱＵＸ，ＬＯＣＡ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ及びＴＢＤ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

備考

青：前回比較表提出後，5/31 補正までに修正した部分
黄：5/31 補正以降に修正した部分(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「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の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

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）又は全交流電源喪失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。

動力電源喪失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

このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉る。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格

格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容

納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ド器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納容器の構造材の支持機能を喪失し，ライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造材の支持機能を喪失し，原子炉格納容器の破損に至る。

格納容器の破損に至る。

したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心がしたがって，本格納容器破損モードでは，原子炉起動時にペデスタル（ドライウ

落下する時点で，原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確ェル部）水位が約 1m となるよう注水した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融炉

保し，かつ，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心心が落下する時点で，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に必要な水を冷却することにより，原子炉格納容器の破損を防止するとともに，溶融炉心・コ

位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）にンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制する。

よって溶融炉心を冷却すること及びペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシー
ルドを設置することにより，格納容器の破損を防止するとともに，溶融炉心・コン
クリート相互作用による水素発生を抑制する。

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，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却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって格納容器の圧格納容器の圧力及び温度を低下させる。

力及び雰囲気温度を低下させる。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，格納容器の破損を防止する。

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，重大事故等対処設

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。

損ま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。一方，本格納容器破損モードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって，本評価では，原子炉圧
力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施することとする。
1／20

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉(3) 格納容器破損防止対策

東海第二発電所備考(3) 格納容器破損防止対策

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シー

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シー

ケンスに対して，原子炉格納容器下部のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器

ケンスに対して，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子の支持機能喪失を防止するため，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部

炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，通常運転時からペデスタル（ドライウ

注水手段を整備する。また，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低ェル部）に約 1m の水位を形成した上で，格納容器下部注水系（常設）によるペデ

電導度廃液サンプ（以下「ドライウェルサンプ」という。
）への溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）と合わせて，ドライウェルサンプ底面のスタル（ドライウェル部）水位の確保手段並びに落下後の溶融炉心冷却のための格
納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水手段を整備す

コンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触するこる。また，溶融炉心の落下によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート侵とを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。

食を抑制するために，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置する。

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

また，その後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観点から，代替格

スプレイ冷却系（常設）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納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却原子炉格納容器除熱手段又は格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱水（海水）の確保手段及び代替循環冷却系による格納容器除熱手段又は格納容器圧手段を整備する。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備し，長期的な格納容器内酸素濃度の上対応する手順及び重大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入手段を

納容器過圧・過温破損）」と同じである。

整備する。

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よる格納容器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を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱」の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損の重大事故等対策の概要は，「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ｑ．に示している。このうち，本格納容器破損モードに対するモードに対する重大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接

重大事故等対策は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 3.2.1.(3)加熱」の 7.2.2.1.(3)に示す g.から j.である。

に示すｉ．及びｋ．からｏ．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よる格納容器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を含めた一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器の重大事故等対策の概略系統図は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加

雰囲気直接加熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。このうち，本熱」に示す第 3.2－1 図である。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対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 7.2.2－2 図及び第 7.2.2

策の概略系統図は第 3.2－1 図（2／5）から第 3.2－1 図（4／5）である。本格納容－3 図である。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／「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

7.2.5.2 格納容器破損防止対策の有効性評価

3.5.2 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，「6.2 評

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，

価対象の整理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と事象進展が早く炉心損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，し，事象進展が早く炉心損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逃がし安全弁再閉失敗を含まない「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷

し，逃がし安全弁再閉失敗を含まない「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷

炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含

却失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗（ペデスタル））」である。ここで，2／20

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

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

逃がし安全弁再閉失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

対応に及ぼ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がＴＱＵＶであるため，事故対応に及ぼす逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さい

きい事故シーケンスを選定したためである。

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たためである。

また，「6.2.2.1(3)e. 溶融炉心・コンクリート相互作用」に示すとおり，プラン

また，「1.2.2.1(3)ｅ．溶融炉心・コンクリート相互作用」に示すとおり，プラ

ト損傷状態の選定では，LOCA と TQUV を比較し，LOCA の場合は原子炉格納容器下

ント損傷状態の選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し，ＬＯＣＡの場合はペデス部に原子炉冷却材が流入することで溶融炉心・コンクリート相互作用が緩和される

タル(ドライウェル部）に原子炉冷却材が流入することで溶融炉心・コンクリート

可能性等を考慮し，より厳しいと考えられる TQUV を選定した。

相互作用が緩和される可能性等を考慮し，より厳しいと考えられるＴＱＵＶを選定
した。

備

考

また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接

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加熱」及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効熱」及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効性を性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」ではプラント損傷状態を

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶTQUV とし，「7.2.2 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状態を 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，

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，どどちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料

ちらのプラン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

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開操作によって原子の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によ炉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れでって原子炉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の流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価する。

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

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，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水面熱伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材

位変化）・対向流，炉心損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，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損及び原子炉

力容器内 FP 挙動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面

圧力容器内ＦＰ挙動並びに炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面でのでの溶融炉心の拡がり，原子炉圧力容器外 FCI（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器

溶融炉心の拡がり，原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器

外 FCI（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心と原子炉格納容器下部プール水との伝熱，溶外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心と格納容器下部プール水との伝熱，溶融

融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。

炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。

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

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

び格納容器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

ト特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コーの溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡ

ド MAAP により原子炉格納容器下部の床面及び壁面のコンクリート侵食量等の過渡ＡＰによりペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量等応答を求める。

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

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
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

シーケンスに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シーケンスに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裕を評価する。

与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(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，「7.2.2 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。原子炉格納容器下部の侵食量評価に対し

備

考(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」の条件と同じである。

ては，コリウムシールドの外側の面積が小さい 6 号炉の床面積を用いた。また，初期条件の初期酸素濃度並びに事故条件の水素ガス及び酸素ガスの発生については，「7.2.4 水素燃焼」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（シュラウド内外水本評価事故シーケンスにおけるペデスタル（ドライウェル部）水位並びに溶融炉

位）の推移を第 7.2.5－1 図及び第 7.2.5－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，

心コンクリート相互作用によるペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコ

ドライウェル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ドライ条

ンクリート侵食量の推移を第 3.5－1 図及び第 3.5－2 図に示す。

件），サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器下部水位並びに溶融炉心・コンクリート相互作用による原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵
食量の推移を第 7.2.5－3 図から第 7.2.5－11 図に示す。
a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 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

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。
ｂ．評価項目等

溶融炉心落下前の原子炉格納容器下部への水張り及び溶融炉心落下後の原子

ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，溶融炉格納容器下部への注水の継続によって，コンクリート侵食量は原子炉格納容器

炉心落下前のペデスタル（ドライウェル部）水位の確保及び溶融炉心落下後のペ下部の床面で約 1cm，壁面で約 1cm に抑えられ，原子炉格納容器下部の溶融炉心デスタル（ドライウェル部）への注水の継続によって，ペデスタル（ドライウェ

は適切に冷却される。

ル部）の壁面及び床面のコンクリートの温度は融点に至らないことからコンクリ
ート侵食は生じず，ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心は適切に冷却される。また，解析コードＭＡＡＰによる評価において，コリウムシールドと溶融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドについても侵食は生じない。なお，溶融炉心中の金属酸化物によるジルコニア耐熱材の溶出も含めて評価した場合には，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この場合においてもペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリートの温度は融点に至らず侵食は生じない。また，コリウムシールドが侵食した場合においても，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスは発生しない。

原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食に対しては，コンクリート侵食が内側鋼板及び厚さ約 1.64m のコンクリート部を貫通して外側鋼板まで到達しな
い限り，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。評価の結果，原子炉格納容器
下部壁面のコンクリート侵食量は約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能

ペデスタル（ドライウェル部）壁面のコンクリート侵食に対しては，コンクリ
ート侵食は生じないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
ペデスタル（ドライウェル部）床面のコンクリート侵食に対しては，コンクリ
ート侵食は生じないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。

を維持できる。
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

考

原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食に対しては，原子炉格納容器下部の床面以下のコンクリート厚さが約 7.1m であり，原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食量が約 1cm であるため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生は，原子炉格

また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生は，コンクリ

納容器下部についてはコンクリートの侵食量が約 1cm であるため，約 4kg の可ート侵食は生じないことから，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生はな

燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート

い。

相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。なお，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の本評価における水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ
条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度は水の放射線分解によって徐々に上昇するものの，事象発生から 7 日後（168 時間後）においても酸素濃度はウ
ェット条件で約 2.1vol%，ドライ条件で約 2.6vol%であり，可燃限界である 5vol%を下回る。溶融炉心・コンクリート相互作用によって，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となり，上記の酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条
件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
その後は，原子炉格納容器下部に崩壊熱相当の流量での格納容器下部注水を継続して行うことで，安定状態を維持できる。

その後は，ペデスタル（ドライウェル部）に 80m３／h の注水を行い，また，代替循環冷却系による格納容器除熱を継続して行うことで，安定状態を維持できる。
（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）

本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の本評価では，「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(8)の評価項目について，原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量※1
をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2 有効性を確認す

評価項目について，ペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリート「1.2.2.2 有効性を
侵食量※をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，るための評価項目の設定」に示す(4)及び(5)の評価項目の評価結果については確認するための評価項目の設定」に示す(4)及び(5)の評価項目の評価結果につい「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.3 原子炉圧力容ては「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容

器外の溶融燃料－冷却材相互作用」にて評価項目を満足することを確認してい器外の溶融燃料－冷却材相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。

る。また，(1)から(3)，(6)及び(7)に示す評価項目の評価結果及びペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」にて確認している。
5／20

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉※1 溶融炉心が適切に冷却されることについても，原子炉格納容器の構造部材の支持機能が維持される範囲で原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリートの侵食

東海第二発電所

備

考※ 溶融炉心が適切に冷却されることについても，ペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリートの侵食が生じないことで確認した。

が停止することで確認した。

（添付資料 3.2.8）

なお，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項
目については「7.2.4 水素燃焼」において，(7)の評価項目については「7.2.1 雰
囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，それぞれ選定された評価事故シーケンスに対して対策の有効性を確認しているが，溶融
炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については，本評価において，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項
目について対策の有効性を確認できる。
7.2.5.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

3.5.3 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

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。

のとする。

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設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の破損に至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の破損に至り，溶融炉心が原子炉格納容器下部へ落下してコンクリートを侵食することが特徴でり，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下してコンクリートを侵食するこある。

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

また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えるの短時間に期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と考えられる操作として，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウて，溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作及び溶融炉心落

ェル部）注水操作とする。

下後の原子炉格納容器下部への注水操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コンクリート種類が挙げられ

粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コリウムシールドを介した熱る。

伝達，コンクリート種類が挙げられる。

本評価事故シーケンスの評価では，水による拡がり抑制に対して溶融炉心の拡がり

本評価事故シーケンスの評価では，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化さを抑制した場合，及び，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化させた場合の影せた場合の影響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエント

響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエントレインメント

レインメント係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。これら

分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。また，コリウムシールドが金属酸化物を含む溶融炉心へのジルコニア耐熱材の影響評価に加え，溶融物がドライウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観の溶出により侵食される可能性を考慮し，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシティを保守的に考慮した場合，及び，溶融

温度依存性を考慮した影響評価を実施する。これらの影響評価に加え，溶融炉心落下

炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から崩壊熱を変化させた場合の影響評価

時の崩壊熱の影響を確認する観点から原子炉圧力容器破損時の崩壊熱が大きくなるを実施する。

よう起因事象を大破断ＬＯＣＡとした場合の影響評価を実施する。

これらの影響評価の結果，運転員等操作時間に与える影響はなく，評価項目となる

これらの影響評価の結果，運転員等操作時間に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響として，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認

パラメータに与える影響として，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉
している。

東海第二発電所

備

考

している。

また，原子炉圧力容器下鏡部温度を監視し，300℃に到達した時点（事象発生からまた，炉心損傷の確認後，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライ

約 3.7 時間後）で原子炉格納容器下部への初期水張りを行い，原子炉格納容器下部へウェル部）水位の確保操作を行い，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落の溶融炉心の落下に対しては，原子炉格納容器下部の雰囲気温度，格納容器圧力等を下に対しては，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって原監視することによって，原子炉圧力容器破損を認知し，原子炉格納容器下部への注水

子炉圧力容器の破損兆候を検知し，格納容器下部水温の指示を継続監視することで原を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認

子炉圧力容器破損を認知し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を行うといったしている。

兆候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。

(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，「6.7

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

解析コード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は以下のとおりである。

の不確かさの影響評価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

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

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

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，

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

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，炉心溶融開始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

は，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

ンスでは，原子炉圧力容器破損確認後にペデスタル（ドライウェル部）注水操作の初期水張り操作，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部への注水操作を実施するが，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を実施するが，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，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって格納容器

く，炉心下部プレ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下部水温を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速やかに判断可能である

昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器圧力上昇は急峻であることから，原子炉ことから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている原子炉圧力容器破損

圧力容器下鏡部温度及び原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている原子時の格納容器冷却操作及びペデスタル（ドライウェル部）注水操作に係る運転員

炉格納容器下部への初期水張り操作及び原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容等操作時間に与える影響は小さい。

器下部への注水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

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

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

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

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り水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さい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

より水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳＡ
ＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることい。

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

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の不確かさとして，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ている。また，炉心ノー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している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子

圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの

炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器

影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後のペデスタル
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東海第二発電所

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，炉心下部プ（ドライウェル部）への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさ

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は小さいことから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているペデスタル

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，（ドライウェル部）への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さ

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

い。

備

考

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。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の原子炉格
納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉格納容器下部への注水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炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝

達の不確かさとして，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

達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析によ原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。炉心下部プ

り原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧

レナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさの影響を受ける可能性がある操作とし

力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後のペデスては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下タル（ドライウェル部）への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確

かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としているペデスタル（ドかさは小さいことから，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

ライウェル部）への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

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。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融
炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時
間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉
格納容器下部への注水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，

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みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間

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が，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間

に対して，十数分早まる程度であり，原子炉格納容器下部への注水は中央制御室後）に対して，十数分早まる程度であり，ペデスタル（ドライウェル部）への注から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の

水は原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって格納容器

起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与下部水温を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速やかに判断可能である

える影響は小さい。

ことから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているペデスタル（ドライ

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとウェル部）への注水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内ＦＰ挙動の不確かさ

して，核分裂生成物（FP）挙動モデルは PHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容として，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析により器内への FP 放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP

原子炉圧力容器内へのＦＰ放出の開始時間を適切に再現できることを確認して実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP 放出について実験結果より急激な放出をいる。ＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析では，燃料被覆管破裂後のＦＰ放出について示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シーケと推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定

ンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内 FP 放出を操作開始の起点としているされる。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を
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運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。

東海第二発電所

備

考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，運転員等操作に与える影響はない。

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

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，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，デブリ粒子

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，デブリ粒子径の感度

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

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

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。

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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心

炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及びの拡がり及び溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとし

溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメントて，エントレインメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プー

係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係

ル－クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認

数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。また，コリウムシしている。本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食を操作開始の起点としールド侵食量に対しても影響を与える可能性がある。本評価事故シーケンスで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。

は，コリウムシールド及びコンクリート侵食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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリ

炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリートの伝熱，コンクリート

ート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，実験解析によりコンクリート

分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，コリウムシールド及びコンクリー

侵食量を適切に評価できることを確認している。本評価事故シーケンスでは，コ

ト侵食量への影響が考えられる。本評価事故シーケンスでは，コリウムシールド

ンクリート侵食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，運転及びコンクリート侵食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

員等操作時間に与える影響はない。

ら，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリートの伝熱，コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさがコンクリート侵食に与える影響に関しては，実験解析によりコンクリー
ト侵食量を適切に評価できることを確認している。また，ＭＡＡＰコードにおける溶融炉心から構造材への伝熱は材質に依存しないモデルであり，コリウムシー
ルドにも適用可能である。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）

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

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

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

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に対する感度

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，炉心溶融開始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

は，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水位が形ることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

成されていることから，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

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

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ある解析コード SAFER の評価結果との比較によ

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
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り，水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，そのにより，水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コード

差異は小さいことを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納

ＳＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認してい容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータにる。また，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水位が形与える影響は小さい。

成されていることから，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

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の不確かさとして，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ている。また，炉心ノー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さいことを確認している。本評価事故シーしている。また，炉心ノー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さいことを確認している。本評価事故シケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施

ーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水位されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

が形成されていることから，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炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝

達の不確かさとして，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

達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析によ原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故

り原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

水位が形成されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ

備

考

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，

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みを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間

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が，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間

に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合におい後）に対して，早まる時間は僅かであり，破損時間が僅かに早まった場合においても，原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目とても，ペデスタル（ドライウェル部）に水位が形成されていることから，評価項なるパ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圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさと炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさ

して，原子炉圧力容器内 FP 挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食として，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

食量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

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

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，として，エントレインメント係数の感度解析により溶融炉心の細粒化割合がコン

エントレインメント係数の感度解析により溶融炉心の細粒化割合がコンクリー

クリート侵食に与える感度は小さいことを確認していることから，評価項目とな

ト侵食に与える感度は小さいことを確認しており，また溶融炉心の温度に対するるパラメータに与える影響は小さい。

感度は小さく，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心

炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりにつの拡がりについて，溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定した感度解析を実施

いて，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定し種々の不均一な堆積形状を考慮しした。評価の体系として，水中に落下した溶融炉心が初期水張り水深と同じ高さた場合，溶融炉心の拡がりが抑制されない均一堆積形状よりも溶融炉心と水とのの円柱を形成し，円柱の上面から水によって除熱されるものとした。ただし，円伝熱面積が大きくなり，溶融炉心の冷却が促進される傾向となると評価してお柱の側面部分も水に接していることを想定し，上面からの除熱量は円柱上面の面

り，コリウムシールド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となる

積に側面の面積を加えた値とした。感度解析の結果，第 7.2.5－12 図に示すとおパラメータに与える影響はない。また，溶融炉心と格納容器下部のプール水の伝
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り，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm に抑えられ，原子熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流

炉圧力容器の支持機能を維持できる。

束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート

また，溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エ

侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析

ントレインメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クを実施した。感度解析の結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じ

ラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的ず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。これは，落下した溶融炉心はペデな溶融炉心からのプール水への熱流束についての感度解析を実施した。感度解析

スタル（ドライウェル部）水によって冷却されコリウムシールドが侵食開始温度の結果，第 7.2.5－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持に到達する前に溶融炉心の温度は 2,100℃を下回ること，溶融炉心からプール水へは崩壊熱以上の除熱がなされ溶融炉心の温度は 2,100℃未満を維持することかできる。

ら，コリウムシールドは侵食開始温度に到達せず，コンクリート侵食が抑制され備考たものである。
なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンクリート相互

なお，本感度解析では，溶融炉心・コンクリート相互作用によってコンクリー

作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本ト侵食は生じないことから可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスは発生せず，格評価においてもジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生す

納容器圧力や格納容器内の水素濃度及び酸素濃度への影響はない。

ることを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット
条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては13vol%を上回る。このことから，本感度解析において評価した，溶融炉心・コン
クリート相互作用に伴って発生する可燃性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳
は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては
水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器
内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析ケースの溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」にて示した酸素濃度（ウェット条件で2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響については，「3.5.3 (4) コ
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備

考

リウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」において，評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(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 7.2.2－2
表に示すとおりであり，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

響を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータを評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータにに対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な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示す。

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 に対応した

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 に対応しものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件のたものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 31GWd／t であり，解析条

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る崩壊熱より

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る崩壊熱も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至よりも小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損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に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（溶融炉心落下後にペデスタ

じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること及び溶融炉心落ル（ドライウェル部）への注水操作を開始すること）に変わりはないことから，

下後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始すること）に変わりはないこと

運転員等操作時間に与える影響はない。

から，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，最確初期条件の溶融炉心からプール水への熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧力依存あり）に対して，最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であ条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はない

り，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼

初期条件のコンクリート以外の構造材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しな板，リブ鋼板及びベント管は考慮しないことに対して，最確条件はコンクリー

いことに対して最確条件はコンクリート以外の構造材を考慮することであり，ト以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件と解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点がした場合は，コンクリートより融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐高い鉄筋の耐熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンク

熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンク

リート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量を操作開始の起点としている

リート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量

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。また，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。

コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物

初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱

器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウが生じ，原子炉格納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとェル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件としして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コた場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用

ンクリート相互作用によるコンクリート侵食は抑制されるが，コンクリート侵によるコンクリート侵食及びコリウムシールド侵食が抑制されるが，コンクリ

食量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

ート侵食量及びコリウムシールド侵食量を操作開始の起点としている運転員
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時間に与える影響はない。

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備

考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。

初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析
条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心が冷却されやすくなるため，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量を操
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

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（サプレッシェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容ョン・チェンバ）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，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条

器圧力及び格納容器雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことか

員等操作時間に与える影響は小さい。

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，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水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設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（原子炉圧流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（溶融炉心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操作を実施す

落下後にペデスタル（ドライウェル部）への注水操作を開始すること）に変わること及び原子炉圧力容器破損後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始

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。

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ない。
機器条件のコリウムシールドは，解析条件の侵食開始温度 2,100℃に対して最確条件は侵食開始温度 2,100℃であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，溶融炉心中の金属酸化物によるジルコニア耐熱材の溶出も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールドの侵食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。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(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

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 に対応した

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 に対応しものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件のたものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 31GWd／t であり，解析条

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る崩壊熱より

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る崩壊熱も小さくなるため，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。
初期条件の溶融炉心からのプール水への熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当

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。
初期条件の溶融炉心からプール水への熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないこ

最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コンクリート侵食量とから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コンクリート侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響をに対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプ確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプ
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ール水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，第 7.2.5

東海第二発電所

備

考ール水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，コリウム－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約シールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持

8cm，壁面で約 7cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンクリ

性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生はない。

ート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，
ドライ条件においては 13vol%を上回る。このことから，溶融炉心・コンクリー
ト相互作用によって発生する可燃性ガスの発生量について，感度解析の結果を本評価の結果に加えて原子炉格納容器内の気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内
訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガス
としては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相
互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格
納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析の溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容
器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下となる。このため，原子炉格
納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼

初期条件のコンクリート以外の構造材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しな板，リブ鋼板及びベント管は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート

いことに対して最確条件はコンクリート以外の構造材を考慮することであり，以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とし解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点がた場合は，コンクリートより融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱高い鉄筋の耐熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクの効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンクリ

リート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕はート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となる

大きくなる。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。

パラメータに対する余裕は大きくなる。
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。コンクリート侵食量に対しては，溶融物のコリウムシールド内側への流入を考慮し，ドライウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシテ
ィを保守的に考慮した場合についての感度解析を実施した。
その結果，
第 7.2.5－14 図に示すとおり，ドライウェルサンプのコンクリート侵食量は，床面で約9cm，壁面で約 9cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能及び原子炉格納容器バウンダリ機能を維持できることを確認した。
初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容

初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物

器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱

条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積

わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェ

が広くなることで溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食がル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食及びコリウムシールドの侵食が抑制されることから，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

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（サプレッシェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容ョン・チェンバ）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，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条

器圧力及び格納容器雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価

解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことか項目となるパラメータに与える影響は小さい。

ら，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵

食量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食量を評価するに当たり，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実施した。感度解析は，起因事象の不確かさを保守的に考慮するた感度解析を実施した。感度解析は，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事象

め，溶融炉心の崩壊熱をベースケースから変更し，事象発生から 6 時間後の値であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失を仮定し，事故シーケンとした。これは，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失」とし，スを「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」とし，本評価

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

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する場合，原子炉水位の低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が約 6.4 時間となること

よる原子炉注水機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した。

を考慮し保守的に設定した値である。

その結果，原子炉圧力容器破損のタイミングが約 3.3 時間と早くなるため，

その結果，第 7.2.5－15 図に示すとおり，コンクリート侵食量は床面で約

溶融炉心落下時の崩壊熱が大きくなるが，コリウムシールド及びコンクリート

3cm，壁面では約 3cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。

の侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コンクリー

また，コンクリート侵食量が僅かであることから，本評価における溶融炉心・ト侵食は生じないことから，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスは発生しな

コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生量は原子炉格納容器内の気相い。なお，本評価においては事象発生から約 79 時間後に格納容器内酸素濃度

濃度に影響を与えない。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可が 4.0vol％（ドライ条件）に到達するが，可搬型窒素供給装置による格納容器
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東海第二発電所備

燃性ガスの蓄積及び燃焼による格納容器圧力への影響は無く，原子炉格納容器

内への窒素注入を行うことによって，酸素濃度の最高値は約 4.0vol％（ドライ内の気体組成の推移は「7.2.5.2(3)b 評価項目等」と同じとなる。なお，本評条件）にとどまることから，可燃限界である 5vol％（ドライ条件）を下回る。

考価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェ
ルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度はウェット条件で 2.1vol%以下，ドライ条件で 2.6vol%以下であり，可燃限界である
5vol%を下回ることから，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生する
おそれはない。
機器条件のコリウムシールドは，解析条件の侵食開始温度 2,100℃に対して最確条件は侵食開始温度 2,100℃であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。なお，溶融炉心中の金属酸化物によるジルコニア耐熱材の溶出も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じる
が，この影響については「3.5.3(4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」にて，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。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
b. 操作条件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，「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

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パラメータに与える影響を評価し，評価結果

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。

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。
操作条件の格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心落下後の原子炉格納操作条件の格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）

容器下部への注水操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損後（事注水操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 7 分後（事象発16／20

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備

象発生から約 7 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響とし

生から約 4.6 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，て，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 7.0 時間の時間余裕があり，ま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，また，た，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合でも，溶融炉心

溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合で落下前に張られた水が蒸発するまでには約 0.8 時間の時間余裕がある。溶融炉

も，ペデスタル（ドライウェル部）プール水が蒸発し，溶融炉心が露出するま

心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力，格納容器下部空間

でには約0.3 時間の時間余裕がある。
溶融炉心落下後の格納容器下部注水系（常部温度及び格納容器圧力の傾向を監視しながら原子炉圧力容器破損を判断し設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作は原子炉圧力容器温度（下て実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に鏡部）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の指示を継続監視することで与える影響も小さい。

原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操考

作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響
は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制
御室に常駐していること，また，当該操作に対応する当直運転員に他の並列操
作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2，3.5.4）(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

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。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系

操作条件の溶融炉心落下後の格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（常設）による注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操（ドライウェル部）注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態

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，評価項目となるパータに与える影響は小さい。

ラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.4）(3) 操作時間余裕の把握(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

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。
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の結果を以下に示す。
操作条件の溶融炉心落下後の格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドいては，原子炉圧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

ライウェル部）注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生か

約 3.7 時間あり，原子炉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ら約 4.5 時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。また，原子炉圧力容器下鏡

行われなかった場合でも，ペデスタル（ドライウェル部）プール水が溶融炉心の崩部温度 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水操作の壊熱及びジルコニウム－水反応による発熱により蒸発し，溶融炉心が露出するまで

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）によるには約 0.3 時間の時間余裕がある。

水張りは約 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（添付資料 3.2.14，3.5.4）
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備

考すると，事象発生から約 5.7 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して 1 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約7.0 時間あり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム－水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.8 時間の時間余裕がある。
(4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価
コリウムシールドの材質であるジルコニアは，溶融炉心中に存在する金属酸化物
によるジルコニア耐熱材の溶出を考慮した場合に侵食される可能性がある。また，
ＭＡＡＰコードにおけるコリウムシールドの伝熱モデルには伝熱物性値の温度依
存性の不確かさが考えられる。このため，コリウムシールド設置に伴うこれらの影響を考慮した感度解析を実施した。
解析条件について，既往実験の知見を踏まえた金属酸化物によるジルコニア耐熱材の溶出を考慮し，コリウムシールドの厚さを 11cm とした。また，コリウムシー
ルドの熱伝導率及び比熱はペデスタル（ドライウェル部）の温度を厳しく評価する
ため，常温時のジルコニアの物性値とした。
第 3.5－3 図にペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリートの温度の推移を示す。感度解析の結果，溶融炉心と接するコリウムシールドの温度は融点に至らず侵食は進行せず，また，ペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食しないことを確認した。したがって，コリ
ウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.1）(4) まとめ(5) 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

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確認しに与える影響，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確認した。その結果，解析コード及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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さた。また，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した感度解析を実施した。その結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間

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できる範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メータに与える影

囲内において，操作時間には時間余裕がある。

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できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
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備

考（添付資料3.2.10）
7.2.5.4 必要な要員及び資源の評価

3.5.4 必要な要員及び資源の評価

本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と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」と同同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源のじであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価

評価」と同じである。

」と同じである。

7.2.5.5 結論

3.5.5 結論

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，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ともに，

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，原子炉圧力容器内の溶もに，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，原子炉圧力容器

融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，内の溶融炉心が格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納容器の構造部材の支持機

ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支能を喪失し，原子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「溶持機能を喪失し，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「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，格納容器

融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，原子炉起下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整備している。また，原子炉格納動時にペデスタル（ドライウェル部）水位が約 1m となるよう注水した上で，格納容

容器下部にコリウムシールドを設置している。

器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保手段を整備している。また，落下後の溶融炉心冷却のため格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水手段を整備している。さらに，溶融炉心の落下によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート侵食を抑制するために，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置している。

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」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（＋デブリ冷却失敗）」に

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（＋デブリ冷却失

ついて，有効性評価を行った。

敗（ペデスタル））」について，有効性評価を行った。

上記の場合においても，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水を実

上記の場合においても，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウ

施することにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリー

ェル部）水位の確保，ペデスタル（ドライウェル部）注水を実施することにより，溶ト相互作用によってコンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm，壁面

融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンで約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維

クリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態持できる。

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，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場

える影響及び評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，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。

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。

重大事故等対策時に必要な要員は，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，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以上のことから，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）

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

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が確認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効あることが確認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対
19／20

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉である。

東海第二発電所

備考して有効である。

20／20

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 1／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 2／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 3／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 4／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

解析結果 5／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

解析結果 6／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 7／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

該当図なし

該当図なし

解析結果 8／8

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

7.3.1 想定事故 1

4.1 想定事故１

7.3.1.1 想定事故 1 の特徴，燃料損傷防止対策

4.1.1 想定事故１の特徴，燃料損傷防止対策(1) 想定する事故(1) 想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故

済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つには，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故 1の一つには，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故として「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済
燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」がある。

１として「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」がある。

(2) 想定事故 1 の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方

備考(2) 想定事故１の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方

想定事故 1 では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することを想

想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発す定する。このため，使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとらることによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至れない場合には，使用済燃料プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至る。

る。

本想定事故は，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を喪失したことによっ

本想定事故は，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を喪失したことによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため,重大事故等対策の有効性評て燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事故等対策の有効性

価には，使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待すること

評価には，使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待するこが考えられる。

とが考えられる。

したがって，想定事故 1 では，燃料プール代替注水系により使用済燃料プールへしたがって，想定事故１では，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール

注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，燃料プール代替注水系によ注水系（注水ライン）（以下「代替燃料プール注水系」という。
）により使用済燃料

り使用済燃料プール水位を維持する。

プールへ注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，代替燃料プール注
水系により使用済燃料プール水位を維持する。

(3) 燃料損傷防止対策(3) 燃料損傷防止対策
想定事故１における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷

想定事故 1 における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，燃料プール代替注水系※1 にに至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，代替燃料プール注水系※１による使用済燃料プールへの注水手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第よる使用済燃料プールへの注水手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第7.3.1－1 図に，手順の概要を第 7.3.1－2 図に示すとともに，重大事故等対策の概4.1－1 図に，手順の概要を第 4.1－2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を

要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第 7.3.1

以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第 4.1－1 表に－1 表に示す。

示す。

想定事故 1 において，6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中想定事故１において，事象発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災央制御室の運転員及び緊急時対策要員で構成され，合計 18 名である。その内訳は次害対策要員（初動）17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転のとおりである。中央制御室の運転員は，当直長 1 名（6 号及び 7 号炉兼任），当直

員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び運転操作対応を行う当直運転員 3 名

副長 2 名，運転操作対応を行う運転員 2 名である。発電所構内に常駐している要員である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う要員は 4 名，現のうち，通報連絡等を行う緊急時対策本部要員は 5 名，緊急時対策要員（現場）は場操作を行う重大事故等対応要員は 8 名である。

8 名である。必要な要員と作業項目について第 7.3.1－3 図に示す。

また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な参集要員は，タンクローリによる燃料
1／12

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東海第二発電所

備

考

給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。必要な要員と作業項目について第 4.1－3 図に示す。

※1 燃料プール代替注水系として,燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）※1 可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）以外を想定する。なお，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の注水手段が使用できない場合においては燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘに，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），常設ッダ）による対応が可能である。

低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
ダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ）及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による対応が可能である。

a. 使用済燃料プールの冷却機能喪失確認

ａ．使用済燃料プールの冷却機能喪失確認

使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料

使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料

プール水の温度が上昇する。中央制御室からの遠隔操作による使用済燃料プール

プール水の温度が上昇する。中央制御室からの遠隔操作による使用済燃料プールの冷却系の再起動操作が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能喪失であるこの冷却系の再起動操作が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能喪失であることを確認する。

とを確認する。

使用済燃料プールの冷却機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済

使用済燃料プールの冷却機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済

燃料貯蔵プール水位・温度（SA）等である。

燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。

b. 使用済燃料プールの注水機能喪失確認

ｂ．使用済燃料プールの注水機能喪失確認

使用済燃料プールの冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇に使用済燃料プールの冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇による蒸発により使用済燃料プール水位が低下することが想定されるため，補給水

よる蒸発により使用済燃料プール水位が低下することが想定されるため，補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作によ系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注水準備が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能喪り使用済燃料プールへの注水準備が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能喪失であることを確認する。

失であることを確認する。

使用済燃料プールの注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済
燃料貯蔵プール水位・温度（SA）等である。

使用済燃料プールの注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
（添付資料 4.1.1）

c. 燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水

ｃ．代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水

燃料プール代替注水系の準備は冷却機能喪失による異常の認知を起点として開代替燃料プール注水系の準備は冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。準備が完了したところで，燃料プール代替注水系による使用済燃料プー始する。中央制御室からの遠隔操作により，代替燃料プール注水系の電動弁を開ルへの注水を開始し，使用済燃料プール水位は回復する。その後，使用済燃料プ

操作し系統構成を実施するが，外部電源が喪失している場合には，中央制御室かールの冷却機能を復旧するとともに，燃料プール代替注水系の間欠運転又は流量調整により蒸発量に応じた注水を行うことで，必要な遮蔽※2 を確保できる使用済らの遠隔操作により常設代替交流電源設備による緊急用母線への交流電源供給を実施し，必要な計装設備及び当該電動弁に給電する。準備が完了したところで，
2／12

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燃料プール水位より高く維持する。

東海第二発電所備

考

代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を開始し，使用済燃料プ
ール水位は回復する。その後，使用済燃料プールの冷却機能を復旧するとともに，代替燃料プール注水系の間欠運転又は流量調整により蒸発量に応じた注水を行う
ことで，必要な遮蔽※２を確保できる使用済燃料プール水位より高く維持する。

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度等である。
※2

代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。

必要な遮蔽の目安とした線量率は 10mSv/h とする。想定事故 1 における

※2 必要な遮蔽の目安とした線量率は 10mSv／h とする。想定事故１における原子炉建屋オペレーティングフロアでの作業時間及び作業員の退避は 1

原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間及び作業員の退避は 2.2 時間以内

時間以内であり，作業員の被ばく量は最大でも 10mSv となるため，緊急であり，作業員の被ばく量は最大でも 22mSv となるため，緊急作業時に作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。

おける被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。

原子炉建屋オペレーティングフロアでの作業は，燃料プール代替注水系

原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業は，可搬型代替注水大型ポンプによる（可搬型スプレイヘッダ）を使用する場合，可搬型スプレイヘッダ及びホ代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プースの設置が想定される。

ールスプレイの準備操作における可搬型スプレイノズル及びホースの設置が想定される。

必要な遮蔽の目安とした線量率 10mSv/h は，定期検査作業時での原子炉必要な遮蔽の目安とした線量率 10mSv／h は，施設定期検査作業時での原建屋オペレーティングフロアにおける線量率を考慮した値である。

子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率を考慮した値である。

この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約 2.1m 下の位置

この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約 0.86m 下の位

である。

置である。

7.3.1.2 燃料損傷防止対策の有効性評価

4.1.2 燃料損傷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

想定事故 1 で想定する事故は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示想定事故１で想定する事故は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示

すとおり，「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使すとおり，「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」である。

用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」である。

想定事故 1 では，使用済燃料プールの冷却機能喪失及び注水機能喪失に伴い使用想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能喪失及び注水機能喪失に伴い使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃

済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下するが，使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料
プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，

料プール水位が緩慢に低下するが，使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料
プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，

使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることで，有効使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることで，燃料燃料棒頂部は冠水が維持される。

有効長頂部は冠水が維持される。

未臨界については，燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されてお未臨界については，燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となる

り，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となる

ため，維持される。

ため，維持される。

また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故 1 における運転員

また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故１における運転員
3／12

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備

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。

裕を評価する。

(2) 有効性評価の条件(2) 有効性評価の条件

考（添付資料 4.1.2，4.1.3）
想定事故 1 に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 7.3.1－2 表に示す。

想定事故１に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.1－2 表に示す。ままた，主要な評価条件について，想定事故 1 特有の評価条件を以下に示す。

た，主要な評価条件について，想定事故１特有の評価条件を以下に示す。

なお,本評価では崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，なお，本評価では崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プール

崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかには，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やなること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価に包絡かになること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価にされる。

包絡される。

a. 初期条件

ａ．初期条件（添付資料 4.1.2）(a) 使用済燃料プールの初期水位及び初期水温(a) 使用済燃料プールの初期水位及び初期水温

使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるた

使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲ

め，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲ

ートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容

ートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b) 崩壊熱

される上限の 65℃とする。
(b) 崩壊熱

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 10 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定

止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定しして，使用済燃料プールの崩壊熱は約 11MW を用いるものとする。
なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 19m3/h である。

て，使用済燃料プールの崩壊熱は約 9.1MW を用いるものとする。
なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 16m３／h である。

b. 事故条件

ｂ．事故条件(a) 安全機能の喪失に対する仮定(a) 安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，復水補給水系等の機能を喪失するものとする。
(b) 外部電源

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，補給水系等の機能を喪失するものとする。
(b) 外部電源

外部電源は使用できないものと仮定する。
外部電源が使用できない場合においても，燃料プール代替注水系による使用

外部電源は使用できないものと仮定する。
外部電源が使用できない場合においても，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同等と済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同等となるが，資源の評価の観点から厳しい評価条件となる外部電源が使用できない

なるが，常設代替交流電源設備による緊急用母線への交流電源供給が必要とな場合を想定する。

ることから，要員，資源の評価の観点から厳しい評価条件となる外部電源が使用できない場合を想定する。

c. 重大事故等対策に関連する機器条件

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a) 燃料プール代替注水系(a) 代替燃料プール注水系
4／12

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使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）4 台を使用

使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するもするものとし，崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回る 45m3/h※3 にのとし，崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回る 50m３／h※にて注水する。

て注水する。
※3 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型
スプレイヘッダ）の注水容量はともに 45m3/h 以上(4 台)である。

備考※ 可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）の注水容量は全て 50m３／h 以上である。

d. 重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「6.3.5 運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5 運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。

(a) 燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水は，緊急時対策要員の(a) 代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水は，重大事故等対応

移動，注水準備に必要な時間等を考慮して，事象発生 12 時間後から開始する。

要員の移動，注水準備に必要な時間等を考慮して，事象発生 8 時間後から開始する。

(3) 有効性評価の結果
想定事故 1 における使用済燃料プール水位の推移を第 7.3.1－4 図に，使用済燃(3) 有効性評価の結果
想定事故１における使用済燃料プール水位の推移を第 4.1－4 図に，使用済燃料料プール水位と線量率の関係を第 7.3.1－5 図に示す。

プール水位と線量率の関係を第 4.1－5 図に示す。

a. 事象進展

ａ．事象進展

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は約 5℃/h

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は約 6.9℃で上昇し，事象発生から約 7 時間後に 100℃に到達する。その後，蒸発により使／h で上昇し，事象発生から約 5.1 時間後に 100℃に到達する。その後，蒸発に用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 12 時間経過した時点で燃より使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間経過した時点

料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水を開始すると，使用済燃料

で代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を開始すると，使用済

プール水位が回復する。

燃料プール水位が回復する。

その後は，使用済燃料プールの冷却機能を復旧するとともに，燃料プール代替

その後は，使用済燃料プールの冷却機能を復旧するとともに，代替燃料プール

注水系により，蒸発量に応じた量を使用済燃料プールに注水することで，使用済

注水系により，蒸発量に応じた量を使用済燃料プールに注水することで，使用済

燃料プール水位を維持する。

燃料プール水位を維持する。

b. 評価項目等

ｂ．評価項目等下まで低下するに留まり，有効燃料棒頂部は冠水維持される。使用済燃料プール

使用済燃料プール水位は，第 4.1－4 図に示すとおり，通常水位から約 0.38m下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。使用済燃料プー

水温は事象発生約 7 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。

ル水は事象発生約 5.1 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。

また，第 7.3.1－5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約0.4m 下の水位になった場合の線量率は，約 1.0×10-3mSv/h 以下であり，必要な遮0.38m 下の水位になった場合の線量率は，約 1.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目

蔽の目安とした 10mSv/h※2 と比べて低いことから，この水位において放射線の遮安とした 10mSv／h と比べて低いことから，この水位において放射線の遮蔽は維

使用済燃料プール水位は，第 7.3.1－4 図に示すとおり，通常水位から約 0.4m

また，第 4.1－5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約5／12

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蔽は維持されている。なお，線量率の評価点は原子炉建屋オペレーティングフロ

持されている。なお，線量率の評価点は原子炉建屋原子炉棟 6 階の床付近として

アの床付近としている。

いる。

使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵さ使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未れており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，本事象においても未臨界は維持される。
事象発生 12 時間後から燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注満となるため，本事象においても未臨界は維持される。
事象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後に蒸発量に応じた使用済

水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後に蒸発量に応じた使用済

燃料プールへの注水を継続することで安定状態を維持できる。

燃料プールへの注水を継続することで安定状態を維持できる。

本評価では，「6.2.3.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

備

考

本評価では，「1.2.3.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.4，4.1.5，4.1.13）

7.3.1.3 評価条件の不確かさの影響評価
評価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。

4.1.3 評価条件の不確かさの影響評価
評価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。

想定事故 1 では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することが特徴

想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失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，燃料プール代替注水系にである。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作とする。

よる使用済燃料プールへの注水操作とする。

(1) 評価条件の不確かさの影響評価(1) 評価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

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 7.3.1－2 表

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 4.1－2 表に示すとおりであり，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に示すとおりであり，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，評価条件の設定に当たっては，7 号炉を代表として，評価項を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに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ら，その対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な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示す。

を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間へ与える影響(a) 運転員等操作時間へ与える影響

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 11MW に対して最確条件は約 10MW

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件は約以下であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プール水温の上昇

9.1MW 未満であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プール水温及び使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，注水操作は燃料の崩壊熱にの上昇及び使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，注水操作は燃料の崩応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とする

壊熱に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点ものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は

約 27℃～約 45℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，

約 12℃～約 40℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなり，沸騰開始

評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなり，沸騰開始
6／12

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備

時間は遅くなるため，時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料プール水

時間は遅くなるため，時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知の初期水温に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位

評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位の変動を考慮した場合，使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下する
時間及び使用済燃料プール水位の低下による異常の認知の時間は短くなる。条の変動を考慮した場合，使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する
時間及び使用済燃料プール水位の低下による異常の認知の時間は短くなる。条件によっては想定する冷却機能喪失による異常認知より早くなり，それにより件によっては想定する冷却機能喪失による異常認知より早くなり，それにより操作開始が早くなるが,注水操作は冷却機能喪失による異常の認知を起点とし操作開始が早くなるが，注水操作は冷却機能喪失による異常の認知を起点として操作を開始するため，その起点より操作開始が遅くなることはないことかて操作を開始するため，その起点より操作開始が遅くなることはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

ら，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位の低初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位が最下により原子炉建屋オペレーティングフロアの線量率が上昇することから，その現場における長時間の作業は困難となる。ただし，燃料プール代替注水系（常大で約 0.70m 低下し，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時
間は事象発生から約 5.8 時間後（10mSv／h の場合）となり，それ以降は原子炉

設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水操作は，屋外から実施で建屋原子炉棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることから，その現場におけるきるため線量の影響が小さいことから, 運転員等操作時間に与える影響はな

長時間の作業は困難となる。ただし，代替燃料プール注水系による使用済燃料

い。

プールへの注水操作は，屋外から実施できるため線量の影響が小さいことか考ら,運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 2 倍程度となり，使用済燃料プール

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 1.6 倍程度となり，使用済燃料プー

水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，注水

ル水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，注操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失に

水操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失

よる異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与えるによる異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与え影響はない。

る影響はない。
（添付資料 4.1.6, 4.1.7, 4.1.8）(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

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 11MW に対して最確条件は約 10MW

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件は約以下であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で9.1MW 未満であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価設定している燃料の崩壊熱より小さくなることから，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件

条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

の 65℃に対して最確条件は約 27℃～約 45℃であり，評価条件の不確かさとし初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件はて，最確条件とした場合は，評価条件で設定している使用済燃料プール水温よ約 12℃～約 40℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，り低くなるため，沸騰開始時間は遅くなり，使用済燃料プール水位の低下は緩評価条件で設定している使用済燃料プール水温より低くなるため，沸騰開始時和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ま間は遅くなり，使用済燃料プール水位の低下は緩和されることから，評価項目

た，自然蒸発,使用済燃料プール水温及び温度の上昇の非一様性により,評価でとなるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，自然蒸発，使用済燃料プ

想定している沸騰による使用済燃料プール水位低下開始時間より早く使用済

ール水温及び温度の上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による使7／12

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

燃料プール水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影用済燃料プール水位低下開始時間より早く使用済燃料プール水位の低下が始

響は沸騰による水位の低下と比べて僅かであり，気化熱により使用済燃料プーまることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位の低下

ル水は冷却される。さらに，使用済燃料プール水温の非一様性も沸騰開始後のと比べて僅かであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。さらに，気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮

使用済燃料プール水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対に，事象発生直後から沸騰による使用済燃料プール水位の低下が開始すると想流により影響が小さくなることが考えられる。仮に，事象発生直後から沸騰に定した場合であっても，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最よる使用済燃料プール水位の低下が開始すると想定した場合，使用済燃料プー

低水位に到達するまでの時間は事象発生から 1 日以上（10mSv/h※2 の場合，6 号
及び 7 号炉は約 1.1 日），使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下す

ル水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 6.6 時間後（10mSv／h の場合）となり，それ以降は原子炉建屋原子炉

る時間は事象発生から 3 日以上（6 号及び 7 号炉は約 3.5 日）あり，事象発生

棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることから，その現場における長時間の作から 12 時間後までに燃料プール代替注水系による注水が可能であることから，業は困難となる。ただし，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。事備考象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を実施することにより，使用済燃料プール水位が原子炉建屋原子炉棟 6 階の放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約8.6 時間
後（10mSv／h の場合）
，通常水位まで回復する時間は事象発生から約 12 時間後となる。また，使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに代替燃料プール注水系
による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場

合，使用済燃料プールが通常水位から有効燃料棒頂部まで低下する時間は短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.3m 下※4）とした

合，使用済燃料プールが通常水位から燃料有効長頂部まで低下する時間は短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 下※１）とし場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間はた場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間，使用
事象発生から 1 日以上（10mSv/h※2 の場合，6 号及び 7 号炉は約 1.2 日）

は事象発生から約 10 時間（10mSv／h の場合）
，使用済燃料プール水位が燃料有済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下する時間は事象発生から 3 日以

効長頂部まで低下する時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間上（6 号及び 7 号炉は約 3.7 日）あり，事象発生から 12 時間後までに燃料プー

後までに代替燃料プール注水系による注水が可能であることから，評価項目とル代替注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに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。
初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位の低初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，最大で約 0.70m の水位の低下により原子炉建屋オペレーティングフロアの線量率が上昇することから，そ下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到の現場における長時間の作業は困難となる。ただし，燃料プール代替注水系（常達するまでの時間は事象発生から約 5.8 時間後となり，それ以降は原子炉建屋

設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であ原子炉棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることから，その現場における長時

るため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。事象発生 12 時間後から燃料プ間の作業は困難となる。ただし，代替燃料プール注水系による使用済燃料プーール代替注水系（常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水を実ルへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持され施することにより，6 号及び 7 号炉の使用済燃料プール水位が原子炉建屋オペる。事象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉
レーティングフロアの放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間

東海第二発電所

は事象発生から約 1.1 日後（10mSv/h※2 の場合，6 号炉では約 1.0 日後，7 号炉注水を実施することにより，使用済燃料プール水位が原子炉建屋原子炉棟 6 階の放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約 8.9

では約 1.1 日後），通常水位まで回復する時間は事象発生から約 1.9 日後（6 号

時間後（10mSv／h の場合）
，通常水位まで回復する時間は事象発生から約 12 時

炉では約 1.8 日後，7 号炉では約 1.9 日後）となる。また，使用済燃料プール

間後となる。また，使用済燃料プール水位が通常水位から燃料有効長頂部まで水位が通常水位から有効燃料棒頂部まで低下する時間は事象発生から 2 日以低下する時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに代替

上（6 号及び 7 号炉は約 2.2 日）あり，事象発生から 12 時間後までに燃料プー

燃料プール注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメー

ル代替注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

タに与える影響は小さい。

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 2 倍程度となり，使用済燃料プール

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 1.6 倍程度となり，使用済燃料プー

水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されることか

ル水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されること

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。

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。

※4 使用済燃料貯蔵プール水位・温度計（SA 広域）の水位低の警報設定値：

備

考※1 使用済燃料プール水位の水位低の警報設定値：通常水位－142mm

6 号炉通常水位-225mm，7 号炉通常水位-267mm
b. 操作条件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，「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

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パラメータに与える影響を評価し，評価結果

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。

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

操作条件の燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 12 時間後を設定している。運転員

評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等

等操作時間に与える影響として，当該操作は他の操作との重複はなく，使用済

操作時間に与える影響として，当該操作は使用済燃料プールの冷却機能喪失に

燃料プールの冷却機能喪失による異常を認知した時点で注水準備に着手可能であり，その準備操作にかかる時間は 360 分を想定していることから，実態のよる異常の認知を起点として実施する可搬型スプレイノズル等の設置作業※２終了後から開始するものであり，これを含めても準備操作にかかる時間は 380

操作開始時間は想定している事象発生から12 時間後より早まる可能性があり，分を想定していることから，実態の操作開始時間は想定している事象発生から運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

8 時間後より早まる可能性があり，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
※2 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作。

(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

操作条件の燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，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が早まり，使用済

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が早まり，使用済
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

燃料プール水位の回復を早める可能性があることから，評価項目となるパラメ

燃料プール水位の回復を早め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は大きくなる。

ータに対する余裕は大きくなる。

考（添付資料 4.1.9）(2) 操作時間余裕の把握(2) 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

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。

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。

操作条件の燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作について

操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作についは，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から 1 日，使用済燃料プール水位が有以上（10mSv/h※2 の場合，6 号及び 7 号炉は約 1.4 日）ては，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から約

効燃料棒頂部まで低下する時間が事象発生から 3 日以上（6 号及び 7 号炉は約 3.8

時間が事象発生から 2 日以上であり，事故を検知して注水を開始するまでの時間は日）であり，事故を検知して注水を開始するまでの時間は事象発生から約 12 時間後事象発生から 8 時間後と設定しているため，準備時間が確保できることから，時間と設定しているため，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。

余裕がある。

11 時間（10mSv／h の場合）
，使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する（添付資料 4.1.9）(3) まとめ(3) ま と め

評価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確認した。その結果，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，

評価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評価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メータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパ

も，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，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において，操作時間には時間

ラメータに対して，対策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。

余裕がある。

7.3.1.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

4.1.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

想定事故 1 において，6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策時における必要な要想定事故１において，重大事故等対策時における事象発生 2 時間までに必要な要員は，「7.3.1.1(3)燃料損傷防止対策」に示すとおり 18 名である。
「7.5.2 重大事故

員は，「4.1.1(3) 燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2 重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している運転員，緊急時対策要員等の 64

等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 37 名

名で対処可能である。

で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 2 名であり，発電所構外から 2 時
間以内に参集可能な要員の 72 名で確保可能である。

なお，今回評価した原子炉の運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，なお，今回評価した原子炉の運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応と，想定事故 1 の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中を対応と，想定事故１の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中を想定した場合，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，操作想定した場合，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，操作時間余裕が十分長くあり（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が時間余裕が十分長くあり（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が100℃に到達するまで最低でも 1 日以上）
，原子炉における重大事故又は重大事故に

100℃に到達するまで最低でも 1 日以上）
，原子炉における重大事故又は重大事故に
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

至るおそれのある事故の対応が収束に向かっている状態での対応となるため，緊急至るおそれのある事故の対応が収束に向かっている状態での対応となるため，災害時対策要員や参集要員により対応可能である。

対策要員（初動）や参集要員により対応可能である。

(2) 必要な資源の評価
想定事故 1 において，必要な水源，燃料及び電源は，「7.5.1(2)資源の評価条件」(2) 必要な資源の評価
想定事故１において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。

の条件にて評価している。その結果を以下に示す。

a. 水源
燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水については，7 日間の対応を考慮すると，号炉あたり約 3,100m3 の水が必要となる。6 号及び 7 号炉の同時被ａ．水源
代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水については，7 日間の対応を考慮すると,合計約 2,120m３の水が必要である。水源として，西側淡水貯水災を考慮すると，合計約 6,200m3 の水が必要である。水源として，淡水貯水池に約

設備に約 4,300m３の水を保有しており，水源を枯渇させることなく 7 日間の注水

18,000m3 の水を保有しており，水源を枯渇させることなく 7 日間の注水継続実施が継続実施が可能である。

可能である。
b. 燃料（添付資料 4.1.10）
ｂ．燃料

非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生後 7 日間最大負荷

非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置で運転した場合，号炉あたり約 753kL の軽油が必要となる。燃料プール代替注水系

2 台）による電源供給については，事象発生後 7 日間これらを最大負荷で運転しによる使用済燃料プールへの注水については，保守的に事象発生直後からの可搬型

た場合，合計約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクにて約 800kL の軽代替注水ポンプ（A-2 級）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に号炉あたり約油を保有しており，この使用が可能であることから，非常用ディーゼル発電機等

15kL の軽油が必要となる。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び及び常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による電源供給についモニタリング・ポスト用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運て，7 日間の継続が可能である。

転を想定すると，7 日間の運転継続に合計約 13kL の軽油が必要となる（6 号及び 7号炉合計約 1,549kL）。

可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水については，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水中型

6 号及び 7 号炉の各軽油タンクにて約 1,020kL（6 号及び 7 号炉合計約 2,040kL）

ポンプ（2 台）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 12.0kL の軽油が必要の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，非常用ディーゼル発となる。可搬型設備用軽油タンクにて約 210kL の軽油を保有しており，この使用電機による電源供給，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水，5 号が可能であることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール

炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源供給及びモニタリング・

注水系による使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能である。

ポスト用発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。

考

緊急時対策所用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用
発電機燃料油貯蔵タンクにて約 75kL の軽油を保有しており，この使用が可能であることから，緊急時対策所用発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.1.11）

c. 電源

ｃ．電

源

外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機によって給電を

外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機等及び常設代行うものとする。6 号及び 7 号炉において重大事故等対策時に必要な負荷は，各号

替交流電源設備によって給電を行うものとする。重大事故等対策時に必要な負荷

炉の非常用ディーゼル発電機負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発電機には，非常用ディーゼル発電機等の負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉よる電源供給が可能である。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポ
スト用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。

東海第二発電所

備

考

電機等による電源供給が可能である。常設代替交流電源設備の電源負荷について
は，重大事故等対策に必要な負荷として，約 407kW 必要となるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は約 2,208kW であり，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，緊急時対策所用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 4.1.12）

7.3.1.5 結論

4.1.5 結論

想定事故 1 では，使用済燃料プールの冷却系が機能喪失し，使用済燃料プール水想定事故１では，使用済燃料プールの冷却系が機能喪失し，使用済燃料プール水

温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下

低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下

により燃料が露出し，燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故 1 に対する燃料により燃料が露出し，燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故１に対する燃料損傷防止対策としては，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水手損傷防止対策としては，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水手段を整備している。

段を整備している。

想定事故 1 について有効性評価を実施した。

想定事故１について有効性評価を実施した。

上記の場合においても，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水

上記の場合においても，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線のにより，使用済燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。

遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。

また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵

また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。

満となるため，未臨界は維持される。

その結果，有効燃料棒頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界を維持できることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持でき臨界を維持できることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。

る。

評価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価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評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，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。

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

重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必る。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，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水等の燃

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，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故 1 に対して有効である。

料損傷防止対策は，想定事故１に対して有効である。

12／12

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備考

図 1／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

備考
図 2／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
東海第二発電所備考
図 3／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

備考
図 4／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
東海第二発電所備考
図 5／10東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備考

解析図 1／1

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（想定事故１）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備
考

表 1／4

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（想定事故１）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

前ページと同じ

備
考

表 2／4

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故１）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備
考

表 3／4

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（想定事故１）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所
前ページと同じ

備
考

表 4／4

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

7.3.2 想定事故 2

4.2 想定事故２

7.3.2.1 想定事故 2 の特徴，燃料損傷防止対策

4.2.1 想定事故２の特徴，燃料損傷防止対策(1) 想定する事故

考(1) 想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つには，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故 2 と一つには，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故２として「サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」がある。

して「サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」がある。

(2) 想定事故 2 の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方

備(2) 想定事故２の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方

想定事故 2 では，使用済燃料プールの冷却系の配管損傷によるサイフォン現象等

想定事故２では，使用済燃料プールの冷却系の配管破断によるサイフォン現象等

により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料

プール注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水位が低プール注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

本想定事故は，使用済燃料プール水の漏えいによって燃料損傷に至る事故を想定

本想定事故は，使用済燃料プール水の漏えいによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため,重大事故等対策の有効性評価には，使用済燃料プール水するものである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備の漏えいの停止手段及び使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。

に期待することが考えられる。

したがって，想定事故 2 では，使用済燃料プール水の漏えいの停止及び燃料プー

したがって，想定事故２では，使用済燃料プール水の漏えいの停止及び可搬型代

ル代替注水系による使用済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。

替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）（以下「代替燃料プー

また，燃料プール代替注水系により使用済燃料プール水位を維持する。

ル注水系」という。
）による使用済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，代替燃料プール注水系により使用済燃料プール水位を維持する。

(3) 燃料損傷防止対策
想定事故 2 における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷(3) 燃料損傷防止対策
想定事故２における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，運転員による使用済燃料プーに至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，使用済燃料プールからのサイ

ルからのサイフォン現象による漏えい停止手段，サイフォンブレーク孔による漏えい停止機能及び燃料プール代替注水系※1 による使用済燃料プールへの注水手段を整フォン現象による漏えいを停止させる静的サイフォンブレーカ及び代替燃料プール
注水系※１による使用済燃料プールへの注水手段を整備する。これらの対策の概略系

備する。これらの対策の概略系統図を第 7.3.2－1 図に，手順の概要を第 7.3.2－2 図

統図を第 4.2－1 図に，手順の概要を第 4.2－2 図に示すとともに，重大事故等対策に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策におけの概要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第 4.2

る設備と操作手順の関係を第 7.3.2－1 表に示す。
想定事故 2 において，6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中央－1 表に示す。
想定事故２において，事象発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災制御室の運転員及び緊急時対策要員で構成され，合計 22 名である。その内訳は次の害対策要員（初動）17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転

とおりである。中央制御室の運転員は，当直長 1 名（6 号及び 7 号炉兼任），当直副員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名及び運転操作対応を行う当直運転員 3 名

長 2 名，運転操作対応を行う運転員 6 名である。発電所構内に常駐している要員のである。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う要員は 4 名，現うち，通報連絡等を行う緊急時対策本部要員は 5 名，緊急時対策要員（現場）は 8 名

場操作を行う重大事故等対応要員は 8 名である。

である。

また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な参集要員は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
1／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉
必要な要員と作業項目について第7.3.2－3図に示す。

東海第二発電所

備

考必要な要員と作業項目について第 4.5.2－3 図に示す。

※1 燃料プール代替注水系として，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）※1 可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）以外を想定する。なお，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の注水手段がに，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），

使用できない場合においては燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），常設

よる対応が可能である。

低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
ダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ）及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）による対応が可能である。

a. 使用済燃料プール水位低下確認
使用済燃料プールを冷却している系統が停止すると同時に，使用済燃料プール

ａ．使用済燃料プール水位低下確認
使用済燃料プールを冷却している系統が停止すると同時に，使用済燃料プールの冷却系の配管損傷によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小の冷却系の配管破断によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下することを確認する。

規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下することを確認する。

使用済燃料プールの水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）等である。

使用済燃料プールの水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料
プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
（添付資料 4.1.1）

b. 使用済燃料プールの注水機能喪失確認

ｂ．使用済燃料プールの注水機能喪失確認

使用済燃料プールの喪失した保有水を注水するため，補給水系による使用済燃

使用済燃料プールの喪失した保有水を注水するため，補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プー料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プー

ルへの注水準備が困難な場合，使用済燃料プールへの注水機能喪失であることをルへの注水準備が困難な場合，使用済燃料プールへの注水機能喪失であることを

確認する。

確認する。

使用済燃料プールの注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済
燃料貯蔵プール水位・温度（SA）等である。

使用済燃料プールの注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。

c. 使用済燃料プール漏えい箇所の隔離
使用済燃料プールの水位低下に伴い発生する警報等により，使用済燃料プール
からの漏えいを認知し，原因調査を開始する。原因調査の結果，サイフォン現象による漏えいであることを判断し，使用済燃料プールの冷却系配管の手動弁を閉止することで，使用済燃料プールからの漏えい箇所の隔離が完了する。
d. 燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水

ｃ．代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水

燃料プール代替注水系の準備は水位低下に伴う異常の認知を起点として冷却機

代替燃料プール注水系の準備は水位低下に伴う異常の認知を起点として冷却機能喪失又は注水機能喪失を確認し,開始する。準備が完了したところで，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水を開始し，使用済燃料プール水位を回復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧するとともに，燃料プー能喪失又は注水機能喪失を確認し，開始する。中央制御室からの遠隔操作により，代替燃料プール注水系の電動弁を開操作し系統構成を実施するが，外部電源が喪失している場合には，中央制御室からの遠隔操作により常設代替交流電源設備に

ル代替注水系の間欠運転又は流量調整により蒸発量に応じた注水を行うことで，よる緊急用母線への交流電源供給を実施し，必要な計装設備及び当該電動弁に給必要な遮蔽※2 を確保できる使用済燃料プール水位より高く維持する。

電する。準備が完了したところで，代替燃料プール注水系による使用済燃料プー
ルへの注水を開始し，使用済燃料プール水位を回復する。その後は，使用済燃料
プールの冷却系を復旧するとともに，代替燃料プール注水系の間欠運転又は流量調整により蒸発量に応じた注水を行うことで，必要な遮蔽※２を確保できる使用済
2／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

考

燃料プール水位より高く維持する。
燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な設備は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度等である。

代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。

※2 必要な遮蔽の目安とした線量率は10mSv/hとする。想定事故2における原子※2 必要な遮蔽の目安とした線量率は 10mSv／h とする。想定事故２における炉建屋オペレーティングフロアでの作業時間及び作業員の退避は1時間以内

原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間及び作業員の退避は 2.2 時間以内であり，作業員の被ばく量は最大でも10mSvとなるため，緊急作業時におけるであり，作業員の被ばく量は最大でも 22mSv となるため，緊急作業時にお被ばく限度の100mSvに対して余裕がある。
原子炉建屋オペレーティングフロアでの作業は，燃料プール代替注水系

ける被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業は，可搬型代替注水大型ポンプによる代（可搬型スプレイヘッダ）を使用する場合における可搬型スプレイヘッダ及替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー

びホースの設置，及びサイフォン現象による使用済燃料プール水流出を原子

ルスプレイの準備操作における可搬型スプレイノズル及びホースの設置

炉建屋オペレーティングフロアで隔離する場合における弁の手動隔離が想が想定される。

定される。

必要な遮蔽の目安とした線量率 10mSv／h は，施設定期検査作業時での原必要な遮蔽の目安とした線量率10mSv/hは，定期検査作業時での原子炉建屋オペレーティングフロアにおける線量率を考慮した値である。
この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約2.1m下の位置

子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率を考慮した値である。
この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約 0.86m 下の位置
である。

である。
7.3.2.2 燃料損傷防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法

4.2.2 燃料損傷防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法

想定事故 2 で想定する事故は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示想定事故２で想定する事故は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示

すとおり，「サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，すとおり，「サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」である。

使用済燃料プールの水位が低下する事故」である。

なお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールに

なお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計としており，また，燃料プール冷却浄化系はスキマせきを

は排水口を設けない設計としており，また，燃料プール冷却浄化系はスキマ堰を越越えてスキマサージタンクに流出する水を循環させる設計とするとともに，使用済

えてスキマサージタンクに流出する水を循環させる設計とするとともに，使用済燃

燃料プールに入る配管には逆止弁を設け，配管からの漏えいがあってもサイフォン料プールに入る配管には真空破壊弁を設け，配管からの漏えいがあってもサイフォ現象による使用済燃料プール水の流出を防止する設計としている。使用済燃料プーン現象による使用済燃料プール水の流出を防止する設計としている。使用済燃料プ

ルに入る配管の逆止弁は動力を必要としない設計であり，信頼性は十分高いと考えールに入る配管の真空破壊弁は動力を必要としない設計であり，信頼性は十分高いられるが，本想定事故では固着を想定する。

と考えられるが，本想定事故では固着を想定する。

想定事故 2 では，残留熱除去系配管の貫通クラックによる損傷発生後，サイフォ

想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断発生後，サイフォン現象によ

ン現象による使用済燃料プール水の漏えい及び崩壊熱による使用済燃料プール水温の上昇，沸騰及び蒸発によって使用済燃料プール水位は低下する。漏えいの隔離及る使用済燃料プール水の漏えい及び崩壊熱による使用済燃料プール水温の上昇，沸騰及び蒸発によって使用済燃料プール水位は低下する。静的サイフォンブレーカにび使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持よる漏えい停止及び使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プール水位が放射線の射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プー

遮蔽が維持される水位を確保できることで，有効燃料棒頂部は冠水が維持される。

ル水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることで，燃料有効長頂部は冠未臨界については，燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，水が維持される。未臨界については，燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセル

必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるたに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらずめ，維持される。

臨界未満となるため，維持される。
3／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故 2 における運転員

また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故２における運転員

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。

裕を評価する。

考（添付資料 4.1.4，4.2.1，4.2.2）(2) 有効性評価の条件
想定事故 2 に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 7.3.2－2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故 2 特有の評価条件を以下に示す。

(2) 有効性評価の条件
想定事故２に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.2－2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故２特有の評価条件を以下に示す。

なお,本評価では崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運なお，本評価では崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉

転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，

運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかに崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価に包絡なること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価に包絡

される。

される。

a. 初期条件

ａ．初期条件（添付資料 4.2.1）(a) 使用済燃料プールの初期水位及び初期水温(a) 使用済燃料プールの初期水位及び初期水温

使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるた

使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲー

め，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲー

トは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容されトは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b) 崩壊熱

る上限の 65℃とする。
(b) 崩壊熱

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停後 10 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定して，

止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定し使用済燃料プールの崩壊熱は約 11MW を用いるものとする。

て，使用済燃料プールの崩壊熱は約 9.1MW を用いるものとする。
なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 16m３／h である。

なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 19m3/h である。
b. 事故条件(a) 安全機能の喪失に対する仮定

ｂ．事故条件(a) 安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，復水補給水系等の機能を喪失するものとする。
(b) 配管損傷の想定

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，補給水系等の機能を喪失するものとする。
(b)

配管破断の想定

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象による漏えいとして，原子炉建屋地下階の残留熱除去系配管※3 の貫通クラックによる損傷

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象による漏えいとして，原子炉建屋原子炉棟 3 階の燃料プール冷却浄化系配管※１の破断をを想定する。当該配管は低圧設計の配管であることから，配管内径の 1/2 の長さ想定する。

と配管肉厚の 1/2 の幅を有する貫通クラックによる損傷を想定する。
※3 使用済燃料プールに入る配管でサイフォン現象による漏えい発生の可能※1 使用済燃料プールに入る配管でサイフォン現象による漏えい発生の可能性のあるものは，燃料プール冷却浄化系のディフューザ配管以外になく，よ性のあるものは，燃料プール冷却浄化系のディフューザ配管以外になく，って当該配管に接続される系統のうち，配管内径及び損傷時の高さ等の漏え

よって当該配管に接続される系統のうち，残留熱除去系に比べて耐震性のい発生時の影響を考慮して設定。

低い燃料プール冷却浄化系の配管破断を想定。
4／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉(c) サイフォン現象による漏えい量

東海第二発電所(c)

備

サイフォン現象による使用済燃料プール水位の低下

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系配管に設置されている逆止弁につい燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊弁については，燃料プーては，燃料プール冷却浄化系の配管で想定される異物の弁への噛み込みにより固ル冷却浄化系の配管で想定される異物の弁への噛み込みにより固着し，真空破壊

着し，逆止弁の機能が十分に働かない状態を仮定する。このときの使用済燃料プ弁の機能が十分に働かない状態を仮定する。このとき，サイフォン現象により使ールからのサイフォン現象による漏えい量は約 70m3/h となる。

用済燃料プール水位は低下するが，静的サイフォンブレーカの効果により，燃料

なお,評価においてはディフューザ配管のサイフォンブレーク孔による漏えい
停止効果には期待しないものとする。

考

プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまる。
なお，評価においては使用済燃料プールの水位は，燃料プール水戻り配管水平部下端まで瞬時に低下するものとする。
（添付資料 4.2.3）(d) 外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。

(d) 外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。

外部電源が使用できない場合においても，燃料プール代替注水系による使用済

外部電源が使用できない場合においても，代替燃料プール注水系による使用済

燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同等となる

燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同等となるが，資源の評価の観点から厳しい評価条件となる外部電源が使用できない場合をが，常設代替交流電源設備による緊急用母線への交流電源供給が必要となること想定する。

から，要員，資源の評価の観点から厳しい評価条件となる外部電源が使用できない場合を想定する。

c. 重大事故等対策に関連する機器条件(a) 燃料プール代替注水系

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a) 代替燃料プール注水系

使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）4 台を使用す

使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するもの

るものとし，崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回る 45m3/h※4 にて注とし，崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回る 50m３／h※２にて注水する。

水する。
※4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量はともに45m3/h以上(4台)である。

※2 可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ），可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）及び可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の注水容量は，全て 50m
３d. 重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「6.3.5 運転員等の操作時間に対する仮定」／h 以上である。
ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5 運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。

に示す分類に従って以下のとおり設定する。

(a) 使用済燃料プール漏えい箇所の隔離は，事象発生から150分後に完了する。
(b) 燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水は，緊急時対策要員(a) 代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水は，重大事故等対応の移動，注水準備に必要な時間等を考慮して，事象発生12時間後から開始する。

要員の移動，注水準備に必要な時間等を考慮して，事象発生 8 時間後から開
始する。
5／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考

なお，サイフォンブレーク孔の効果に期待する場合，事象発生から約100分後に漏えいが停止するため,運転員による漏えい停止操作での対応に比べ,その後の事象進展や評価項目となるパラメータが緩和されることから本評価では運転員による使用済燃料プールの漏えい箇所の隔離操作による対応を示す。
(3) 有効性評価の結果
想定事故 2 における使用済燃料プール水位の推移を第 7.3.2－4 図に，使用済燃料
プール水位と線量率の関係を第 7.3.2－5 図に示す。
a. 事象進展(3) 有効性評価の結果
想定事故２における使用済燃料プール水位の推移を第 4.2－4 図に，使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.2－5 図に示す。
ａ．事象進展残留熱除去系配管の貫通クラックによる損傷発生後，サイフォン現象によって，燃料プール冷却浄化系配管の破断発生後，サイフォン現象によって，使用済燃料

使用済燃料プール水は漏えいし，使用済燃料プール水位は低下する。スキマせきを

プール水は漏えいし，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端

越える水がなくなるためスキマサージタンクの水位低下又は使用済燃料プールのまで低下する。スキマ堰を越える水がなくなるためスキマサージタンクの水位低

水位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。原子炉建屋 2 階にある燃料下又は使用済燃料プールの水位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。

プール冷却浄化系配管の手動弁を閉止することにより，事象発生から 150 分後に使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等により，使用済燃料プールからの漏え

漏えい箇所を隔離し，サイフォン現象による漏えいを停止する。一方，使用済燃料いが発生したこと及び静的サイフォンブレーカによりサイフォン現象による漏え

プールの喪失した保有水を注水するため，補給水系による水の注水準備を行うがいが停止したことを確認する。また，使用済燃料プールの喪失した保有水を注水す

補給水系が使用不可能な場合，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへるため，補給水系による水の注水準備を行うが補給水系が使用不可能な場合，代替の注水準備を行う。

燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。

使用済燃料プールへの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は約 5℃/h

使用済燃料プールへの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は約 7.0℃で上昇し，事象発生から約 7 時間後に 100℃に達する。その後，蒸発により使用済／h で上昇し，事象発生から約 5.0 時間後に 100℃に達する。その後，蒸発により燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 12 時間経過した時点で燃料プー

使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間経過した時点で代ル代替注水系による使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃

替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使料プール水位は回復する。
その後は，使用済燃料プールの冷却機能を復旧するとともに，燃料プール代替注

用済燃料プール水位は回復する。

水系により，蒸発量に応じた量を使用済燃料プールに注水することで，使用済燃料

水系により，蒸発量に応じた量を使用済燃料プールに注水することで，使用済燃料

プール水位を維持する。
b. 評価項目等
使用済燃料プール水位は，第 7.3.2－4 図に示すとおり，通常水位から約 1.2m 下

その後は，使用済燃料プールの冷却機能を復旧するとともに，代替燃料プール注
プール水位を維持する。
ｂ．評価項目等まで低下するに留まり，有効燃料棒頂部は冠水維持される。使用済燃料プール水温

使用済燃料プール水位は，第 4.2－4 図に示すとおり，通常水位から約 0.62m 下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。使用済燃料プール水については約 7 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。

温については約 5.0 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。

また，第7.3.2－5 図に示すとおり，
使用済燃料プール水位が通常水位から約1.2m

また，第 4.2－5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.62m

下の水位となった場合の線量率は約 1.0×10-1mSv/h 以下であり，必要な遮蔽の目
安と考える 10mSv/h※2 と比べて低いことから，この水位において放射線の遮蔽は維下の水位となった場合の線量率は約 3.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目安とした
10mSv／h と比べて低いことから，この水位において放射線の遮蔽は維持される。

持される。なお，線量率の評価点は原子炉建屋オペレーティングフロアの床付近と

なお，線量率の評価点は原子炉建屋原子炉棟 6 階の床付近としている。

している。
使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵され使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満ており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，本事象においても未臨界は維持される。

となるため，本事象においても未臨界は維持される。

事象発生 12 時間後から燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水

事象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後に蒸発量に応じた使用済燃を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後に蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続することで安定状態を維持できる。

料プールへの注水を継続することで安定状態を維持できる。

本評価では，「6.2.3.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

備

考

本評価では，「1.2.3.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.3，4.2.4）

7.3.2.3 評価条件の不確かさの影響評価
4.2.3 評価条件の不確かさの影響評価
評価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
評価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。

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。

想定事故2では，サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が想定事故２では，サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失発生し，使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。また，不確かさの影が発生し，使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。また，不確かさの響を確認する運転員等操作は，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注影響を確認する運転員等操作は，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの水操作及び漏えい箇所の隔離とする。

注水操作とする。

(1) 評価条件の不確かさの影響評価(1) 評価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

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7.3.2－2表に

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 4.2－2 表に示すとおりであり，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示すとおりであり，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価する。また，評価条件の設定に当たっては，7号炉を代表として原則，評価項目評価する。また，評価条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対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ら,その中する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影

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示す。

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

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 11MW に対して最確条件は約 10MW

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件は約 9.1MW

以下であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で未満であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プール水温の上昇設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プール水温の上昇

及び水位の低下は緩和されるが，燃料プール代替注水系による使用済燃料プー及び水位の低下は緩和されるが，代替燃料プール注水系による使用済燃料プー

ルへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作は燃料の崩壊熱に応じた対応をとる

ルへの注水操作は燃料の崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，注水操作はものではなく，注水操作は使用済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を起

使用済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失又は点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を，漏えい箇所の隔離操作は使

注水機能喪失の確認を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与用済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を起点とするものであることかえる影響はない。

ら，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は約

初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は約
12℃～約 40℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評27℃～約 45℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなり，沸騰開始時

価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなり，沸騰開始時

間は遅くなるため，時間余裕が長くなるが，代替燃料プール注水系による使用間は遅くなるため，時間余裕が長くなるが，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作は使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をと

済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作は使用済燃料プール水のるものではなく，注水操作は使用済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を

初期水温に応じた対応をとるものではなく，注水操作は使用済燃料プール水位起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を起点とするものであることの低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認から，運転員等操作時間に与える影響はない。
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考を，漏えい箇所の隔離操作は使用済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件

は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位

評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位の変動を考慮した場合，使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下するの変動を考慮した場合，使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する

時間及び使用済燃料プール水位の低下による異常の認知の時間は短くなるが，
燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の時間及び使用済燃料プール水位の低下による異常の認知の時間は短くなるが，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は初期水位に応じ隔離操作は初期水位に応じた対応をとるものではなく，注水操作は使用済燃料た対応をとるものではなく，注水操作は使用済燃料プール水位の低下に伴う異プール水位の低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪常の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を起点とするもの

失の確認を，漏えい箇所の隔離操作は使用済燃料プール水位の低下に伴う異常であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位の低初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位が最下により原子炉建屋オペレーティングフロアの線量率が上昇することから，その現場における長時間の作業は困難となる。ただし，燃料プール代替注水系（常大で約 0.70m 低下し，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時
間は事象発生から約 5.8 時間後（10mSv／h の場合）となり，それ以降は原子炉

設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水操作は，屋外から実施で建屋原子炉棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることから，その現場におけるきるため線量の影響が小さいことから, 運転員等操作時間に与える影響はな

長時間の作業は困難となる。ただし，代替燃料プール注水系による使用済燃料

い。

プールへの注水操作は，屋外から実施できるため線量の影響が小さいことから,運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 2 倍程度となり，使用済燃料プール

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 1.6 倍程度となり，使用済燃料プー

水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，燃料

ル水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されるが，代プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離

替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作はプールゲートの状

操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，注水操作は使用態に応じた対応をとるものではなく，注水操作は使用済燃料プール水位の低下

済燃料プール水位の低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を起点と機能喪失の確認を,漏えい箇所の隔離操作は使用済燃料プール水位の低下に伴するものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

う異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影（添付資料 4.1.7, 4.1.8）

響はない。
配管損傷の想定及びサイフォン現象による漏えい量は，損傷面積及び弁の開口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プールの保有水の漏えい量が多くな

配管破断の想定及びサイフォン現象による使用済燃料プール水位の低下は，破断面積及び弁の開口面積に応じて水位低下速度が変動するが，本評価では，り，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短くなるが，燃料プ

静的サイフォンブレーカによる漏えい停止を考慮しており，使用済燃料プール

ール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操水位が燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）まで瞬時

作は漏えい量に応じた対応をとるものではなく，注水操作は水位低下に伴う異常に低下するものとしていることから，事象進展に影響はなく，また，代替燃料の認知を起点とした冷却機能喪失又は注水機能喪失の確認を,漏えい箇所の隔離

プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は水位低下速度に応じた対操作は水位低下に伴う異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時応をとるものではなく，水位低下に伴う異常の認知を起点とした冷却機能喪失

間に与える影響はない。

又は注水機能喪失の確認を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

考える影響はない。
(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

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 11MW に対して最確条件は約 10MW

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件は約 9.1MW

以下であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で未満であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなることから，評価項目となるパラメー

設定している燃料の崩壊熱より小さくなることから，評価項目となるパラメー

タに対する余裕は大きくなる。

タに対する余裕は大きくなる。

初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は約
27℃～約 45℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確条件は約
12℃～約 40℃であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価

価条件で設定している使用済燃料プール水温より低くなるため，沸騰開始時間

条件で設定している使用済燃料プール水温より低くなるため，沸騰開始時間はは遅くなり，使用済燃料プール水位の低下は緩和されることから，評価項目と遅くなり，使用済燃料プール水位の低下は緩和されることから，評価項目とななるパラメータに対する余裕は大きくなる。

るパラメータに対する余裕は大きくなる。

また，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，また，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による使用済燃料プール水位の低下開始時間より早く評価で想定している沸騰による使用済燃料プール水位の低下開始時間より早く

使用済燃料プール水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発に使用済燃料プール水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位の低下と比べて僅かであり，気化熱により使用済燃よる影響は沸騰による水位の低下と比べて僅かであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。さらに，使用済燃料プール水温の非一様性も沸騰開料プール水は冷却される。さらに，使用済燃料プール水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられ始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に，事象発生直後から沸騰による使用済燃料プール水位の低下が開始する。仮に，事象発生直後から沸騰による使用済燃料プール水位の低下が開始すると想定した場合であっても，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から 16 時間以上（10mSv/h※2 のると想定した場合，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.8 時間後（10mSv／h の場合）とな場合，6 号及び 7 号炉は約 16 時間），使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部

り，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることかまで低下する時間は事象発生から 3 日以上（6 号及び 7 号炉は約 3.1 日）あり，ら，その現場における長時間の作業は困難となる。ただし，屋外から代替燃料

事象発生から 12 時間後までに燃料プール代替注水系による注水が可能である

プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作が実施可能であることかことから, 評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

ら，現場操作に必要な遮蔽は維持される。事象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水を実施することにより，使用済燃料
プール水位が原子炉建屋原子炉棟 6 階の放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約 10 時間後（10mSv／h の場合）となる。また，
使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する時間は事象発生から 2 日
以上あり，事象発生から 8 時間後までに代替燃料プール注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件
は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件
は通常水位付近であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場評価条件での初期水位は通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場

合，使用済燃料プール水位が通常水位から有効燃料棒頂部まで低下する時間は短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.3m 下）※5 と合，使用済燃料プール水位が通常水位から燃料有効長頂部まで低下する時間はした場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 下）※１とした場合であっても，漏えいにより瞬時に水位が低下し静的サイフォンブレ

間は事象発生から約 20 時間（10mSv/h※2 の場合，6 号及び 7 号炉は約 20 時間），ーカにより燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で停

使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下する時間は事象発生から約 3止するとしていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

考日以上（6 号及び 7 号炉は約 3.3 日）あり，事象発生 12 時間後までに燃料プール代替注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，使用済燃料プール水位の低初期に地震起因のスロッシングが発生した場合，最大で約 0.70m の水位の低下により原子炉建屋オペレーティングフロアの線量率が上昇することから，その現場における長時間の作業は困難である。ただし,このような使用済燃料プー下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5.8 時間後（10mSv／h の場合）となり，そル水位の低下に対してもサイフォンブレーク孔による使用済燃料プール水の漏
えいの停止，原子炉建屋オペレーティングフロア以外での漏えいの隔離操作及れ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が 10mSv／h を超えることから，その現場における長時間の作業は困難である。ただし，このような使用済燃料プ

び屋外から燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プール水位の低下に対しても静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール水ールへの注水操作が実施可能であることから，現場操作に必要な遮蔽は維持さの漏えいの停止及び屋外から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへれる。事象発生 12 時間後から燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）にの注水操作が実施可能であることから，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

よる使用済燃料プールへの注水を実施することにより，6 号及び 7 号炉の使用事象発生 8 時間後から代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水

済燃料プール水位が原子炉建屋オペレーティングフロアの放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約 1.1 日後（10mSv/h※2 の場を実施することにより，使用済燃料プール水位が原子炉建屋原子炉棟 6 階の放合，6 号炉では約 1.0 日後，7 号炉では約 1.1 日後），通常水位まで回復する時

後（10mSv／h の場合）となる。また，使用済燃料プール水位が通常水位から燃間は事象発生から約 1.9 日後（6 号炉では約 1.8 日後，7 号炉では約 1.9 日後）

料有効長頂部まで低下する時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8となる。また，使用済燃料プール水位が通常水位から有効燃料棒頂部まで低下

時間後までに代替燃料プール注水系による注水が可能であることから，評価項する時間は事象発生から 2 日以上（6 号及び 7 号炉は 約 2.2 日）あり，事象発目となるパラメータに与える影響は小さい。

射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約 8.9 時間

生から 12 時間後までに燃料プール代替注水系による注水が可能であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉に対して最確

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

条件はプールゲート開であり，評価条件の不確かさとして，最確条件とした場

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 2 倍程度となり，使用済燃料プール

合は，保有水量がプールゲート閉時と比べ 1.6 倍程度となり，使用済燃料プー

水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されることか

ル水温の上昇及び蒸発による使用済燃料プール水位の低下は緩和されることか

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。

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。

配管損傷の想定及びサイフォン現象による漏えい量は，損傷面積及び弁の開配管破断の想定及びサイフォン現象による使用済燃料プール水位の低下は，口面積が評価条件より大きな場合，使用済燃料プールの保有水の漏えい量が多

破断面積及び弁の開口面積に応じて水位低下速度が変動するが，本評価では，

くなり，通常水位から有効燃料棒頂部まで水位が低下する時間は短くなる。配

静的サイフォンブレーカによる漏えい停止を考慮しており，使用済燃料プール

管の全周破断及び逆止弁の全開固着が発生して漏えいが継続する場合，使用済

水位が燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）まで瞬時

燃料プールの水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの時間は約 2 時間の時間余に低下するものとしていることから，事象進展に影響はなく，評価項目となる

裕となり，漏えい箇所の隔離までの 150 分より短くなる。ただし，サイフォン
ブレーク孔による漏えい停止を考慮した場合は事象進展に影響はなく，漏えい

パラメータに与える影響はない。

量が少なくな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。
※5 使用済燃料貯蔵プール水位・温度計（SA広域）の水位低の警報設定値：6号炉通常水位-225mm，7号炉通常水位-267mm※1 使用済燃料プール水位の水位低の警報設定値：通常水位－142mm（添付資料 4.2.5）

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」,

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」
，
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備「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，「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

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パラメータに与える影響を評価し，評価結果

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。

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

操作条件の漏えい箇所の隔離操作は，評価上の操作完了時間として，事象発生

操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，から 150 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て，評価上の燃料プール水位低警報の確認後の注水機能喪失確認までに余裕を含め 1 時間を評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，当該操作は使用済燃料プールの冷却機能喪失又考慮し，その後使用済燃料プール水位の低下要因調査及び漏えいの隔離操作を実は注水機能喪失による異常の認知を起点として実施する可搬型スプレイノズル

施する設定としているが，実態の操作開始時間，燃料プール水位低を認知した時等の設置作業※２終了後から開始するものであり，これを含めても準備操作にか点で使用済燃料プール水位低下要因調査及び漏えいの隔離操作に着手可能であかる時間は 380 分を想定していることから，実態の操作開始時間は想定していり，注水機能喪失確認と同時に実施できるため，評価上の操作完了時間に対し，る事象発生から 8 時間後より早まる可能性があり，運転員等操作時間に対する実態の操作完了時間が早くなる可能性があることから，運転員等操作時間に対す余裕は大きくなる。

る余裕は大きくなる。当該操作は，評価条件（操作条件を除く）の不確かさによ※2 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレり操作完了時間は早まる可能性があるが，他の操作との重複はないことから，他

イノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作。

考の操作に与える影響はない。
操作条件の燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 12 時間後を設定している。運転員
等操作時間に与える影響として，当該操作は他の操作との重複はなく，使用済
燃料プールの冷却機能喪失による異常を認知した時点で注水準備に着手可能であり，その準備操作にかかる時間は 360 分を想定していることから，実態の操作開始時間は想定している事象発生から 12 時間後より早まる可能性があり，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(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

操作条件の漏えい箇所の隔離操作及び燃料プール代替注水系による使用済燃

操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，料プールへの注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操

運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作完了時間に対して，実際作完了時間に対して，実際に見込まれる操作完了時間が早くなる可能性がある。
この場合，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間余裕は，に見込まれる操作完了時間が早くなる可能性がある。この場合，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間余裕は，注水操作に対して約 9.8

漏えい箇所の隔離操作に対して約 7 時間（10mSv/h※2 の場合，6 号及び 7 号炉は時間（10mSv／h の場合）と操作に対して十分な時間余裕があることから，評価

約 7 時間），注水操作に対して約 23 時間（10mSv/h※2 の場合，6 号及び 7 号炉

項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 4.2.5）は約 23 時間）と操作に対して十分な時間余裕があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
(2) 操作時間余裕の把握(2) 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

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。

の結果を以下に示す。

操作条件の漏えい箇所の隔離操作は，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達

操作条件の代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，放射するまでの時間は約7時間（10mSv/h※2の場合，6号及び7号炉は約7時間），使用済燃

線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が約 9.8 時間（10mSv／h の場
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備

料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下する時間は約23時間（6号炉では約23時間,

合），使用済燃料プール水位が燃料有効長頂部まで低下する時間が 2 日以上であり，7号炉では約24時間）であり，事故を検知して漏えい箇所の隔離操作の実施が完了す

事故を検知して注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間後と設定しているるまでの時間は事象発生から約150分であることから，時間余裕がある。

ことから，時間余裕がある。

操作条件の燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水操作は，放射考（添付資料 4.2.5）

線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が約23時間（10mSv/h※2の場
合，6号及び7号炉は約23時間），使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下す
る時間が3日以上（6号及び7号炉は約3.4日）であり，事故を検知して注水を開始するまでの時間は事象発生から約12時間後と設定していることから，時間余裕がある。
(3) まとめ(3) ま と め

評価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確認した。その結果，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，

評価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評価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メータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパ

も，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，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において，操作時間には時間

ラメータに対して，対策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。

余裕がある。

7.3.2.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

4.2.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

想定事故 2 において，6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策時における必要な要想定事故２において，重大事故等対策時における事象発生 2 時間までに必要な要員は，「7.3.2.1(3)燃料損傷防止対策」に示すとおり 22 名である。「7.5.2 重大事

員は，「4.2.1(3) 燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2 重大事故

故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している運転員，緊急時対策要員等の等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で64 名で対処可能である。

対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 2 名であり，発電所構外から 2 時
間以内に参集可能な要員の 72 名で確保可能である。

なお，今回評価した原子炉運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，なお，今回評価した原子炉運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応と，想定事故 2 の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中を対応と，想定事故２の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中を想定した場合，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，操作想定した場合，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，操作時間余裕が十分長くあり（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が時間余裕が十分長くあり（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が100℃に到達するまで最低でも 1 日以上），原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応が収束に向かっている状態での対応となるため，緊急100℃に到達するまで最低でも 1 日以上），原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応が収束に向かっている状態での対応となるため，災害時対策要員や参集要員により対応可能である。

対策要員（初動）や参集要員により対応可能である(2) 必要な資源の評価
想定事故2において，必要な水源，燃料及び電源は，「7.5.1(2)資源の評価条件」(2) 必要な資源の評価
想定事故２において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。

の条件にて評価している。その結果を以下に示す。

a. 水源

ａ．水

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水については，7 日間の源

代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水については，7 日間の
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備

3対応を考慮すると，号炉あたり約 3,300m の水が必要となる。6 号及び 7 号炉の同対応を考慮すると，合計約 2,120m の水が必要である。水源として，西側淡水貯時被災を考慮すると，合計約 6,600m3 の水が必要である。水源として，淡水貯水池

水設備に約 4,300m３の水量を保有しており，水源を枯渇させることなく 7 日間の3に約 18,000m の水量を保有しており，水源を枯渇させることなく 7 日間の注水継

注水継続実施が可能である。

続実施が可能である。
b. 燃料（添付資料 4.2.6）
ｂ．燃料

非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生後7日間最大負荷

非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置で運転した場合，号炉あたり約753kLの軽油が必要となる。燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水については，保守的に事象発生直後からの可搬2 台）による電源供給については，事象発生後 7 日間これらを最大負荷で運転した場合，合計約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクにて約 800kL の軽型代替注水ポンプ（A-2級）の運転を想定すると，7日間の運転継続に号炉あたり約油を保有しており，この使用が可能であることから，非常用ディーゼル発電機等

15kLの軽油が必要となる。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び及び常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による電源供給についモニタリング・ポスト用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運て，7 日間の継続が可能である。

転を想定すると，7日間の運転継続に合計約13kLの軽油が必要となる（6号及び7号
炉合計約1,549kL）。

考３

可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系による使用済
燃料プールへの注水については，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水中

6号及び7号炉の各軽油タンクにて約1,020kL（6号及び7号炉合計約2,040kL）の軽型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 12.0kL の軽油が必油を保有しており，これらの使用が可能であることから，非常用ディーゼル発電機要となる。可搬型設備用軽油タンクにて約 210kL の軽油を保有しており，この使による電源供給，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水，5号炉用が可能であることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プ

原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源供給及びモニタリング・ール注水系による使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能であ

ポスト用発電機による電源供給について，7日間の継続が可能である。

る。
緊急時対策所用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用
発電機燃料油貯蔵タンクにて約 75kL の軽油を保有しており，この使用が可能であることから，緊急時対策所用発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.2.7）

c. 電源

ｃ．電

源

外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機によって給電

外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機等及び常設代を行うものとする。6号及び7号炉において重大事故等対策時に必要な負荷は，各号

替交流電源設備によって給電を行うものとする。重大事故等対策時に必要な負荷

炉の非常用ディーゼル発電機負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発電機

は，非常用ディーゼル発電機等の負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発電

による電源供給が可能である。

機等による電源供給が可能である。常設代替交流電源設備の電源負荷については，

また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポ
スト用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。

重大事故等対策に必要な負荷として，約 407kW 必要となるが，常設代替交流電源設
備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は約 2,208kW であり，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，緊急時対策所用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 4.2.8）

7.3.2.5 結論

4.2.5 結論
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

想定事故 2 では，使用済燃料プールに入る配管からの漏えいが発生した際に逆止弁想定事故２では，使用済燃料プールに入る配管からの漏えいが発生した際に真空破の機能が十分に働かず，サイフォン現象等による使用済燃料プール水の小規模な喪失

壊弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象等による使用済燃料プール水の小規模なが発生し，かつ，使用済燃料プールへの水の注水にも失敗して使用済燃料プール水位喪失が発生し，かつ，使用済燃料プールへの水の注水にも失敗して使用済燃料プールが低下することで，やがて燃料が露出し燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故

水位が低下することで，やがて燃料が露出し燃料損傷に至ることが特徴である。想定2 に対する燃料損傷防止対策としては，燃料プール代替注水系による使用済燃料プー

事故２に対する燃料損傷防止対策としては，代替燃料プール注水系による使用済燃料

ルへの注水手段を整備している。

プールへの注水手段を整備している。

想定事故 2 について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水に想定事故２について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽より，使用済燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。

が維持され，かつ，燃料損傷することはない。

また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵さまた，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満とれており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。

なるため，未臨界は維持される。

その結果，有効燃料棒頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨

その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨

界を維持できることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。

界を維持できることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。

評価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
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，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，燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故 2 に対して有効である。

備

考

評価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
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，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，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，代替燃料プール注水系による使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故２に対して有効である。

14／14

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備
考

図 1／5

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

備
考
図 2／5

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
東海第二発電所備考
図 3／5

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

備
考
図 4／5

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
東海第二発電所備考
図 5／5

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（想定事故２）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所備考

解析図 1／1

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東海第二発電所

備
考

表 1／4

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

前ページと同じ

備
考

表 2／4

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

備
考

表 3／4

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（想定事故２）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号炉

東海第二発電所

前ページと同じ

備考

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