東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 87
提出年月日
平成 30 年 5 月 18 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 5 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施

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

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用できない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

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
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

目次

添付資料1.1.1

重大事故等対策における深層防護の考え方について

添付資料1.2.1

外圧支配事象における燃料被覆管の健全性について

添付資料1.2.2

サプレッション・プールの水位上昇に係る構造的な耐性について

添付資料1.2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力について

添付資料1.2.4

格納容器破損防止対策の各評価事故シーケンスにおける評
価項目について

添付資料1.2.5

定期検査工程の概要

添付資料1.3.1

有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧について

添付資料1.3.2

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失の仮定について

添付資料1.3.3

外部電源喪失に伴う原子炉スクラム及び格納容器隔離について

添付資料1.3.4

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認
結果について

添付資料1.3.5

事象発生時の状況判断について

添付資料1.3.6

有効性評価における運転員等の操作余裕時間の仮定について添付資料1.3.7

安定状態の考え方について

添付資料1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について

添付資料1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般デー
タ目-4添付資料1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び破断面積設
定の考え方について

添付資料1.5.3

サプレッション・プール初期水位について

添付資料1.5.4

外部水源温度の条件設定の根拠について

添付資料1.5.5

給水流量をランアウト流量（68％）で評価することの妥当性

添付資料1.5.6

逃がし安全弁の解析条件設定について

添付資料1.5.7

原子炉停止機能喪失の解析条件設定の考え方について

添付資料1.5.8

重大事故等対処設備としての逃がし安全弁7個の十分性について

添付資料1.5.9

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（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条
件について

添付資料1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー

添付資料2.1.1

平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について

添付資料2.1.2

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.4

7日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.5

7日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）
目-5添付資料2.1.7

格納容器圧力逃がし装置の第二弁開操作を現場にて実施する場合の時間余裕

添付資料2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料2.2.4

7日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.3.1.1

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

添付資料2.3.1.2

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.1.3

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時
冷却系の8時間継続運転が可能であることの妥当性について添付資料2.3.1.4

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.5

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.6

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.7

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（長期
目-6

ＴＢ））
添付資料2.3.1.9

再循環系ポンプからのリークについて

添付資料2.3.2.1

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.2.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代
替注水系の8時間継続運転が可能であることの妥当性について

添付資料2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢ
Ｕ））

添付資料2.3.2.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.5

原子炉注水開始が遅れた場合の時間余裕について

添付資料2.3.2.6

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.7

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.3

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（全交流動力
電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.4

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失
目-7

（ＴＢＰ））
添付資料2.3.3.5

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.3

非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について

添付資料2.4.1.4

7日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.5

7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.2.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））添付資料2.4.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.4.2.3

7日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
目-8

添付資料2.4.2.4

7日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.4.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

添付資料2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料2.5.7

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料2.5.8

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料2.5.9

7日間における燃料の対応について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.10

常設代替交流電源設備の負荷（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.11

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性
に関する水源温度の影響

添付資料2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料2.6.2

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について

添付資料2.6.3

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価に対する指針との対比について

添付資料2.6.4

非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価について
目-9添付資料2.6.5

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.6

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.7

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ＬＯＣＡ時
注水機能喪失）添付資料2.6.8

7日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.9

7日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.10

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応操作について

添付資料2.7.2

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

添付資料2.7.3

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の格納容器バウンダ
リにかかる圧力及び温度に対する設計基準事故の代表性について

添付資料2.7.4

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイス
システムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.5

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付 資料2.7.6

7日間における水源の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））
目-10添付 資料2.7.7

7日間における燃料の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.8

常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波への対応について添付資料2.8.2

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する基準適合のための基本方針及び施設の防護方針について

添付資料2.8.3

地震発生と同時に津波が到達するとした評価上の想定の妥
当性について

添付資料2.8.4

7日間における水源の対応について（津波浸水による最終
ヒートシンク喪失）

添付資料2.8.5

7日間における燃料の対応について（津波浸水による最終
ヒートシンク喪失）

添付資料2.8.6

常設代替交流電源設備の負荷（津波浸水による最終ヒート
シンク喪失）

添付資料2.8.7

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）との事故対応の相違点について

添付資料3.1.2.1

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

添付資料3.1.2.2

原子炉水位不明時の対応について添付資料3.1.2.3

常設低圧代替注水系ポンプの機能確保の妥当性について

添付資料3.1.2.4

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価について目-11添付資料3.1.2.5

格納容器漏えい率の設定について

添付資料3.1.2.6

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）における炉心の損傷状態及び損傷炉心の位置について

添付資料3.1.2.7

水の放射線分解を考慮した場合の格納容器過圧に対する影響について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損））

添付資料3.1.2.8

格納容器雰囲気温度が格納容器の健全性に与える影響について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））

添付資料3.1.2.9

安定状態について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料3.1.2.10

格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について

添付資料3.1.2.11

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料3.1.2.12

大破断ＬＯＣＡを上回る規模のＬＯＣＡに対する格納容器
破損防止対策の有効性について

添付資料3.1.2.13

7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料3.1.2.14

7日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料3.1.2.15

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静目-12的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料3.1.2.16

格納容器内の酸素濃度上昇抑制のための対応操作について

添付資料3.1.3.1

東海第二発電所の格納容器設計の特徴を踏まえた過圧破損防止対策について

添付資料3.1.3.2

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について

添付資料3.1.3.3

崩壊熱による蒸発量相当の注水量について

添付資料3.1.3.4

格納容器圧力逃がし装置を用いて大気中へ放出されるＣｓ−137の放出量評価

添付資料3.1.3.5

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価等について

添付資料3.1.3.6

格納容器内での除去効果について

添付資料3.1.3.7

安定状態について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない
場合））

添付資料3.1.3.8

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合））

添付資料3.1.3.9

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料3.1.3.10

7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合））

添付資料3.1.3.11

7日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度に目-13

よる静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合））
添付資料3.1.3.12

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合））

添付資料3.1.3.13

非凝縮性ガスの影響について

添付資料3.1.3.14

サプレッション・プール水位上昇による真空破壊弁への影
響について

添付資料3.2.1

原子炉圧力容器高圧破損防止のための原子炉手動減圧について

添付資料3.2.2

原子炉圧力容器の破損判断について

添付資料3.2.3

ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について

添付資料3.2.4

高温ガスによる原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えい可能性と事象進展等に与える影響について

添付資料3.2.5

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価について

添付資料3.2.6

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について

添付資料3.2.7

水の放射線分解を考慮した場合の格納容器過圧に対する影響について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料3.2.8

安定状態について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接
加熱）

添付資料3.2.9

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料3.2.10

代替循環冷却系による原子炉注水を考慮しない場合の影響
目-14

評価について
添付資料3.2.11

7日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱）

添付資料3.2.12

7日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱）

添付資料3.2.13

常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱）添付資料3.2.14

原子炉圧力容器破損時の溶融炉心の冠水評価について

添付資料3.2.15

コリウムシールド材料の選定について

添付資料3.2.16

コリウムシールド厚さ，高さの設定について

添付資料3.2.17

原子炉圧力容器の破損位置について

添付資料3.2.18

格納容器内に注入する窒素温度条件について添付資料3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）に関する知見の整理について

添付資料3.3.2

水蒸気爆発の発生を想定した場合の格納容器の健全性への影響評価

添付資料3.3.3

ＪＡＳＭＩＮＥ解析について

添付資料3.3.4

水蒸気爆発評価の解析モデルについて

添付資料3.3.5

水蒸気爆発発生時のコリウムシールドへの影響

添付資料3.3.6

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用）

添付資料3.3.7

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料3.3.8

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへ
の影響
目-15

添付資料3.4.1

水の放射線分解の評価について

添付資料3.4.2

シビアアクシデント条件下で用いるＧ値の設定について

添付資料3.4.3

安定状態について（水素燃焼）

添付資料3.4.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（水素燃焼）

添付資料3.4.5

Ｇ値を設計基準事故ベースとした場合の評価結果への影響について

添付資料3.4.6

原子炉注水開始時間の評価結果への影響について

添付資料3.4.7

格納容器内における気体のミキシングについて

添付資料3.5.1

コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量評価について

添付資料3.5.2

溶融炉心による熱影響評価について

添付資料3.5.3

溶融炉心の排水流路内での凝固停止評価について

添付資料3.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融炉心・コンクリート相互作用）

添付資料4.1.1

使用済燃料プールの監視について

添付資料4.1.2

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について

添付資料4.1.3

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出について

添付資料4.1.4

安定状態について（想定事故１）添付資料4.1.5

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
目-16添付資料4.1.6

使用済燃料プール水温の管理について

添付資料4.1.7

自然蒸発による水位低下速度について

添付資料4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲートについて

添付資料4.1.9

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料4.1.10

7日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料4.1.11

7日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料4.1.12

常設代替交流電源設備の負荷 （想定事故１）添付資料4.1.13

使用済燃料プール水の沸騰状態継続時の鉄筋コンクリートへの熱影響について

添付資料4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について

添付資料4.2.2

想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由について

添付資料4.2.3

使用済燃料プールの静的サイフォンブレーカについて

添付資料4.2.4

安定状態について（想定事故２）添付資料4.2.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料4.2.6

7日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料4.2.7

7日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料4.2.8

常設代替交流電源設備の負荷（想定事故２）添付資料5.1.1

運転停止中における通常時のプラント監視について

添付資料5.1.2

重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条
件設定

添付資料5.1.3

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失
目-17における基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計
算方法について
添付資料5.1.4

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱の設定の考え方

添付資料5.1.5

運転停止中の原子炉の事故時における現場作業員の退避について

添付資料5.1.6

安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料5.1.7

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について

添付資料5.1.8

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）
添付資料5.1.9

7日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）添付資料5.1.10

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交流動力電源喪失）
添付資料5.2.3

運転停止中の全交流動力電源喪失時におけるサプレッション・プール水への影響について

添付資料5.2.4

7日間における水源の対応について（運転停止中

全交流

動力電源喪失）添付資料5.2.5

7日間における燃料の対応について（運転停止中
動力電源喪失）目-18

全交流添付資料5.2.6

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量率評価について

添付資料5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え
方添付資料5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）

添付資料5.3.4

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

原

子炉冷却材の流出）

添付資料5.4.1

反応度誤投入事象の代表性について

添付資料5.4.2

安定停止状態について（運転停止中

添付資料5.4.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運転停止中反応度の誤投入）

反応度の誤投入）

添付資料5.4.4

原子炉初期出力に係る感度解析の評価条件について添付資料5.4.5

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析について

添付資料6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について

添付資料6.2.2

重要事故シーケンス等以外の事故シーケンスの要員の評価について

添付資料6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について

目-19

1.

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方

1.1

概

要

本発電用原子炉施設において，｢運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故｣，「運転中の原子炉における重大事故」，「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」及び「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」（以下「重大事故等」という。）が発生した場合にも，炉心や燃料の著しい損傷の防止あるいは原子炉格納容器（以下「格納容器」という。）の破損及び敷地外への放射性物質の異常な水準の放出の防止に講じることとしている措置（以下「重大事故等対策」という。）が有効であることを示すため，以下のとおり，評価対象とする事故シーケンスを整理し，対応する評価項目を設定した上で，計算プログラムを用いた解析
等の結果を踏まえて，設備，手順及び体制の有効性を評価する。
（添付資料 1.1.1）

1.1.1

評価対象の整理及び評価項目の設定

本発電用原子炉施設を対象とした確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）の知見等を踏まえ，重大事故等に対処するための措置が基本的に同じである事故シーケンスのグループ化を行い，措置の有効性を確認するための代表的な事故シーケンス（以下「重要事故シーケンス等」という。）を選定して，対応する措置の有効性評価を行う。
有効性評価に際しては，事故の様相やプラントの特徴を踏まえて有効性を確認するための評価項目を設ける。
具体的には「1.2

1.1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」による。

評価に当たって考慮する事項
1-1

有効性評価は，「 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」に係る適合性状況説明資料（以下「技術的能力に係る審査基準への適合状況説明資料」という。）で講じることとしている措置のうち，「重大事故等対処設備について」で重大事故等対処設備としている設備を用いたものを対象とするが，手順及び体制としてはその他の措置との関係を含めて必要となる水源，燃料及び電源の資源や要員を整理した上で，安全機能の喪失に対する仮定，外部電源に対する仮定，単一故障に対する仮定，運転員等（運転員と重大事故等対応要員）の操作時間に対する仮定等を考慮して，原則として事故が収束し，｢運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故｣については原子炉が安定停止状態に，「 運転中の原子炉における重大事故」
については原子炉及び格納容器が安定状態に，「 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」については使用済燃料プール水位が回復し，水位及び温度が安定した状態に，「 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」については原子炉が安定状態（以下「原子炉等が安定停止状態等」という。）に導かれる時点までを対象とする。
具体的には「1.3

1.1.3

評価に当たって考慮する事項」による。

有効性評価に使用する計算プログラム

有効性評価において使用する計算プログラム（以下「解析コード」という。）
は，事故シーケンスの特徴に応じて，評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象や運転員等操作に有意な影響を与える現象（以下「重要現象」という。）がモデル化されており，実験等を基に妥当性が確認され，適用範囲を含めてその不確かさが把握されているものを選定して使用する。
具体的には「1.4

有効性評価に使用する計算プログラム」に示す解析コー
1-2

ドを使用する。

1.1.4

有効性評価における解析の条件設定

有効性評価における解析の条件設定については，「1.3

評価に当たって考慮する事項」による仮定等を考慮するとともに，事象進展の不確かさを考慮して，設計値等の現実的な条件を基本としつつ，原則，有効性を確認するための評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とする。
また，解析コードや解析条件の不確かさが大きい場合には，影響評価において感度解析等を行うことを前提に設定する。
具体的には「1.5

1.1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針」による。

解析の実施

有効性評価における解析は，評価項目となるパラメータの推移のほか，事象進展の状況を把握する上で必要なパラメータの推移について解析を実施し，その結果を明示する。
なお，事象進展の特徴や厳しさ等を踏まえ，解析以外の方法で原子炉等が安定停止状態等に導かれ，評価項目を満足することが合理的に説明できる場
合はこの限りではない。

1.1.6

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認し，それらの影響を踏まえても，措置の実現性に問題なく，評価項目を満足することを感度解析等により確認する。
具体的には「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
1-3

よる。

1.1.7

必要な要員及び資源の評価

必要な要員及び資源については，少なくとも外部支援がないものとして所内単独での措置を 7 日間継続して実施できることを確認する。
具体的には「1.8

1.2

必要な要員及び資源の評価方針」による。

評価対象の整理及び評価項目の設定
重大事故等対策の有効性を確認するため，重大事故等のそれぞれについて，

以下のとおり，事故シーケンスのグループ化，重要事故シーケンス等の選定及び有効性を確認するための評価項目の設定を行う。
炉心損傷防止対策及び運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスグループ並びに格納容器破損防止対策の有効性を確認する格納容器破損モード（以下「事故シーケンスグループ等」という。）の選定に当たっては，アクシデントマネジメント策や緊急安全対策等を考慮しない仮想的なプラント状態を評価対象として実施したＰＲＡの結果を活用する。
「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に対しては，発電用原子炉施設内部の原因によって引き起こされる事象（以下「内部事象」という。）を対象とする内部事象運転時レベル１ＰＲＡに加えて，ＰＲＡが適用可能な外部事象として地震及び津波それぞれのレベル１ＰＲＡを活用する。
「運転中の原子炉における重大事故」に対しては，内部事象運転時レベル１．
５ＰＲＡを活用する。
「 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に対しては，内部事象停止時レベル１ＰＲＡを活用する。
ＰＲＡを実施した結果，本発電用原子炉施設の運転中の炉心損傷頻度は 10
1-4

−４

／炉年程度，格納容器破損頻度は 10 −４ ／炉年程度，運転停止中の炉心損

傷頻度は 10−５ ／施設定期検査程度である。
また，現状ＰＲＡが適用できない地震及び津波以外の外部事象については，
当該外部事象により誘発される起因事象について分析を実施した結果，いずれも内部事象レベル１ＰＲＡ，地震レベル１ＰＲＡ又は津波レベル１ＰＲＡのいずれかで想定する起因事象に包絡されること及び炉心損傷後の格納容器
内の事象進展は内部事象と同等であると考えられることから，新たに追加すべき事故シーケンスグループ等はない。
なお，有効性評価における重要事故シーケンスと「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」（以下「技術的能力審査基準」という。），「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（ 以下「技術基準規則」という。）との関連を第 1.2−1 表に示す。
ここで記載している事故シーケンスグループ等の選定の考え方については，「付録 1

事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について」に示す。

1.2.1
1.2.1.1

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」については，
運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対し，発電用原子炉施設の安全性を損なうことがないよう設計することが求められる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性が1-5

あると想定する事故シーケンスを，本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえてグループ化し，それぞれに対して重要事故シーケンスを選定し，評価を行う。

(1)

事故シーケンスの抽出
内部事象運転時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から炉心損傷に至ることを防止するための緩和手段等の成功及び失敗の組合せをイ
ベントツリーを用いて網羅的に分析し，炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出する。第 1.2−1 図に内部事象運転時レベル１ＰＲＡにおけるイベント
ツリーを示す。
地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡにおいては，内部事象と同様にイベントツリーを用いた分析を実施し，炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出する。第 1.2−2 図に地震レベル１ＰＲＡの階層イベントツリーを，
第 1.2−3 図に地震レベル１ＰＲＡのイベントツリーを，第 1.2−4 図に津波レベル１ＰＲＡの階層イベントツリーを，第 1.2−5 図に津波レベル１Ｐ
ＲＡのイベントツリーを示す。
地震や津波の場合，各安全機能の喪失に至るプロセスは異なるものの，喪失する安全機能が内部事象と同じであれば，炉心損傷を防止するための緩和手段も同じであるため，事故シーケンスは内部事象と同じである。また，地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡでは，複数の安全機能が
地震又は津波によって同時に損傷する事象や，建屋・構築物等の損傷の発生により直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスも取り扱う。
具体的には，地震レベル１ＰＲＡでは，建屋の損傷や原子炉圧力容器等の大型静的機器の損傷，計装・制御機能喪失によって発電用原子炉施設が監視及び制御不能となる事象等，緩和設備への影響範囲や影響程度等を明1-6

確にすることが困難な事象を抽出しており，これらは直接，炉心損傷に至る事象として取り扱う。
津波レベル１ＰＲＡでは，浸水高さに応じ，当該高さに設置されている
安全機能が機能喪失する評価モデルとしており，浸水高さに応じた安全機
能の喪失の状態ごとに津波特有のシーケンスとして抽出する。
なお，原子炉冷却材喪失事故（以下「ＬＯＣＡ」という。）では，原子炉
冷却材圧力バウンダリからの冷却材の流出規模によりプラント応答，成功基準等が異なるため，流出の規模に応じて以下のとおりに分類する。
ａ．大破断ＬＯＣＡ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の両端破断のように，事象初期に急激な原子炉減圧を伴うもので，自動減圧系の作動なしに低圧
注水系によって冷却が可能となる規模のＬＯＣＡである。
ｂ．中破断ＬＯＣＡ
大破断ＬＯＣＡと比較して破断口径が小さく，原子炉減圧が緩やかなもので，低圧注水系による炉心冷却には自動減圧系の作動が必要となる
規模のＬＯＣＡである。また，流出量は原子炉隔離時冷却系の容量以上であり，原子炉隔離時冷却系のみでの水位確保は不可能である。
ｃ．小破断ＬＯＣＡ
中破断ＬＯＣＡより破断口径が小さなもので，原子炉隔離時冷却系のみでの水位確保が可能な規模のＬＯＣＡである。また，原子炉減圧が緩やかなため，低圧注水系による炉心冷却には，自動減圧系の作動が必要である。
ｄ．Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ

大破断ＬＯＣＡを上回る規模のＬＯＣＡであり，非常用炉心冷却系の注水の成否に関わらず炉心損傷に至る。
1-7

(2)

事故シーケンスのグループ化
ＰＲＡの知見を活用して抽出した事故シーケンスを，重大事故等に対処するための措置が基本的に同じとなるよう，炉心損傷に至る主要因の観点から以下の事故シーケンスグループに分類する。なお，ＰＲＡではＬＯＣ
Ａ時の注水機能喪失事故シーケンスを，破断口径の大きさに応じて大破断
ＬＯＣＡ，中破断ＬＯＣＡ及び小破断ＬＯＣＡに詳細化して抽出しているが，いずれもＬＯＣＡ時の注水機能喪失を伴う事故シーケンスグループであるため，ＬＯＣＡ時注水機能喪失に該当するものとして整理する。
ａ．高圧・低圧注水機能喪失
ｂ．高圧注水・減圧機能喪失
ｃ．全交流動力電源喪失
ｄ．崩壊熱除去機能喪失
ｅ．原子炉停止機能喪失
ｆ．ＬＯＣＡ時注水機能喪失
ｇ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
ｈ．津波浸水による最終ヒートシンク喪失
津波特有の事故シーケンスでは，敷地内への浸水により内部事象起因の事故シーケンスとは本発電用原子炉施設への影響が異なることから，津波特有の事故シーケンスグループとして抽出している。
また，地震及び津波特有の事象で，以下に示す 7 つの事故シーケンスは，
地震動や津波高さに応じた詳細な損傷の程度や影響を評価することが困難なことから，上記の事故シーケンスグループと直接的に対応せず，炉心損
傷に直結するものとして抽出している。
・Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ
1-8

・計装・制御系喪失
・格納容器バイパス（地震による配管の格納容器外での破損と隔離弁の閉失敗の重畳）
・原子炉圧力容器損傷
・格納容器損傷
・原子炉建屋損傷
・防潮堤損傷これらの地震及び津波特有の各事故シーケンスによる炉心損傷頻度には，
必ずしも炉心損傷に直結する程の損傷に至らない場合も含んでおり，実際には地震又は津波の程度に応じ，機能を維持した設計基準事故対処設備等がある場合，これらを用いた対応に期待することにより，炉心損傷を防止できる可能性もあると考えられる。このため，過度な保守性を排除することで各事故シーケンスの炉心損傷頻度は，現在の値よりも更に小さくなる。
また，地震又は津波後に機能を維持した設計基準事故対処設備等に期待した上で，それらのランダム故障により炉心損傷に至る場合の事故シーケン
スは，内部事象運転時レベル１ＰＲＡ，地震レベル１ＰＲＡ又は津波レベ
ル１ＰＲＡにより抽出された上記のａ．からｈ．の事故シーケンスグルー
プに包絡されるものと考えられること及びそれらに該当しない深刻な損傷の場合には，可搬型のポンプ，電源，放水設備等を駆使した大規模損壊対策による影響緩和を図ることから，これらの各事故シーケンスを有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして追加する必要はない。

(3)

重要事故シーケンスの選定
事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定する。同じ事故シーケンスグループに複数の事故シーケンス
1-9が含まれる場合には，共通原因故障又は系統間の機能の依存性，炉心損傷防止対策の実施に対する時間余裕，炉心損傷防止に必要な設備容量及び事
故シーケンスグループ内の代表性の観点で，より厳しい事故シーケンスを選定する。
重要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。
ａ．高圧・低圧注水機能喪失
本事故シーケンスグループは，運転時の異常な過渡変化又は設計基準
事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失し，原子炉減圧には成功するが，低圧注水機能が喪失し，炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，起因事
象発生後の事象進展が早く時間余裕及び設備容量の観点で厳しいと考えられる過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因とし，逃がし安全弁の再閉鎖失敗を含まず，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い，「 過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。逃がし安全弁の再閉
鎖失敗を含まない事故シーケンスとした理由は，炉心損傷防止のために
重大事故等対処設備による低圧注水を実施する状況を想定した場合，事象発生時点から逃がし安全弁の再閉鎖失敗によって原子炉減圧されている場合の方が，原子炉減圧に必要な逃がし安全弁の容量が少なく，低圧注水が可能となるまでの時間が短縮でき，対応が容易になると考えられるためである。
ｂ．高圧注水・減圧機能喪失
本事故シーケンスグループは，運転時の異常な過渡変化又は設計基準
事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失し，かつ，原子炉減圧機能（自動減圧機能）が喪失し，炉心損傷に至るものである。
1-10

本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，起因事
象発生後の事象進展が早く余裕時間及び設備容量の観点で厳しいと考えられる過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
ｃ．全交流動力電源喪失
本事故シーケンスグループからは，機能喪失の状況が異なる 4 つの事
故シーケンスが抽出されたが，原子炉圧力，時間余裕及び対応する主な
炉心損傷防止対策に着目して事故シーケンスグループを以下の 3 つに詳
細化した事故シーケンスグループとして分類し，重要事故シーケンスとして選定する。
(a)

長期ＴＢ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機等の故障により全交流動力電源喪失が発生し，原子炉隔離時冷却系により炉心冷却を継続するが，蓄電池の直流電源供給能力が枯渇して，原子炉隔離時冷却系が機能喪失し，原子炉が高圧状態で炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループには，外部電源喪失を起因とする事故シーケンスとサポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シーケ
ンスが含まれるが，いずれも蓄電池枯渇による原子炉隔離時冷却系の停止後の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差異はないため，事象発生初期の事象進展に着目する。外部電源喪失を起因とする事故シーケンスは事象発生により給水・復水系が停止するため
原子炉水位の低下が早い。そのため，余裕時間及び設備容量の観点で
1-11

厳しく，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」を重要
事故シーケンスとして選定する。
(b)

ＴＢＤ，ＴＢＵ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，直流電源又は非常用ディーゼル発電機等の故障により全交流動力電源喪失が発生し，原子炉隔離時冷却系による炉心冷却にも失敗することにより，原子炉が高圧状態で炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループには，外部電源喪失を起因とし直流電源が喪失することにより非常用ディーゼル発電機が機能喪失し高圧炉心冷却にも失敗する事故シーケンス（ＴＢＤ）と，外部電源喪失又は直流電源故障を起因とし非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心冷却に失敗する事故シーケンス（ＴＢＵ）が含まれるが，いずれも全交流動力電源が喪失しているため，共通原因故障・系統間機能依存性の観点では差異がない。また，余裕時間及び設備容量の観点からは，いずれの事故シーケンスも事象進展の早さには差異はないものの，直流電源が喪失する事故シーケンスは代替注水設備の起動に必要な直流電源を緊急用 125V 系蓄電池から給電するための直流電源の切替操作が必要となり，代替直流電源の必要容量も大きくなるため，直流電源が喪失する事故シーケンスの方が厳しい。以上より「外部電源喪失＋直流電源
失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」を重要事故シーケンスとして選定
する。

(c)

ＴＢＰ
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機等の故障により全交流動力電源喪失が発生し，原子炉隔
1-12離時冷却系は作動するものの，逃がし安全弁再閉鎖失敗により原子炉
圧力が徐々に低下することで原子炉隔離時冷却系も機能喪失し，原子炉が低圧状態で炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループには，外部電源喪失を起因とする事故シーケンスと，サポート系喪失（直流電源故障）を起因とする事故シー
ケンスが含まれるが，いずれも原子炉圧力の低下による原子炉隔離時
冷却系停止後の炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差異はないため，事象発生初期の事象進展に着目する。外部電源喪失を起因とする事故シーケンスは，事象発生により給水・復水系が停止するため原子炉水位の低下が早い。そのため，余裕時間及び設備容量の観点で厳しく，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」を重要
事故シーケンスとして選定する。
ｄ．崩壊熱除去機能喪失
本事故シーケンスグループは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで，炉心損傷前に格納容器が破損し，その後，炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，いずれも代替除熱手段に係る炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間に有意な差異はないため，炉心冷却に成功する事故シーケンスであるものの，事象発生初期の事象進展に着目する。起因事象発生後の事象進展が早く余裕
時間及び設備容量の観点で厳しいと考えられる過渡事象（給水流量の全喪失），サポート系喪失（自動停止），サポート系喪失（直流電源故障）
又はＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスのうち，逃がし安全弁の再閉
1-13

鎖失敗を含まず，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」を選定する。逃がし安全弁の再閉鎖失敗を含まない事
故シーケンスとした理由は，低圧の代替注水手段に期待する場合，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故シーケンスは注水開始時点で原子炉が一定程度減圧されているため，逃がし安全弁の設備容量は再閉鎖成功時の方が厳しくなるためである。
ここで，崩壊熱除去機能喪失については，残留熱除去系の故障時と取水機能喪失時で，炉心損傷防止対策が異なることを踏まえて，「過渡事象＋ＲＨＲ失敗（ＲＨＲ故障時）」及び「過渡事象＋ＲＨＲ失敗（取水機能喪失時）」を重要事故シーケンスとする。
なお，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスについては，崩壊熱除去機能の代替手段の有効性も含めて事故シーケンスグループ「ｆ．ＬＯＣ
Ａ時注水機能喪失」及び格納容器破損モード「6.2.2.1(3)ａ．雰囲気圧
力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で評価することから，本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスの選定対象から除外している。
ｅ．原子炉停止機能喪失
本事故シーケンスグループは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉停止機能を喪失し，炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）を起因とする事故シーケンスは，原子炉圧力の上昇が早く，反応度印加の観点で厳しい事象であり，余裕時間が短く，反応度の抑制に必要な設備容量が大きくなる。また，代表性の観点からも炉心損傷頻度が最も高い。
また，ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，ほう酸水注入系が有1-14

効に機能しないことも考えられるが，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）に期待することにより対応可能であり，その炉心損傷頻度は極めて小さい。
以上を踏まえ，起因事象発生後の出力変化及び格納容器に与えられる
蒸気負荷の観点で厳しい過渡事象（反応度投入の観点で最も厳しく，格
納容器隔離によって炉心からの発生蒸気が全て格納容器に流入する主蒸
気隔離弁誤閉止を選定）を起因とする，「過渡事象＋原子炉停止失敗」を
重要事故シーケンスとして選定する。
ｆ．ＬＯＣＡ時注水機能喪失
本事故シーケンスグループは，小破断ＬＯＣＡ又は中破断ＬＯＣＡの発生後，高圧注水機能の喪失に加え，低圧注水機能又は原子炉減圧機能を喪失し，炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，中破断
ＬＯＣＡを起因とする事故シーケンスは，小破断ＬＯＣＡに比べて破断面積が大きいことにより流出流量が多く，事象進展が早いため，余裕時間の観点で厳しい。また，設備容量の観点では，原子炉減圧に用いる逃がし安全弁は十分な台数が設置されているが，低圧の代替注水設備の設
備容量は低圧非常用炉心冷却系より少ないため，低圧炉心冷却に失敗する事故シーケンスの方が厳しい。代表性の観点からは，中破断ＬＯＣＡを起因とし高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗する事故シーケンスの炉心損傷頻度が最も高い。
以上を踏まえ，中破断ＬＯＣＡを起因とし，高圧炉心冷却及び低圧炉
心冷却に失敗する，「 中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，上記の重要事故シーケンスは，低圧炉心冷却失敗が含まれてお
1-15

り，低圧非常用炉心冷却系の機能喪失は残留熱除去系による崩壊熱除去機能にも期待できないこととほぼ同義であることから，事故シーケンス
グループ「ｄ．崩壊熱除去機能喪失」のＬＯＣＡ を起因とする事故シー
ケンスを包絡する。
ｇ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
本事故シーケンスグループは，インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，破断箇所の隔離に失敗し，格納容器貫通配管からの漏えいが防止できずに炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」のみとしていることから，これを重要事故シーケンスとして選定する。なお，格納容器バイパスとしては原子炉冷却材浄化系等の高圧設計の配管の格納容器外での破断事象も想定できるが，これはＰＲＡの検討の中で高圧設計の配管の破損頻度が低圧設計の配管の破損頻度に比べて小さい傾向にあることを理由に考慮の対象から除外している。
ｈ．津波浸水による最終ヒートシンク喪失
本事故シーケンスグループは，防潮堤を越流した津波により非常用海水ポンプが被水・没水し，最終ヒートシンクが喪失することにより，炉心損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスのうち，原子炉
建屋内浸水を伴う事故シーケンスは，共通原因故障又は系統間の機能の依存性の観点で厳しく，事象発生初期の原子炉注水に失敗する事故シー
ケンスであるため余裕時間の観点で厳しい。設備容量の観点では，原子炉建屋内浸水を伴う事故シーケンスは想定する津波高さが高いため，重大事故等対策に対する津波防護対策が広範囲に要求される。
1-16

以上を踏まえ，「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，本事故シーケンスグループは外部電源喪失が重畳すると全交流
動力電源喪失が発生するため，本事故シーケンスグループの主な炉心損傷防止対策は津波防護対策を除くと全交流動力電源喪失の事故シーケン
スグループと同様となる。

なお，国内外の先進的な対策を考慮した場合であっても，全ての状況に対応できるような炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンス
としては，以下の事故シーケンスが抽出されている。
①大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②直流電源喪失＋原子炉停止失敗③交流電源喪失＋原子炉停止失敗①については，格納容器破損防止対策により格納容器の機能に期待できることを確認しており，これを除く事故シーケンスを対象に，重要事故シーケンスの選定を実施している。
②及び③は地震レベル１ＰＲＡから抽出された事故シーケンスであり，
炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンスであるが，喪失する安全機能が明確であることから炉心損傷に直結する事故シーケンスとはしていない。これらの事故シーケンスにおける原子炉停止失敗の支配的な要因は地震による炉内構造物の損傷であるが，これは地震の最大加速度が地震発生と同時に加わるという，現状の保守的なＰＲＡモデルによって評価されるものであり，現実的には，炉内構造物の損傷確率が高くなる加速度に到達する前に，原子炉スクラムに至ると考えられる。
以上のとおり，②及び③の事故シーケンスの炉心損傷頻度は保守的に評
1-17

価されており，現実的に想定すると，これらの事故シーケンスによって炉心損傷に至る頻度は十分に小さいと判断したことから，これらの事故シー
ケンスは炉心損傷防止対策又は格納容器破損防止対策の有効性を確認する
事故シーケンスから除外している。
各事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス及び重要事故シー
ケンスについて整理した結果を第 1.2−2 表に示す。

1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定「1.2.1.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定」に挙げた事故シーケンスグループについては，炉心の著しい損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり，かつ，炉心を十分に冷却できるものであること。具体的には燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること及び燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下であること。

(2)

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が，最高使用圧力
8.62MPa［gage］の 1.2 倍の圧力 10.34MPa［gage］を下回ること。

(3)

格納容器バウンダリにかかる圧力は，限界圧力である最高使用圧力
0.31MPa［gage］の 2 倍の圧力 0.62MPa［gage］を下回ること。

(4)

格納容器バウンダリにかかる温度が，限界温度 200℃を下回ること。

また，格納容器圧力逃がし装置等を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，上記の評価項目に加えて，敷地境界及び非居住区域境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないこととして，発生事故当たりおおむね 5mSv 以下であることを確認する。
1-18

ここで，格納容器バウンダリの健全性に対する有効性を確認するための評
価項目の上限については，漏えい経路になる可能性がある格納容器バウンダ
リ構成部に対して，規格計算又は試験にて，構造健全性及びシール部機能維持の確認を行っており，継続的に評価条件を維持していく。
ここで記載している，格納容器本体，シール部等の格納容器バウンダリ構
成部の健全性については，「付録 2

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価」に示す。
（添付資料 1.2.1，1.2.2，1.2.3）

1.2.2

運転中の原子炉における重大事故

1.2.2.1

格納容器破損モードの選定と評価事故シーケンスの選定「運転中の原子炉における重大事故」については，著しい炉心損傷の発生後，格納容器が破損に至る可能性があると想定する格納容器破損モードを，
本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて選定し，格納容器破損モードごとに評価事故シーケンスを選定して評価を行う。
(1)

格納容器破損モードの抽出
内部事象運転時レベル１．５ＰＲＡにおいては，事象進展に伴い生じる格納容器の健全性に影響を与える負荷の分析から，格納容器破損モードの抽出を行う。
具体的には，事象進展を炉心損傷前，原子炉圧力容器破損前，原子炉圧
力容器破損直後，原子炉圧力容器破損以降の長期の各プラント状態に分類
して，それぞれの状態で発生する負荷を抽出し，事象進展中に実施される緩和手段等から第 1.2−6 図に示す格納容器イベントツリーを作成し，格納容器破損モードを抽出して整理する。

(2)

格納容器破損モードの整理
1-19

格納容器イベントツリーにより抽出した格納容器破損モードを，事象進展の類似性から以下の格納容器破損モードに分類する。ここで，水素燃焼については，本発電用原子炉施設では，運転中は格納容器内の雰囲気を窒素で置換し，酸素濃度を低く管理しているため，ＰＲＡで定量化する格納容器破損モードから除外しているが，有効性評価においては窒素置換の有効性を確認する観点で，格納容器破損モードとして挙げている。
ａ．雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
ｂ．高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
ｃ．原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
ｄ．水素燃焼ｅ．溶融炉心・コンクリート相互作用
また，上記に分類されない格納容器破損モードとして，以下の格納容器破損モードを抽出している。
・早期過圧破損（未臨界確保失敗）
・過圧破損（崩壊熱除去失敗）
・格納容器隔離失敗
・インターフェイスシステムＬＯＣＡ
早期過圧破損（未臨界確保失敗）及び過圧破損（崩壊熱除去失敗）は格
納容器先行破損，インターフェイスシステムＬＯＣＡは格納容器バイパスの事故シーケンスである。早期過圧破損（未臨界確保失敗）及び過圧破損（崩壊熱除去失敗）では炉心損傷の前に水蒸気によって格納容器が過圧破損し，また，インターフェイスシステムＬＯＣＡではインターフェイスシ
ステムＬＯＣＡによって格納容器の隔離機能を喪失することで，格納容器
外への原子炉冷却材の流出による原子炉建屋内の環境悪化等が生じ，原子炉注水機能の維持が困難となり，炉心損傷に至るおそれがある。格納容器
1-20

先行破損及び格納容器バイパスの事故シーケンスは，「 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」の評価において，各々重要事故シーケンスを選定し，重大事故等防止対策の有効性を確認していることから，新たな格納容器破損モードとして追加する必要はない。
格納容器隔離失敗については，炉心損傷頻度の低減を図るとともに，万一の重大事故発生時に格納容器の隔離に失敗することのないよう，格納容器の漏えいに対する検知性を向上させることが有効であり，これらについては重大事故等対処設備，日常の格納容器の圧力監視等で対応すべき事象であることから，有意な頻度又は影響をもたらす格納容器破損モードとして新たに追加する必要はない。
なお，原子炉圧力容器内での水蒸気爆発については，発生する可能性が極めて低いことから，ＰＲＡで定量化する格納容器破損モードから除外しており，有意な頻度又は影響をもたらす格納容器破損モードとして新たに追加する必要はない。
また，格納容器下部床とドライウェル床とが同じレベルに構成されているＢＷＲＭａｒｋ−Ⅰ型の格納容器に特有の事象として格納容器直接接触（シェルアタック）があるが，本発電用原子炉施設はＢＷＲ Ｍａｒｋ−
Ⅱ型の格納容器であり，溶融炉心が格納容器バウンダリに直接接触することはない構造であることから，評価対象として想定する格納容器破損モードとはしていない。
(3)

評価事故シーケンスの選定
格納容器破損モードごとに，有効性評価の対象とする評価事故シーケンスを選定する。具体的には，格納容器破損モードごとに，当該破損モードに至る可能性のある最も厳しいと考えられるプラント損傷状態（以下「ＰＤＳ」という。）を含む事故シーケンスの中から，当該破損モードの観点で
1-21

厳しい事故シーケンスを選定する。評価事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。また，ＰＤＳの分類結果についての説明を第1.2−3表に示す。なお，第1.2−3表において格納容器破損時期が炉心損傷前に分類されている崩壊熱除去機能喪失及び原子炉停止機能喪失は格納容器先行破損の事故シーケンス，インターフェイスシステムＬＯＣＡは格納容器バイパ
スの事故シーケンスであり，著しい炉心損傷の発生後，格納容器が破損に至る可能性があると想定する格納容器破損モードには該当しないことから，これらのＰＤＳは評価事故シーケンスの選定においては考慮していない。
また，ＰＤＳとして「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」の事故シーケンスグループに対して以下の表記を用いる。
高圧・低圧注水機能喪失：ＴＱＵＶ
高圧注水・減圧機能喪失：ＴＱＵＸ
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）：長期ＴＢ
全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）：ＴＢＵ
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）：ＴＢＤ
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）：ＴＢＰ
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（大破断ＬＯＣＡ）：ＬＯＣＡ（ＡＥ）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中破断ＬＯＣＡ）：ＬＯＣＡ（Ｓ１Ｅ）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（小破断ＬＯＣＡ）：ＬＯＣＡ（Ｓ２Ｅ）
崩壊熱除去機能喪失：ＴＷ，ＴＢＷ
原子炉停止機能喪失：ＴＣ
インターフェイスシステムＬＯＣＡ：ＩＳＬＯＣＡ
ａ．雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，ＬＯＣＡは原子炉冷却材の流出を伴うことから水位低下が早く，事象進展の観点で厳しい。
1-22また，格納容器圧力が高く推移すること等，環境に放出される放射性物
質量の観点でも厳しい事故シーケンスとなると考えられる。対策の観点
では過圧破損に対しては格納容器の除熱が，過温破損に対しては損傷炉心への注水が必要となる。
以上の観点を総合的に考慮すると，ＬＯＣＡに炉心冷却失敗及び全交
流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。
よって，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価するためＰＤＳ
として，ＬＯＣＡを選定し，これに全交流動力電源喪失の重畳を考慮す
るものとする。
ＬＯＣＡに属する事故シーケンスのうち，破断口径が大きいことから
原子炉水位の低下が早くなり格納容器圧力及び格納容器温度上昇の観点で厳しく，また，水位回復に必要な流量が多いため，対応時の時間余裕，
必要な設備容量の観点で厳しい大破断ＬＯＣＡを起因とし，炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして「1.2.1.1(3)

重要事故シーケンスの選定」にて挙げた事故シーケンスとの包絡関係や，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間の厳しさの観点を踏まえて，「 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を評価事故シーケンスとして選定する。
ｂ．高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，長期ＴＢは炉心損傷に至る前にＲＣＩＣによる一時的な冷却に成功しており，起因事象発生から原子炉減圧までの時間余裕の観点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ及びＴＢＵ
が厳しいＰＤＳとなる。高圧状態で炉心損傷に至る点ではＴＱＵＸ，Ｔ
ＢＤ及びＴＢＵにＰＤＳ選定上の有意な違いはないことから，これらの1-23

うち，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとして，ＴＱＵＸを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
ＴＱＵＸに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早く，炉心溶融までの時間の観点で厳しい過渡事象を起因とし，逃がし安全弁の再閉鎖
失敗を含まない「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋ＤＣＨ）」を評価事故シーケンスとして選定する。
ｃ．原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）の観点からは，ペデスタル（ドライウェル部）へ落下する溶融炉心の割合が多く，原子炉圧力容器破損時の溶融炉心の保有エネルギが大きいシーケンスが厳しくなる。原子炉圧
力容器が高圧で破損に至る場合，格納容器に放出される溶融炉心が分散され易いと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損に至る場合の方が，ペデスタル（ドライウェル部）へ一体となって落下する溶融炉心の割合が多くなると考えられる。また，本格納容器破損モードに対する事象の厳しさを考慮する上では，溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和対策である，ペデスタル（ドライウェル部）への水張りが実施された状態を想定しているが，その一方で，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，
原子炉圧力容器の減圧が実施されている。これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態
で破損するＴＱＵＸ，ＴＢＵ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。Ｌ
1-24

ＯＣＡは，蒸気が急速に格納容器に流出するため，ジルコニウムの酸化割合が他の低圧破損シーケンスより小さくなり，酸化ジルコニウム質量割合が他の低圧破損シーケンスより小さくなることでデブリの内部エネ
ルギが小さくなると考えられる。よって，本格納容器破損モードにおいて厳しいＰＤＳとして，原子炉の水位低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が短いＴＱＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力
電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早い過渡事象を起因とし，発生頻度の観点で大きいと考えられる逃がし安全弁の再閉鎖
失敗を含まない「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損
傷炉心冷却失敗（＋ＦＣＩ（ペデスタル））」を評価事故シーケンスとして選定する。
ｄ．水素燃焼本発電用原子炉施設では，格納容器内が窒素置換され，初期酸素濃度が低く保たれている。炉心損傷に伴い，水素濃度は容易に 13vol％を超えることから，水素燃焼防止の観点からは酸素濃度が重要となるため，炉心損傷により放出される核分裂生成物による水の放射線分解に伴う酸素濃度の上昇に着目する。本格納容器破損モードはＰＲＡから抽出されたものではないが，評価のためにＰＤＳを格納容器先行破損の事故シーケンス以外のＰＤＳから選定する。酸素は水の放射線分解で発生するが，酸素濃度は他の気体の存在量の影響を受けるため，炉心損傷後の格納容
器内の気体組成を考える上で影響が大きいと考えられるジルコニウム−
水反応による水素発生に着目する。原子炉注水に期待しない場合のジルコニウム−水反応の挙動は事象発生時の原子炉圧力容器外への冷却材の1-25

放出経路から，ＬＯＣＡとその他のＰＤＳに大別できる。ＬＯＣＡでは事象発生と同時に原子炉圧力容器が大きく減圧され，冷却材が多量に原
子炉圧力容器外に排出されることから，ジルコニウム−水反応に寄与す
る冷却材の量が少なくなり，水素濃度は 13vol％を上回るものの，その他のＰＤＳに比べて水素発生量が少なくなると考えられる。このため，ＬＯＣＡでは水の放射線分解によって増加する酸素濃度が他のＰＤＳよりも相対的に高くなる可能性が考えられる。さらに，原子炉圧力容器破損の有無の影響を考えると，原子炉圧力容器が破損する場合には，ペデスタル（ドライウェル部）での溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる非凝縮性ガスが酸素濃度を低下させる方向に寄与する可能性が考えられることから，同じＰＤＳでも原子炉圧力容器破損に至らない場合を想定することが適切と考える。また，「1.2.1.1(3)重要事故シーケ
ンスの選定」に示すとおり，炉心損傷を防止できない事故シーケンスのうち，格納容器破損防止対策の有効性を確認する事故シーケンスとしては，大破断ＬＯＣＡと炉心冷却の失敗が重畳する事故シーケンスのみが抽出されている。これらのことから，「ａ．雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において選定した評価事故シーケ
ンス，「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を本
格納容器破損モードの評価事故シーケンスとして選定する。
有効性評価に当たっては，酸素濃度の上昇に着目する観点から，ジルコニウム−水反応による水素の過剰な発生の抑制及び水の放射線分解に伴い発生する酸素を格納容器内に保持することによる酸素濃度の上昇を考慮し，炉心損傷後に原子炉注水に成功し，格納容器ベントを実施しない場合について評価するものとする。
ｅ．溶融炉心・コンクリート相互作用
1-26

本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用の観点からは，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する
溶融炉心の割合が多いシーケンスが厳しくなる。原子炉圧力容器が高圧で破損に至る場合，格納容器に放出される溶融炉心が分散され易く，また，落下速度が大きくなることで，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した際の粒子化割合が高くなり，落下した溶融炉心が冷却され易いと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損に至る場合の方が，ペデスタル（ドライウェル部）へ一体となって落下する溶融炉心の割合が多くなると考えられる。また，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧
溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，原子炉圧
力容器の減圧が実施されている。これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損す
るＴＱＵＸ，ＴＢＵ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。ＬＯＣＡはペデスタル（ドライウェル部）への冷却材の流入の可能性があり，溶融炉心・コンクリート相互作用の観点で厳しい事象とはならないと考えられるため，選定対象から除外する。
よって，本格納容器破損モードにおいて最も厳しいＰＤＳとして，原
子炉の水位低下が早く，対策実施までの時間余裕の観点から厳しいＴＱ
ＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失の重畳を考慮することで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。
ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早く，対応時の時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因とし，発生頻度の観点で大きいと考えられる逃がし安全弁の再閉鎖失敗を含まない，「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（＋デブリ冷却失
1-27

敗（ペデスタル））」を評価事故シーケンスとして選定する。
格納容器破損モード及び評価事故シーケンスについて整理した結果を第1.2−3表に示す。

1.2.2.2

有効性を確認するための評価項目の設定「1.2.2.1

格納容器破損モードの選定と評価事故シーケンスの選定」に挙げた格納容器破損モードについては，格納容器破損防止対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。なお，格納容器直接接触（シェルアタック）については，ＢＷＲ Ｍａｒｋ−Ⅰ型の格納容器に特有の格納容器破損モードであり，Ｍａｒｋ−Ⅱ型の格納容器は溶融炉心が格納容器バウンダリに直接接触する構造ではないため，格納容器直接接触（シェルアタック）に係る評価項目「原子炉格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を拡がり原子炉格納容器バウンダリと直接接触しないこと及び溶融炉
心が適切に冷却されること」については，有効性を確認するための評価項目として設定しない。

(1)

格納容器バウンダリにかかる圧力が，限界圧力である最高使用圧力
0.31MPa[gage]の 2 倍の圧力 0.62MPa[gage]を下回ること。

(2)

格納容器バウンダリにかかる温度が，限界温度 200℃を下回ること。

(3)

放射性物質の総放出量は，放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。

(4)

原子炉圧力容器の破損までに，原子炉圧力は 2.0MPa[gage]以下に低減されていること。

(5)

急速な原子炉 圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって，格納容器バウンダリの機能が喪失しない
1-28

こと。
(6)

格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること。具体的には，格納容器内の酸素濃度が 5vol％以下であること。

(7)

可燃性ガスの蓄積，燃焼が生じた場合においても，(1)の要件を満足すること。

(8)

溶融炉心による侵食によって，格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。

このうち，原子炉圧力容器が健全な評価事故シーケンスについては，評価
項目のうち(1)から(3)，(6)及び(7）が評価対象となる。原子炉圧力容器の破損を仮定する評価事故シーケンスについては，評価項目のうち(4)，(5)及び(8)が評価対象となるが，原子炉圧力容器が破損した場合においても格納容器
破損防止対策の有効性を確認する観点から，評価項目のうち(1)から(3)，(6)及び(7)についても評価を行う。
（添付資料 1.2.4）

1.2.3

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

1.2.3.1

想定事故「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」について
は，本発電用原子炉施設において，使用済燃料プール内に貯蔵されている燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の事故の評価を行う。
(1)

想定事故１
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

(2)

想定事故２
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
1-29

し，使用済燃料プールの水位が低下する事故

1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目の設定「1.2.3.1

想定事故」に挙げた想定事故については，使用済燃料プールにおける燃料損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

燃料有効長頂部が冠水していること。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。

(3)

未臨界が維持されていること。

1.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

1.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」については，復水器真空破壊から制御棒引き抜き開始までの期間を評価対象 ※ とし，
原子炉の水位，温度，圧力等のプラントパラメータの類似性，保守点検状況等に応じた緩和設備の使用可能性，起因事象及び成功基準に関する類似性に応じて，プラントの状態を適切に区分する。また，区分したプラント状態を考慮し，燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケンスを，
本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて，運転停止中事故
シーケンスグループにグループ化し，運転停止中事故シーケンスグループごとに，重要事故シーケンスを選定して評価を行う。
※「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」の共通解析条件に定められている運転停止中の期間は「主発電機の解列から、原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」となり，本評価対象と異なる。ただし, 「主1-30

発電機の解列から復水器真空破壊まで」及び「制御棒引き抜き開始から原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」における低出力運
転時及びプラント停止時の期間においては，給復水系を含む緩和設備の待機状態が出力運転時とほぼ同程度であり，かつ，発生する起因事
象もほぼ同様であることから運転時における内部事象レベル１ＰＲＡの評価範囲と位置づけている。
（添付資料 1.2.5）(1)

運転停止中事故シーケンスの抽出
内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から燃料損傷に至ることを防止するための緩和手段の組合せ等を第1.2−7図に示す
イベントツリーで分析し，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出する。

(2)

運転停止中事故シーケンスのグループ化
ＰＲＡの結果を踏まえて抽出した事故シーケンスについて，重大事故等に対処するための措置が基本的に同じとなるよう，燃料損傷に至る主要因の観点から事故シーケンスを以下のように分類する。なお，反応度の誤投入については，複数の人的過誤や機器故障が重畳しない限り反応度事故に至る可能性はなく，また，万一，反応度事故に至った場合でも，局所的な事象で収束し，燃料の著しい破損又は大規模な炉心損傷に至ることは考え難いことから，内部事象停止時レベル１ＰＲＡの起因事象から除外しているが，本事故事象に対する対策の有効性を確認する観点や「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」
にて挙げられる運転停止中事故シーケンスグループとの包含関係も踏まえて追加する。
ａ．崩壊熱除去機能喪失
ｂ．全交流動力電源喪失
1-31

ｃ．原子炉冷却材の流出
ｄ．反応度の誤投入(3)

重要事故シーケンスの選定
運転停止中事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定する。同じ運転停止中事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まれる場合には，燃料損傷防止対策の実施に対する時間余裕，燃料損傷回避に必要な設備容量及び運転停止中事故シーケ
ンスグループ内の代表性の観点で，より厳しいシーケンスを選定する。重
要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。
ａ．崩壊熱除去機能喪失
本事故シーケンスグループは，運転中の残留熱除去系の故障等が発生した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケンス間で差異がない。このため，代表性の観点から「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，残留熱除去系海水系の喪失によって崩壊熱除去機能が喪失する
場合については，事象進展が同様となる全交流動力電源喪失において，
燃料損傷防止対策の有効性を確認する。
ｂ．全交流動力電源喪失
本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の確保に失敗して全交流動力電源喪失に至り，その後，崩壊熱除去・
炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。
余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケ
1-32

ンス間で差異がない。このため，代表性の観点から「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，本重要事故シーケンスは，「残留熱除去系海水系の喪失」の重畳を考慮したものとなっている。
ｃ．原子炉冷却材の流出
本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・
炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。
燃料損傷までの時間余裕が最も短く，代表性を有する事故シーケンス
として，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・
炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，流出流量が比較的大きい，ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ及びＬＰＲ
Ｍ点検時のＬＯＣＡについては，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣ
ＣＳ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の設
備容量が流出流量より十分大きいこと及び作業・操作場所と漏えい発生個所が同一であり認知が容易であることを考慮し，重要事故シーケンス
としては選定しない。また，ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡについては，原子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜監視されており，中央制御室の運転員の他にＲ／Ｗの運転員も廃液収集タンク等の水位高により認知することができるため，認知が容易である
ことから重要事故シーケンスとしては選定しない。
ｄ．反応度の誤投入
本事故シーケンスグループは，反応度事故により，燃料損傷に至るも
のである。
1-33

本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは「反応度の誤投入」のみであることから，これを重要事故シーケンスとして選定する。
具体的には，代表性の観点から，「停止中に実施される試験等により，最大反応度価値を有する制御棒1本が全引き抜きされている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を想定する。
各運転停止中事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス及び重要事故シーケンスについて整理した結果を第 1.2−4 表に示す。

1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定「1.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定」に挙げた事故シーケンスグループについては，運転停止中の原子炉における燃料の著しい損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

燃料有効長頂部が冠水していること。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。

(3)

未臨界を確保すること（ただし，通常の運転操作における臨界又は燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く）。

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.3.1

有効性評価において考慮する措置

グループ化した事故シーケンスごとに，関連する措置を「技術的能力に係る審査基準への適合状況説明資料」及び「重大事故等対処設備について」との関係を含めて整理して評価を行う。評価に当たっては，「技術的能力に係る1-34

審査基準への適合状況説明資料」で講じることとした措置のうち，「重大事故等対処設備について」で重大事故等対策として用いたものを対象とするが，手順及び体制としてはその他の措置との関係も含めて必要となる水源，燃料及び電源の資源や要員を整理し，資源及び要員の確保に関する評価を行う。
なお，「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」における 1 つの事故シーケンスグループにおいて複数の対策があり，それぞれで重要事故シーケンス等を選定していない場合には，代表性，包絡性を整理し解析を行う。また，「運転中の原子炉における重大事故」における 1 つの格納容
器破損モードにおいて複数の対策がある場合には各々の対策において解析を
行う。

1.3.2

安全機能の喪失に対する仮定

グループ化した事故シーケンスごとに，ＰＲＡの結果を踏まえ，起因事象の発生に加えて想定する多重故障，共通原因故障又は系統間の機能依存性を考慮した従属故障等の安全機能の喪失を考慮する。また，機能喪失の要因として故障又は待機除外を想定した設備の復旧には期待しない。
（添付資料 1.3.1，1.3.2）

1.3.3

外部電源に対する仮定

外部電源有無の双方について考慮するが，基本的には常用系機器の機能喪
失，工学的安全施設の作動遅れ及び運転員等操作への影響を考慮して，有効性を確認するための評価項目に対して評価結果の余裕が小さくなるような場合を想定する。
（添付資料 1.3.3）

1-35

1.3.4

単一故障に対する仮定

重大事故等は，設計基準事故対処設備が多重の機能喪失を起こすことを想定しており，さらに，重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備に対して多様性を考慮して設置していることから，重大事故等対処設備の単一故障は仮定しない。

1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定

事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については，原則として，
中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作開始条件に達したことを起点として，確実な実施のための時間余裕を含め，以下に示す時間で実施するものとして考慮する。
(1) 有効性評価における解析で仮定した運転員等の操作時間余裕は，実際の操作に要する時間の不確定性を考慮し，以下の考え方に基づき設定する。
ａ．事象発生直後の中央制御室では 10 分間 ※１ の状況確認を行うものとし，
状況確認後に引き続いて実施する操作については，状況確認 10 分＋操作
時間 ※２ とする。
ｂ．操作開始条件に到達したことを起点とした操作については，操作開始
条件到達時点から操作時間 ※２ を考慮する。
ｃ．ただし，パラメータ変化が緩やかで対応操作までの時間余裕が十分確保でき，数分の操作遅れの評価項目に与える影響が軽微な操作について
は，操作開始条件に到達した時点で操作が完了するものとする。
ｄ．その他，設定した時間までに時間余裕が十分ある操作については，設定時間で操作完了するものとする。
※1

原子炉スクラム確認は，事象発生後の最初の確認項目であり，スクラムに失敗している場合は，直ちにスクラム失敗時の運転手順
1-36に移行し，原子炉出力の抑制操作などを実施する。このため，10分間の状況確認時間を設定すると実際の運転手順に即した有効性評価とならないことから，原子炉停止機能喪失では，10分の状
況確認時間を設定せずに，個別に状況確認時間を設定する。
※2

訓練等に基づく実移動時間や操作等に必要な時間から保守的に設定している。

(2)(1)の基本設定においてａ．及びｂ．に分類される操作時間の積上げについては，原則5分単位で切り上げた時間を設定する。ただし，以下の操作については，5分単位の切上げを行わないものとする。

①

原子炉スクラム失敗時の対応操作
原子炉スクラム失敗を確認した後に，直ちに実施する一連の操作であり，5分単位の切上げを行うことで，実際の運転手順に即した有効性評価とならないため，切上げ処理は行わないものとする。

②

可搬型設備による原子炉注水準備完了後の原子炉減圧
時間余裕を含めて設定した可搬型設備の準備操作後に，一連の操作として行う短時間の単一操作であるため，切上げ処理は行わないものとする。

③

原子炉圧力容器破損時の対応操作
原子炉圧力容器破損判断で実施する操作については，原子炉圧力容器破損前に破損の兆候を検知し，破損判断パラメータを常時監視することによって，原子炉圧力容器破損後に時間遅れなく操作に移行できるため，切上げ処理は行わないものとする。

(3) 有効性評価における操作時間は，「 技術的能力に係る審査基準への適合状
況説明資料」で示している操作時間と同一若しくは時間余裕を踏まえて設
1-37

定する。
（添付資料1.3.4，1.3.5，1.3.6）

1.3.6

考慮する範囲

有効性評価を行うに当たっては，異常状態の発生前の状態として，通常運
転範囲及び運転期間の全域について考慮し，サイクル期間中の炉心燃焼度変化，燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される運転状態を考慮する。
有効性評価においては，原則として事故が収束し，原子炉等が安定停止状
態等に導かれるまでを対象とするが，有効性評価における解析としては，原子炉等が安定停止状態等に導かれることが合理的に推定可能な時点までとし，外部支援がないものとして 7 日間の対策成立性を評価する。
燃料の種類については，代表的に９×９燃料（Ａ型）を評価対象とする。
設計基準事故においては，９×９燃料（Ａ型）及び９×９燃料（Ｂ型）の熱水力特性がほぼ同じであり，また，炉心全体及び局所的な核特性が混在炉心ゆえに厳しくなることはないため，代表的に９×９燃料（Ａ型）のみ及び９×９燃料（Ｂ型）のみで構成された炉心について，解析条件を厳しく与え，評価を行っているが，燃料の種類の違いによって解析結果に大きな差異は確認されていない。これらの結果を考慮して，また，本発電用原子炉施設の重大事故等対策（設備，手順等）の有効性を確認するという重大事故等対策の有効性評価の目的を踏まえて，評価対象の燃料の種類は 1 つとし，代表的に９×９燃料（Ａ型）について評価を行う。
（添付資料 1.3.7）

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム
1-38

有効性評価に使用する解析コードは，事故シーケンスの特徴に応じて，重要現象がモデル化されており，実験等を基に妥当性が確認され，適用範囲を含めてその不確かさが把握されているものとして，以下に示す解析コードを使用する。また，重要事故シーケンス等に対して適用する解析コードについて，事故シーケンスグループ等との対応を第 1.4−1 表から第 1.4−3 表に示す。
ここで記載している，解析コードの妥当性確認内容や不確かさ等について
は，
「付録 3

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」に示す。
（添付資料 1.4.1）

1.4.1
1.4.1.1

ＳＡＦＥＲ
概

要

長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲは長期間の原子炉内熱水力過渡変化を解析するコードである。原子炉内を 9 ノードに分割し，原子炉圧力，
各ノードの水位変化等を計算する。原子炉内冷却材量の評価に当たっては，上部タイプレート，炉心入口オリフィス等での気液対向流制限現象（ＣＣＦ
Ｌ）及び上部プレナムにおけるサブクール域の局在化により冷却材が下部プレナムに落下する現象（ＣＣＦＬブレークダウン）を考慮することができる。
また，本コードでは，平均出力燃料集合体及び高出力燃料集合体に対して
燃料ペレット，燃料被覆管，チャンネルボックス等の温度計算を行う。燃料
被覆管の温度計算においては，その冷却状態に応じた熱伝達係数，燃料棒間の輻射及び燃料棒とチャンネルボックスの輻射を考慮することができる。また，燃料被覆管と冷却水又は水蒸気との化学反応（ジルコニウム−水反応）をＢａｋｅｒ−Ｊｕｓｔの式によって計算し，表面の酸化量を求める。さら1-39

に，燃料棒内の圧力を計算することによって，燃料被覆管の膨れと破裂の有無を評価し，破裂が起きた場合には，燃料被覆管の内面に対してもジルコニ
ウム−水反応を考慮する。
本コードの入力は，原子炉出力，原子炉圧力等の初期条件，原子炉の幾何学的形状及び水力学的諸量，燃料集合体及び炉心に関するデータ，プラント
過渡特性パラメータ，非常用炉心冷却系等の特性，想定破断の位置，破断面積等であり，出力として，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管の最高温度，
燃料被覆管酸化量等が求められる。

1.4.1.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心及び原子炉圧力容器における重要現象がモデル化されている。具体的には以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として，崩壊熱がモデル化されている。
燃料については，重要現象として，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果及び気液熱非平衡がモデル化されている。
(2)

原子炉圧力容器重要現象として，冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水
設備含む）がモデル化されている。

1.4.1.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実1-40

施している。具体的には，ＴＢＬ，ＲＯＳＡ−Ⅲ及びＦＩＳＴ−ＡＢＷＲの実験解析により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把握している。具体的には，第 1.4−4 表に示すとおりである。

1.4.2

ＲＥＤＹ

1.4.2.1

概要プラント動特性解析コードＲＥＤＹは，炉心，原子炉圧力容器，原子炉圧
力容器内部構造物，原子炉冷却材再循環系，主蒸気管，タービン系，格納容器等のプラント全体を模擬し，6 群の遅発中性子及び反応度フィードバックを含む炉心一点近似動特性，燃料棒の熱的動特性及び冷却材の熱水力挙動を計算する。
本コードの入力は，原子炉出力，炉心流量等の初期条件，原子炉，主蒸気管，格納容器等のデータ，核データ，燃料棒データ，各種制御系データ等であり，出力として，原子炉出力，原子炉圧力，炉心流量，原子炉水位，格納容器圧力，サプレッション・プール水温度等の時間変化が求められる。
なお，本コードは，従来の原子炉設置変更許可申請書において適用実績のあるものに，格納容器圧力，サプレッション・プール水温度の時間変化を求めることができるように，格納容器モデルを追加したものである。

1.4.2.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心，原子炉圧力容器及び格納容器における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として核分裂出力，反応度フィードバック効果
1-41

及び崩壊熱がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化がモデル化さ
れている。
(2)

原子炉圧力容器重要現象として，冷却材流量変化，冷却材放出（臨界流・差圧流），ＥＣ
ＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）及びほう酸水の拡散がモデル化さ
れている。

(3)

格納容器
重要現象として，サプレッション・プール冷却がモデル化されている。

1.4.2.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＡＢＷＲ及び従来型ＢＷＲの実機試験解析，設計解析での確認等により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把握している。
具体的には，第 1.4−5 表に示すとおりである。

1.4.3

ＳＣＡＴ

1.4.3.1

概要

単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴは，単一チャンネルを模擬し，これを軸方向一次元に多ノード分割する。各ノードについて，燃料棒には半径方向にのみ熱伝導方程式を適用して冷却材への熱伝達を計算し，チャンネル
内冷却材には，質量及びエネルギ保存則を適用して冷却材の熱水力挙動を計算する。
本コードの入力は，燃料集合体の幾何学的形状，軸方向出力分布等の炉心1-42データ，燃料集合体出力，チャンネル入口流量等の初期条件，ＲＥＤＹコードの出力から得られたチャンネル入口流量等の過渡変化のデータ等であり，出力として，ＧＥＸＬ相関式に基づく限界出力比（ＣＰＲ），各ノードでの冷却材流量，クオリティ等の時間変化が求められる。
なお，本コードは，従来の原子炉設置変更許可申請書において適用実績のあるものに，沸騰遷移後の燃料被覆管温度を求めることができるように，沸騰遷移後の燃料被覆管−冷却材間の熱伝達評価式とリウェット相関式を適用している。

1.4.3.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として，出力分布変化がモデル化されている。
燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝
達及び沸騰遷移がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，気液熱非平衡がモデル化されている。

1.4.3.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＡＴＬＡＳ試験，ＮＵＰＥＣ ＢＷＲ燃料集合体熱水力試験により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把握している。具体的には，第 1.4−6 表に示すとおりである。
1-43

1.4.4ＭＡＡＰ

1.4.4.1

概要

シビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰは，炉心損傷を伴う事故シー
ケンスについて，炉心損傷，原子炉圧力容器破損，格納容器破損，放射性物
質の環境放出に至るまでのプラント内の熱水力及び放射性物質挙動を解析するコードである。炉心損傷後の原子炉内及び格納容器内を一次系，ドライウ
ェル及びウェットウェルに分割し，重大事故等時に想定される炉心のヒート
アップ，燃料被覆管の酸化・破裂，炉心損傷，溶融炉心移行挙動と冷却性，
水素と水蒸気の生成，溶融炉心・コンクリート反応，格納容器圧力・温度，
放射性物質の放出と移行／沈着挙動等の諸現象がモデル化され，また，種々の注水設備や冷却設備の特性や制御系がモデル化できるため，自動トリップ
や運転員操作等によるシステム応答を含む，重大事故等時のプラント挙動の評価が可能である。
本コードの入力は，原子炉出力，原子炉圧力，格納容器圧力，格納容器温度等の初期条件，原子炉の幾何学的形状及び水力学的諸量，燃料集合体及び炉心に関するデータ，格納容器自由空間体積，流路面積及び流路抵抗，注水設備，原子炉減圧設備及び冷却設備の特性，想定破断の位置及び破断面積等であり，出力として，原子炉圧力，原子炉水位，燃料温度，溶融炉心温度，
格納容器圧力，格納容器温度，コンクリート侵食量，放射性物質の格納容器
内の分布等が求められる。

1.4.4.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心，原子炉圧力容器，格納容器，原子炉圧力容器（炉心損傷後），格納容器（炉心損傷後）における重要現象がモデ
1-44

ル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として，崩壊熱がモデル化されている。
燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管変形及び燃料被覆管酸化がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流がモデル化されている。
(2)

原子炉圧力容器重要現象として，冷却材流出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）がモデル化されている。

(3)

格納容器
重要現象として，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却，放射線水分解等による水素・酸素発生並びに格納容器ベント及びサプレッション・プール冷却がモデル化されている。

(4)

原子炉圧力容器（炉心損傷後）重要現象として，リロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器
内ＦＣＩ（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），
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圧力容器内ＦＰ挙動がモデル化されている。

(5)

格納容器（炉心損傷後）重要現象として，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），格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり，溶融炉心と格納容器下部プール水との伝熱，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並びに格納容器内ＦＰ
1-45

挙動がモデル化されている。

1.4.4.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＴＭＩ事故解析，ＣＯＲＡ実験解析，ＨＤＲ実験
解析，ＣＳＴＦ実験解析，ＡＣＥ実験解析，ＳＵＲＣ−４実験解析，ＰＨＥ
ＢＵＳ−ＦＰ実験解析，ＡＢＣＯＶＥ実験解析，感度解析等により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把握している。具体的には，第 1.4−7 表に示すとおりである。

1.4.5

ＡＰＥＸ

1.4.5.1

概要

反応度投入事象解析コードＡＰＥＸは，熱的現象を断熱としており，炉心平均出力の過渡変化を炉心一点近似による中性子動特性方程式で表し，出力の炉心空間分布を二次元（Ｒ−Ｚ）拡散方程式で表す。炉心各部分のエンタ
ルピの上昇は，出力分布に比例するものとし，炉心平均エンタルピがある程度上昇する間（エンタルピステップ）は，出力分布は一定としている。また，
投入反応度としては，制御棒価値，スクラム反応度及びドップラ反応度を考慮するが，このドップラ反応度は，二次元拡散計算による出力分布を考慮して求められる。
ＡＰＥＸの入力は，炉心の幾何学的形状，各種中性子断面積，拡散係数，
ドップラ係数，炉心動特性パラメータ等の核データ，制御棒反応度の時間変化等であり，出力として，中性子束分布，エンタルピ分布及び炉心平均出力の時間変化が求められる。
1-46

ＡＰＥＸの出力に基づき，単チャンネル熱水力解析を行う場合には，単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）を用いる。
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）は，燃料棒を燃料ペレット，ペレットと燃料被覆管の間の空隙部であるギャップ部及び燃料被覆管で構成し，ノードごとに径方向の熱伝達を計算する。燃料ペレット及び燃料被覆管には，径方向一次元の非定常熱伝導方程式を適用して燃料棒内の温度分布を計算し，チャンネル内
冷却材には，質量，運動量及びエネルギ保存則を適用して冷却材の熱水力挙動を計算する。冷却材の沸騰状態に応じた熱伝達率相関式を用いることにより，燃料棒の除熱量を求める。
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）の入力は，ＡＰＥＸの出力から得られた炉心平均出力変化及び炉心出力分布に加え，燃料集合体幾何条件，燃料集合体熱水力データ，燃料物性データ，ギャップ熱伝達係数，ペレット径方向出力分布，局
所出力ピーキング係数等であり，出力として，非断熱燃料エンタルピの時間変化が求められる。

1.4.5.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として，核分裂出力，出力分布変化，反応度フィードバック効果及び制御棒反応度効果がモデル化されている。
燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝
達及び沸騰遷移がモデル化されている。

1.4.5.3

妥当性確認及び不確かさの把握
1-47

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＳＰＥＲＴ−ⅢＥ炉心実験，実効共鳴積分測定に関わるＨｅｌｌｓｔｒａｎｄの実験式，ＭＩＳＴＲＡＬ臨界試験及び実機での制御棒価値測定試験により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把握している。具体的には，第 1.4−8 表に示すとおりである。

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.5.1

解析条件設定の考え方

有効性評価における解析の条件設定については，事象進展の不確かさを考慮して，設計値等の現実的な条件を基本としつつ，原則，有効性を確認する
ための評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とする。この際，「1.4

有効性評価に使用する計算プログラム」において把握した解析コードの持つ重要現象に対する不確かさや解析条件の不確かさによって，さらに本発電用原子炉施設の有効性評価の評価項目となるパラメータ及び運転員等操作時間に対する余裕が小さくなる可能性がある場合は，影響評価において感度解析等を行うことを前提に設定する。ただし，「1.5.2

共通解析条件」に示す解析条件については共通の条件として設定する。
なお，初期条件とは異常状態が発生する前の発電用原子炉施設の状態，事故条件とは重大事故等の発生原因となる機器の故障又は安全機能の喪失の状態，機器条件とは重大事故等を収束させる際に使用する重大事故等対処設備の状態，操作条件とは運転員等が重大事故等対処設備を操作可能となる状態のことをいう。
（添付資料 1.5.1）

1-48

1.5.2

共通解析条件

操作条件については，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示すとおり個別に解析条件を設定するが，以下に示す解析条件は，各重要事故シーケンス等においてその影響が大きく変わらないことから共通の条件として設定する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破断によるＬＯＣＡを想定する場合の配管の破断位置については，原子炉圧力容器内の保有水量，流出量等の観点から選定する。なお，解析条件の不確かさの影響については，グループ化した事故シーケンスごとに確認する。
（添付資料 1.5.2）

1.5.2.1(1)

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

初期条件
ａ．事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」を除く事故シーケン
スグループにおいて用いる条件(a)

初期運転条件
原子炉熱出力の初期値として，定格値（3,293MW），原子炉圧力の初期値として，定格値（6.93MPa[gage]）を用いるものとする。また，炉心流量の初期値として，定格値である 100％流量（48.3×10 ３ t／h）を用いるものとする。

(b)

炉心及び燃料
炉心及び燃料に関する解析条件の設定を以下に示す。なお，炉心に関する条件は９×９燃料(Ａ型)を装荷した平衡サイクルを想定した値，
燃料ペレット，燃料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いるものとする。

(b-1)

原子炉停止後の崩壊熱
1-49

原子炉停止後の崩壊熱は，「 軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」にて使用することが妥当とされたＡＮＳＩ／ＡＮＳ−5.1−1979＋2σを最確条件としたＡＮＳＩ／ＡＮＳ−5.1−1979 の式に基づく崩壊熱曲線を使用する。また，使用する崩壊熱は 1 サイクルの運転期間(13 ヶ月)に調整運転期間(約 1 ヶ月)を考慮した運転期間に対応する燃焼度 33GWd／t の条件に対応したものとする。崩壊熱曲線を第1.5−1 図に示す。
(b-2)

最大線出力密度
燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制限値として，44.0kW／m を用いるものとする。
(c)

原子炉圧力容器原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。

(d)

格納容器
格納容器に関する解析条件の設定を以下に示す。なお，事故シーケ
ンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」では格納容器に関する解析条件は用いない。

(d-1)

体

積

格納容器体積について，設計値としてドライウェルは 5,700m ３ ，サプレッション・チェンバ空間部及び液相部は 4,100m ３ （空間部）及び3,300m３ （液相部）を用いるものとする。
(d-2)

初期温度及び初期圧力
格納容器の初期温度について，ドライウェル雰囲気温度は 57℃，サ

プレッション・プール水温度は 32℃を用いるものとする。また，格納容器の初期圧力は 5kPa[gage]を用いるものとする。
(d-3)

サプレッション・プール初期水位
1-50

サプレッション・プールの初期水位は，通常運転時の下限値である
6.983m を用いるものとする。
（添付資料 1.5.3）(d-4)

真空破壊装置真空破壊装置の作動条件は，設計値（3.45kPa（ドライウェル−サプ

レッション・チェンバ間差圧））を用いるものとする。
(e)

外部水源の温度
外部水源の温度は，35℃とする。
（添付資料 1.5.4）(f)

主要機器の形状
原子炉圧力容器，格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いる
ものとする。

ｂ．事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において用いる条件(a)

初期運転条件
原子炉熱出力の初期値として，定格値（3,293MW），原子炉圧力の初期値として，定格値（6.93MPa[gage]）を用いるものとする。また，炉心流量の初期値として，原子炉定格出力時の下限流量である 85％流量（約 41.06×10 ３ t／h），主蒸気流量の初期値として，定格値（6.42×
10 ３ t／h）を用いるものとする。

(b)

給水温度
給水温度の初期値は約 216℃とする。

(c)

燃料及び炉心炉心及び燃料に関する解析条件の設定を以下に示す。なお，炉心に関する条件は９×９燃料(Ａ型)を装荷した平衡サイクルを想定した値，
燃料ペレット，燃料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設
1-51

計値を用いるものとする。
(c-1)

最小限界出力比
燃料の最小限界出力比は，通常運転時の熱的制限値として，1.24 を用いるものとする。
(c-2)

最大線出力密度
燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制限値として，44.0kW／m を用いるものとする。
(c-3)

核データ
動的ボイド係数（減速材ボイド係数を遅発中性子発生割合で除した値）はサイクル末期の値の 1.25 倍，動的ドップラ係数（ドップラ係数
を遅発中性子発生割合で除した値）はサイクル末期の値の 0.9 倍を用いるものとする。
(d)

原子炉圧力容器原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。

(e)

格納容器
格納容器に関する解析条件の設定を以下に示す。

(e-1)

体

積

格納容器体積について，設計値としてドライウェルは 5,700m ３ ，サプレッション・チェンバ空間部及び液相部は 4,100m ３ （空間部）及び3,300m３ （液相部）を用いるものとする。
(e-2)

初期温度及び初期圧力
格納容器の初期温度について，サプレッション・プール水温度は32℃を用いるものとする。また，格納容器の初期圧力は 5kPa[gage]を用いるものとする。
(f)

主要機器の形状
1-52

原子炉圧力容器，格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いる
ものとする。
（添付資料 1.5.5）(2)

重大事故等対策に関連する機器条件
ａ．安全保護系等の設定点
原子炉緊急停止系作動回路のスクラム設定点として，以下の値を用いるものとする。
原子炉水位低（レベル３）
セパレータスカート下端から＋66cm（燃料有効長頂部から＋452cm，原子炉圧力容器底部から＋1,372㎝）（遅れ時間 1.05 秒）
工学的安全施設作動回路等の設定点として，以下の値を用いるものとする。
原子炉水位異常低下（レベル２）（原子炉隔離時冷却系起動，高圧炉
心スプレイ系起動，主蒸気隔離弁閉止）設定点
セパレータスカート下端から−63cm（燃料有効長頂部から＋323cm，原子炉圧力容器底部から＋1,243㎝）
原子炉水位異常低下（レベル１）（低圧炉心スプレイ系起動，残留熱除去系（低圧注水系）起動，自動減圧系作動）設定点
セパレータスカート下端から−345cm（燃料有効長頂部から＋41cm，原子炉圧力容器底部から＋961 ㎝）
原子炉水位異常低下（レベル２）（再循環系ポンプ全台トリップ）設
定点
セパレータスカート下端から−63cm
1-53（燃料有効長頂部から＋323cm，原子炉圧力容器底部から＋1,243㎝）
原子炉水位高（レベル８）（原子炉隔離時冷却系トリップ，高圧炉心スプレイ系注入弁閉止）設定点
セパレートスカート下端から＋175cm（燃料有効長頂部から＋561cm，原子炉圧力容器底部から＋1,481㎝）
原子炉圧力高（再循環系ポンプ全台トリップ）設定点
原子炉圧力 7.39MPa［gage］
ドライウェル圧力高（非常用炉心冷却系起動，自動減圧系作動）設
定点
ドライウェル圧力 13.7kPa［gage］
ｂ．逃がし安全弁
原子炉停止機能喪失以外においては，安全弁機能（以下「逃がし安全弁（安全弁機能）」という。）による原子炉圧力制御が行われることとし，原子炉停止機能喪失においては，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
流量が大きくなる条件として逃がし弁機能（以下「逃がし安全弁（逃がし弁機能）」という。），による原子炉圧力制御が行われることとする。逃がし安全弁の吹出し圧力及び容量（吹出し圧力における値）は，設計値として以下の値を用いるものとする。
逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個，354.6t／h（1 個当たり）7.44MPa[gage]×4 個，357.8t／h（1 個当たり）7.51MPa[gage]×4 個，361.1t／h（1 個当たり）7.58MPa[gage]×4 個，364.3t／h（1 個当たり）
1-54

7.65MPa[gage]×4 個，367.6t／h（1 個当たり）安全弁機能
7.79MPa[gage]×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa[gage]×4 個，400.5t／h（1 個当たり）8.17MPa[gage]×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa[gage]×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa[gage]×4 個，410.6t／h（1 個当たり）（添付資料 1.5.6，1.5.7，1.5.8）

1.5.2.2(1)

運転中の原子炉における重大事故

初期条件
ａ．初期運転条件
原子炉熱出力の初期値として，定格値（3,293MW），原子炉圧力の初期値として，定格値（6.93MPa[gage]）を用いるものとする。また，炉心流量の初期値として，定格値である 100％流量（48.3×10３ t／h）を用いる
ものとする。
ｂ．炉心及び燃料
炉心及び燃料に関する解析条件の設定を以下に示す。なお，炉心に関する条件は９×９燃料(Ａ型)を装荷した平衡サイクルを想定した値，燃料ペレット，燃料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いるものとする。
(a)

原子炉停止後の崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，「 軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」にて使用することが妥当とされたＡＮＳＩ／ＡＮＳ−5.1−1979＋2σを最確条件としたＡＮＳＩ／ＡＮＳ−5.1−1979 の式に
1-55

基づく崩壊熱曲線を使用する。また，使用する崩壊熱は 1 サイクルの運転期間(13 ヶ月)に調整運転期間(約 1 ヶ月)を考慮した運転期間に対応する燃焼度 33GWd／t の条件に対応したものとする。崩壊熱曲線を第1.5−1 図に示す。
ｃ．原子炉圧力容器
原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。
ｄ．格納容器
格納容器に関する解析条件の設定を以下に示す。なお，評価事故シーケンス「雰囲気圧力・温度の静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」及び「水素燃焼」では以下のうち，(f)から(i)は解析条件として用いない。
(a)

体

積

格納容器体積について，設計値としてドライウェルは 5,700m ３ ，サプレッション・チェンバ空間部及び液相部は 4,100m ３ （空間部）及び3,300m３ （液相部）を用いるものとする。
(b)

初期温度及び初期圧力
格納容器の初期温度について，ドライウェル雰囲気温度は 57℃，サ
プレッション・プール水温度は 32℃を用いるものとする。また，格納容器の初期圧力は 5kPa[gage]を用いるものとする。

(c)

サプレッション・プール初期水位
サプレッション・プールの初期水位は，通常運転時下限値である
6.983m を用いるものとする。

(d)

真空破壊装置真空破壊装置の作動条件は，設計値（3.45kPa（ドライウェル−サプ
レッション・チェンバ間差圧））を用いるものとする。

(e)

初期酸素濃度1-56

格納容器内の初期酸素濃度は，2.5vol％（ドライ条件）を用いるも
のとする。
(f)

溶融炉心からプール水への熱流束
溶融炉心からプール水への熱流束は，800kW／m ２ 相当（圧力依存あり）とする。

(g)

コンクリートの種類
コンクリートの種類は，玄武岩系コンクリートとする。

(h)コンクリート以外の構造材の扱い
鉄筋コンクリート内の鉄筋についてはコンクリートよりも融点が高いことから保守的に考慮しないものとする。

(i)

原子炉圧力容器下部の構造物の扱い
原子炉圧力容器下部の構造物は，発熱密度を下げないよう保守的に
ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないものとする。

ｅ．外部水源の温度
外部水源の温度は，35℃とする。
ｆ．主要機器の形状
原子炉圧力容器，格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いるも
のとする。
(2)

重大事故等対策に関連する機器条件
ａ．逃がし安全弁
逃がし安全弁の安全弁機能の吹出し圧力及び容量（吹出し圧力における値）は，設計値として以下の値を用いるものとする。
7.79MPa[gage]×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa[gage]×4 個，400.5t／h（1 個当たり）
1-57

8.17MPa[gage]×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa[gage]×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa[gage]×4 個，410.6t／h（1 個当たり）

1.5.2.3(1)

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

初期条件
ａ．崩 壊 熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料のほかに，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後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。
ｂ．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，このときの使用済燃料
プール保有水量は，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トは閉を仮定し，
約1,189m３ とする。また，使用済燃料プールの初期水温は，運用上許容される上限の65℃とする。
ｃ．主要機器の形状
使用済燃料プール等の主要機器の形状に関する条件は設計値を用いる。
（添付資料1.5.9）

1.5.2.4(1)

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

初期条件（事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」を除く）
ａ．崩 壊 熱原子炉停止後の崩壊熱は，第1.5−1図に示すＡＮＳＩ／ＡＮＳ−5.1−1979の式に基づく崩壊熱曲線を使用し，崩壊熱を厳しく見積もるため
1-58

に，原子炉停止1日後の崩壊熱として約19MWを用いるものとする。
ｂ．原子炉初期水位及び原子炉初期水温
原子炉初期水位は通常運転水位とする。また，原子炉初期水温は 52℃とする。
ｃ．原子炉圧力
原子炉圧力の初期値は大気圧とし，水位低下量を厳しく見積もるために，事象発生後も大気圧が維持されるものとする。
ｄ．外部水源の温度
外部水源の温度は 35℃とする。
ｅ．主要機器の形状
原子炉圧力容器等の形状に関する条件は設計値を用いるものとする。

1.6

解析の実施
有効性評価における解析は，評価項目となるパラメータの推移のほか，事象進展の状況を把握する上で必要なパラメータの推移について解析を実施し，事象進展が適切に解析されていることを確認し，その結果を明示する。
なお，事象進展の特徴，厳しさ等を踏まえ，解析以外の方法で原子炉等が安定停止状態等に導かれ，評価項目を満足することが合理的に説明できる場
合はこの限りではない。

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
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操

作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
不確かさの影響確認は，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さく
1-59なる場合に感度解析等を行う。事象推移が緩やかであり，重畳する影響因子がないと考えられる等，影響が容易に把握できる場合は，選定している重要事故シーケンス等の解析結果等を用いて影響を確認する。事象推移が早く，現象が複雑である等，影響が容易に把握できない場合は，事象の特徴に応じて解析条件を変更した感度解析によりその影響を確認する。
（添付資料 1.7.1）

1.7.1

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価「1.4

有効性評価に使用する計算プログラム」においては，重要現象として評価指標及び運転操作に対する影響が大きい又は中程度と考えられる物理現象を選定しており，そのうち第 1.7−1 表から第 1.7−3 表に示す物理現象
を有効性評価において評価項目となるパラメータに有意な影響を与えると整理している。解析コードの不確かさは，選定している重要事故シーケンス等
における上記の物理現象に対する不確かさを考慮し，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を確認する。

1.7.2

解析条件の不確かさの影響評価

解析条件のうち，初期条件，事故条件及び機器条件の不確かさについて，
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を確認する。また，解析条件である操作条件の不確かさとして，操作の不確かさ要因である，「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」に起因して生じる運転員等操作の開始時間の変動が，操作開始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を確認する。

1-60

1.7.3

操作時間余裕の把握

解析上考慮する運転員等操作の各々について，そ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する。

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

1.8.1

必要な要員の評価

重大事故等対策時において，夜間及び休日(平日の勤務時間帯以外)における要員の確保の観点から，「技術的能力に係る審査基準への適合状況説明資料」
で整備される体制にて，対処可能であることを確認するとともに，必要な作業が所要時間内に実施できることを確認する。

1.8.2

必要な資源の評価

重大事故等対策時において，必要となる水源，燃料及び電源の資源の確保の観点から，必要水量，燃料消費量及び電源負荷を確認するとともに，7 日間継続してこれらの資源が供給可能であることを評価する。また，有効性評
価において考慮されていない機器についても，使用した場合を想定して，各資源について 7 日間継続して資源の供給が可能であることを確認する。

1-61

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（1／16）
1.6

1.7

1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
／59 条

45 条
／60 条

46 条
／61 条

47 条
／62 条

48 条
／63 条

49 条
／64 条

50 条
／65 条

51 条
／66 条

52 条
／67 条

53 条
／68 条

54 条
／69 条

55 条
／70 条

56 条
／71 条

57 条
／72 条

58 条
／73 条

59 条
／74 条

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

事故時の計装に関する手順等

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

事故シーケンスグループ等
重要事故シーケンス

2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

運転時 の異 常な 過渡 変化 又は 設計 基 準事故 （Ｌ ＯＣ Ａ を除く） の発 生後 ，高 圧注 水機 能が 喪 失し， 原子 炉減 圧 には成功するが，低圧注水機能が喪失する事故
運転時 の異 常な 過渡 変化 又は 設計 基 準事故 （Ｌ ＯＣ Ａ を除く） の発 生後 ，高 圧注 水機 能が 喪 失し， かつ ，原 子 炉
減圧機能（自動減圧機能）が喪失する事故

電源の確保に関する手順等

1.5

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.4

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.3

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.1

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

技術的能力審査基準

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

外部電 源喪 失発 生後 ，非 常用 ディ ー ゼル発 電機 等の 起 動に失敗する事故

●

●

●

●

●

●

●

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

外部電 源喪 失発 生後 ，非 常用 ディ ー ゼル発 電機 等の 起 動に失敗 し， 直流 電源 及び 原子 炉隔 離 時冷却 系が 喪失 す る
事故

●

●

●

●

●

●

●

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

外部電 源喪 失発 生後 ，非 常用 ディ ー ゼル発 電機 等の 起 動に失敗し，逃がし安全弁再閉鎖に失敗する事故

●

●

●

●

●

●

●

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

運転時 の異 常な 過渡 変化 又は 設計 基 準事故 （Ｌ ＯＣ Ａ を除く） の発 生後 ，炉 心冷 却に は成 功 するが ，取 水機 能 の喪失により崩壊熱除去機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

運転時 の異 常な 過渡 変化 又は 設計 基 準事故 （Ｌ ＯＣ Ａ を除く） の発 生後 ，炉 心冷 却に は成 功 するが ，残 留熱 除 去
系の故障により崩壊熱除去機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

原子炉停止機能喪失

運転時 の異 常な 過渡 変化 の発 生後 ， 原子炉 停止 機能 が 喪
失する事故

●

●

●

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉 の出 力運 転中 に原 子炉 冷却 材 圧力バ ウン ダリ を 構成する 配管 の中 小規 模の 破断 の発 生 後，高 圧注 水機 能 ，
低圧注 水機 能及 び原 子炉 減圧 機能 （ 自動減 圧機 能） が 喪
失する事故

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

原子炉 冷却 材圧 力バ ウン ダリ と接 続 された 系統 で， 高 圧
設計部 分と 低圧 設計 部分 のイ ンタ ー フェイ スと なる 配 管のうち ，隔 離弁 の故 障等 によ り， 低 圧設計 部分 が過 圧 され破断する事故

2.8

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

基準津 波を 超え 敷地 に遡 上す る津 波 により ，取 水機 能 及
び原子炉注水機能が喪失する事故

2.3

炉心損傷防止

2.4

2.5

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

1-62

●

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（2／16）
1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
／59 条

45 条
／60 条

46 条
／61 条

47 条
／62 条

48 条
／63 条

49 条
／64 条

50 条
／65 条

51 条
／66 条

52 条
／67 条

53 条
／68 条

54 条
／69 条

55 条
／70 条

56 条
／71 条

57 条
／72 条

58 条
／73 条

59 条
／74 条

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.7

事故時の計装に関する手順等

1.6

電源の確保に関する手順等

1.5

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.4

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための手順等

1.3

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.1

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

技術的能力審査基準

ＬＯ Ｃ Ａ 発生 時 に 高圧 ・ 低 圧注 水 機 能が 喪 失 する 事 故 であり，代替循環冷却系を使用する場合

●

●

●

●

●

●

●

●

ＬＯ Ｃ Ａ 発生 時 に 高圧 ・ 低 圧注 水 機 能が 喪 失 する 事 故 であり，代替循環冷却系を使用できない場合

●

●

●

●

●

●

●

●

事故シーケンスグループ等
重要事故シーケンス

格納容器破損防止

3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）

ＳＦＰ燃料
損傷防止
停止中の燃料損傷防 止

3.2

高圧溶融物放出／格納容器直接加熱

原子 炉 の 出力 運 転 中の 過 渡 事象 の 発 生と ， 原 子炉 へ の 注
水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料‐冷却材
相互作用

原子 炉 の 出力 運 転 中の 過 渡 事象 の 発 生と ， 原 子炉 へ の 注
水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

3.4

水素燃焼

ＬＯ Ｃ Ａ 発生 時 に 高圧 ・ 低 圧注 水 機 能が 喪 失 する 事 故 であり，代替循環冷却系を使用する場合

●

●

●

●

●

●

●

●

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

原子 炉 の 出力 運 転 中の 過 渡 事象 の 発 生と ， 原 子炉 へ の 注
水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

4.1

想定事故１

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

●

●

●

4.2

想定事故２

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

●

●

●

5.1

崩壊熱除去機能喪失

原子 炉 の 運転 停 止 中に 残 留 熱除 去 系 の故 障 に より ， 崩 壊
熱除去機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

5.2

全交流動力電源喪失

原子 炉 の 運転 停 止 中に 全 交 流動 力 電 源が 喪 失 し， 残 留 熱除去系等による崩壊熱除去機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

5.3

原子炉冷却材の流出

●

●

●

5.4

反応度の誤投入●

原子 炉 の 運転 停 止 中に 原 子 炉冷 却 材 圧力 バ ウ ンダ リ に 接
続さ れ た 系統 か ら ，運 転 員 の誤 操 作 等に よ り 系外 へ の 冷
却材の漏えいが発生し，炉心冷却に失敗する事故
原子 炉 の 運転 停 止 中に 制 御 棒の 誤 引 き抜 き 等 によ っ て ，
燃料 に 反 応度 が 投 入さ れ る こと に よ り， 臨 界 に達 す る 事
故

1-63

●

●

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（3／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制○

制御棒手動挿入○

原子炉圧力容器内の水位低下操作による原子炉出力抑制○

中央制御室からの高圧代替注水系起動

○

○

○

●

○

○

○

○

○

現場手動操作による高圧代替注水系起動
現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動
代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
1.2○

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入及び注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

制御棒駆動水圧系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水●●

高圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水

1-64

●

●

反応度の誤投入●

原子炉冷却材の流出

ほう酸水注入全交流動力電源喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
1.1

想定事故２

●

想定事故１

再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

水素燃焼

○

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

原子炉圧力容器外の溶 融 燃 料‐ 冷 却 材 相 互 作 用○○

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

津波浸水による最終ヒートシンク喪失○

原子炉手動スクラム

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

格 納 容 器 バ イ パ ス（ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス
テムＬＯＣＡ）○

対応手段

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

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（4／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

●

●

○

○

○

●

○

○

手動操作による減圧（タービンバイパス弁の手動操作による減圧）
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放●

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放1.3

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）駆
動源確保

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

可搬型窒素供給装置（小型）による逃がし安全弁（自動減圧機能）駆動源
確保
非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放
代替直流電源設備による復旧○

代替交流電源設備による復旧●

炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱を防止す
る手順
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応手順

●

1-65

反応度の誤投入○●●

原子炉冷却材の流出○

全交流動力電源喪失○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

●

想定事故２

●

想定事故１

●

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

水素燃焼

津波浸水による最終ヒートシンク喪失●

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

手動操作による減圧（逃がし安全弁の手動操作による減圧）

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

減圧の自動化雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

●

対応手段

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

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（5／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

全交流動力電源喪失

原子炉冷却材の流出

●

○

○

●

○

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水/海水）

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

低圧炉心スプレイ系電源復旧後の原子炉圧力容器への注水○

低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
1.4
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

消火系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水/海水）
原子炉冷却材浄化系による発電用原子炉からの除熱○

残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)電源復旧後の発電用原子炉からの除
熱

○

○

●

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉圧力容器への注水●

低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水●●

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉からの除熱

1-66

●

●

○

○

●

●

反応度の誤投入

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

想定事故２

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

●

●

想定事故１

ＬＯＣＡ時注水機能喪失●●

溶融炉心・コンクリート相互作用

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

●

●

水素燃焼

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）○●

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）○

残留熱除去系（低圧注水系）電源復旧後の原子炉圧力容器への注水

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）○

対応手段

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

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

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

原子炉停止機能喪失

高圧・低圧注水機能喪失

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（6／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

○

○

○

●

○

○

○

○

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）
緊急用海水系による冷却水確保

○

○

○

●

代替残留熱除去系海水系による冷却水確保

○

○

○

○

残留熱除去系海水系による冷却水確保

●

●

●

1-67

●

●

●

反応度の誤投入○

原子炉冷却材の流出

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

全交流動力電源喪失○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

○

想定事故２

○

想定事故１

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

水素燃焼

●

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用●

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

対応手段

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

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失
（ＴＢＰ）

1.5

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（7／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

●

●

●

●

●

●

消火系による原子炉格納容器内へのスプレイ

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉格納容器内へのスプレイ

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプレイ（淡水/海水）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

○

●

●

●

●

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

○

●

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）

○

○

○

○

○

○

サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入

○

○

○

○

○

○

●

●

●

○

●

残留熱除去系電源復旧後の原子炉格納容器内へのスプレイ

●

●

●

●

●

残留熱除去系電源復旧後のサプレッション・プールの除熱

●

●

●

●

●

1.6

ドライウェル内ガス冷却装置による原子炉格納容器内の代替除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内へのスプレイ
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プールの除熱

1.7

●

●

1-68

●

反応度の誤投入

溶融炉心・コンクリート相互作用○

原子炉冷却材の流出

水素燃焼●

全交流動力電源喪失

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

○

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

○

対応手段

想定事故１

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

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）○

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

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内へのスプレ
イ

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（8／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

○

○

○

○

○

○

消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

○

○

○

○

○

○

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

○

○

○

○

○

○

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

●

●

●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

●

○

●

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

1-69

○

○

○

○

反応度の誤投入

溶融炉心・コンクリート相互作用

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

原子炉冷却材の流出

水素燃焼●

全交流動力電源喪失

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

●

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

●

対応手段

想定事故１

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

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

1.8

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

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）への注
水

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

反応度の誤投入

原子炉冷却材の流出

全交流動力電源喪失
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）
想定事故２

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

水素燃焼

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

●

想定事故１

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱●

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
津波浸水による最終ヒートシンク喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）
崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

高圧注水・減圧機能喪失●
原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）●

高圧・低圧注水機能喪失

1-70●
可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素供給

●

●
●

●

●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

発電用原子炉運転中の原子炉格納容器内の不活性化

1.9

可搬型窒素供給装置による格納容器圧力逃がし装置内の不活性化
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素排出

可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度制御

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止
原子炉格納容器の破損の防止
炉心の著しい損傷の防止

●
対応手段
技術的能力
審査基準

比較表
技術的能力対応手段と有効性評価

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（9／16）
第 1.2−1 表

重要事故シーケンス

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（10／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

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）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ（淡水／海水）○○

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へのスプレイ（淡水／海水）

○

○

●

●
○

○

原子炉建屋内の水素濃度監視
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水
1.10

格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）
原子炉建屋ガス処理系による水素排出
原子炉建屋外側ブローアウトパネル及びブローアウトパネル閉止装置の開放による水素排出1.11

使用済燃料プール漏えい緩和
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置起動
使用済燃料プールの除熱

○

○

○

○

○

○

1-71

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入○

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

原子炉冷却材の流出○

全交流動力電源喪失

想定事故２

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）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故１

○

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

水素燃焼

消火系による使用済燃料プールへの注水

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用●

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

●

対応手段

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）

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

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

可搬型代替注水中型ポンプ又は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）を使用した使用済燃料プールへの注水（淡
水／海水）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

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）を使用した使用済燃料プールへの注水

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（11／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

○

●

●

●

●

●

●

○

○

●

●

○

●

○

●

○

●

○

●

○

○

○

○

○

○

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制
ガンマカメラ又はサーモカメラによる放射性物質漏えい箇所の絞り込み
汚濁防止膜による海洋への放射性物質の拡散抑制
1.12
放射性物質吸着材による海洋への放射性物質の拡散抑制
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車及び泡消火薬剤容器（消防車用）による泡消火
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び泡混合器による航空機燃料火災への泡消火

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（常設低圧代替
注水系ポンプを使用する場合）●

代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（常設低圧代替注水系
ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ（常設
低圧代替注水系ポンプを使用する場合）
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水
1.13

○
○

○

●

●

●

●

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のサプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水

●

●

●

●

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉格納容器内の除熱

●

●

●

●

●

●

●

○

●

サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原
子炉格納容器内の除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時のろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷
却

○

○

○

○

○

○

○

ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした使用済燃料プールへの
注水

●

●

●

●

●

●
○

○

○

●

○

●

○

●

○

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1-72

○

○

反応度の誤投入●

原子炉冷却材の流出●●

全交流動力電源喪失○●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

○

○

想定事故２

○

●

想定事故１

○

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

水素燃焼

●

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

●

対応手段

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）○

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

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）●

全交流動力電源喪失
（ＴＢＰ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●

比較表

高圧注水・減圧機能喪失

高圧・低圧注水機能喪失

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉
圧力容器への注水（常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合）

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（12／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

水素燃焼

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

復水貯蔵タンクを水源とした原子炉格納容器下部への注水○

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる送水

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水

○

○

●

●

●

○

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器内の冷却

○

●

●

●

○

○

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水
1.13

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉ウェルへの注水
西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プールへの注水
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の代替淡水貯槽を水源とした原子炉
圧力容器への注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

○

○

代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給（可搬型代替
注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水（可搬型代替注水
大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした原子炉ウェルへの注水（可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ（可搬型
代替注水大型ポンプを使用する場合）○

淡水タンクを水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる送水

1-73

○

反応度の誤投入

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用○

原子炉冷却材の流出

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱○

全交流動力電源喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

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

○

想定事故２

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

○

対応手段

想定事故１

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

高圧注水・減圧機能喪失○

比較表

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

高圧・低圧注水機能喪失

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の復水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器への注水

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（13／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

水素燃焼

溶融炉心・コンクリート相互作用

想定事故１

想定事故２

○

○

○

○

○

○

淡水タンクを水源としたフィルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした可搬型代替注水大型ポンプによる送水○○

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の海を水源とした原子炉圧力容器への注水
海を水源とした原子炉格納容器内の冷却海を水源とした原子炉格納容器下部への注水
海を水源とした原子炉ウェルへの注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
1.13

海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確保●

海を水源とした最終ヒートシンク（海）への代替熱輸送

●
○

○

○

●

●

●
●

●

○

●

●

●

●

○

●
●

海を水源とした大気への放射性物質の拡散抑制
海を水源とした航空機燃料火災への泡消火
海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

○

○

●

●

●

海を水源とした２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの除熱○○

ほう酸水貯蔵タンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入

○

○

○

○

○

1-74

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱○

原子炉冷却材の流出

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）○

全交流動力電源喪失

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

○

対応手段

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（14／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止
水素燃焼

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

○

○

○

○

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡
水貯槽への補給（淡水タンクを水源とした場合）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水タンクを水源とした場合）

○

○

○

○

○

○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（海を水源とした場合）
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の水源の切替え
淡水から海水への切替え
外部水源から内部水源への切替え

●

1-75

○

●

反応度の誤投入

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用●

原子炉冷却材の流出

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱○

可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（代替淡水貯槽を水源とした場合）

全交流動力電源喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷
却系を使用できない場合）○

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡
水貯槽への補給（海を水源とした場合）

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

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

想定事故２

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

●

対応手段

想定事故１

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

●

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（西側淡水貯水設
備を水源とした場合）

技術的能力対応手段と有効性評価

1.13

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（15／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による給電

可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電
代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

●

○
○

○

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

○
●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

●

●

●

●

●

●

常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用高圧母線への給電
緊急時対策室建屋ガスタービン発電機による非常用低圧母線への給電
1.14

可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電
所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による直流 125V 主母線盤への給電
可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
代替海水送水による電源給電機能の復旧
可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油●

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油○○

非常用交流電源設備による非常用所内電気設備への給電○○

非常用直流電源設備による給電
軽油貯蔵タンクから２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機への給油

●
○

●

●
●

●

○

○

●

●

○

○

●

●

●

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
○

1-76

●

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●
●

●

●

反応度の誤投入●

原子炉冷却材の流出

全交流動力電源喪失

溶融炉心・コンクリート相互作用

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

水素燃焼

想定事故２

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

想定事故１

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱●

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損 ）（代替循環冷却系を使用できない場合）○●

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

○

●

対応手段
常設代替交流電源設備による給電運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

津波浸水による最終ヒートシンク喪失○●

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）○

所内常設直流電源設備による給電

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

可搬型代替交流電源設備による給電

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

●

技術的能力
審査基準

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失●

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−1 表

有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連（16／16）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

計器の計測範囲を超えた場合の手段（代替パラメータによる推定，可搬型
計測器による計測）
1.15

計器電源が喪失した場合の手段（蓄電池，代替電源（交流・直流）からの
給電）

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

計器電源が喪失した場合の手段（可搬型計測器による計測又は監視）パラメータを記録する手順
中央制御室換気系の運転手順等
中央制御室待避室の準備手順●

中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順●

1.16
中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順
データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータ等の監視手順●

衛星電話設備（可搬型）（待避室）による通信連絡手順●

チェンジングエリアの設置及び運用手順
原子炉建屋ガス処理系による運転員等の被ばく防止手順

●

1-77

●

●

反応度の誤投入●

計器の故障時に状態を把握するための手段（他チャンネルによる計測，代替パラメータによる推定）

原子炉冷却材の流出●

全交流動力電源喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

●

想定事故２

●

想定事故１

溶融炉心・コンクリート相互作用

水素燃焼

原子炉圧力容器外の溶融燃料 冷却材相互作用

雰囲気圧力・温度による静的負荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）（ 代 替 循 環 冷 却系を使用できない場合）

●

対応手段

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

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

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2−2 表

重要事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）（1／2）

事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

高圧注水・減圧機能喪失

1−78

全交流動力電源喪失

長期ＴＢ

ＴＢＤ，
ＴＢＵ

ＴＢＰ

事故シーケンス

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却
失敗

・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷
却失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉
敗
減圧失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止） ・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄・サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣ
電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）
Ｓ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）
・外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）
・外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）
失敗
・サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＵ）
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉・サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし
鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

第 1.2−2 表

重要事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）（2／2）

事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

1−79
原子炉停止機能喪失

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ）
津波浸水による最終ヒートシンク喪失

事故シーケンス
・過渡事象＋ＲＨＲ失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
・外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
・サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣ
Ｓ成功）・サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）・小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
・大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
・過渡事象＋原子炉停止失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
・大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
・インターフェイスシステムＬＯＣＡ

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・過渡事象＋ＲＨＲ失敗

・過渡事象＋原子炉停止失敗

・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗

・インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失） ・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失
・最終ヒートシンク喪失（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）（最終ヒートシンク喪失）
・最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗
・最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

第 1.2−3 表

1−80

格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧
破損）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温
破損）

該当する
ＰＤＳ
・ＴＱＵＶ
・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＵ
・ＴＢＰ
・ＴＢＤ
・ＬＯＣＡ

高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱
（ＤＣＨ）

・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＵ
・ＴＢＤ

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(1／7)

選定した
ＰＤＳ
・ＬＯＣＡ

・ＴＱＵＸ

選定したＰＤＳの考え方【事象進展（過圧・過温）緩和の余裕時間及び設備容量の厳しさ】
・本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，ＬＯＣＡは原子炉冷却材の流出を伴うことから水位低下が早く，事象進展の観点で厳しい。
・また，ＬＯＣＡは格納容器圧力が高く推移すること等，環境に放出される放射性物質量の観点でも厳しい事
故シーケンスとなると考えられる。
・対策の観点では，過圧破損に対しては格納容器の除熱が，過温破損に対しては損傷炉心への注水が必要となる。
以上の観点を総合的に考慮し，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとしてＬＯＣＡを選定する。これに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるた
めの対応時間が厳しいシナリオとする。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【事象進展緩和（減圧）の余裕時間の厳しさ】
・本格納容器破損モードに至る可能性のあるＰＤＳのうち，長期ＴＢは炉心損傷に至る前にＲＣＩＣによる一時的な冷却に成功しており，起因事象発生から原子炉減圧までの余裕時間の観点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，Ｔ
ＢＵの方が厳しい。
・高圧状態で原子炉圧力容器破損に至る点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵにＰＤＳ選定上の有意な違いはない。
以上より，本格納容器破損モードを代表するＰＤＳとしてＴＱＵＸをＰＤＳ選定する。また，このＰＤＳに
全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるた
めの対応時間が厳しいシナリオとする。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。

第 1.2−3 表
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
（ＦＣＩ）

該当する
ＰＤＳ
・ＴＱＵＶ
・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＵ
・ＴＢＰ
・ＴＢＤ
・ＬＯＣＡ

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(2／7)

選定した
ＰＤＳ
・ＴＱＵＶ

1−81
溶融炉心・コン
クリート相互作用（ＭＣＣＩ）

・ＴＱＵＶ
・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＵ
・ＴＢＰ
・ＴＢＤ
・ＬＯＣＡ

・ＴＱＵＶ

選定したＰＤＳの考え方【事象（ＦＣＩにおける発生エネルギの大きさ）の厳しさ】
・本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）の観点からは，ペデスタル（ドライウェル部）へ落下する溶融炉心の割合が多く，原子炉圧力容器破損時の溶融
炉心の保有エネルギが大きいシーケンスが厳しくなる。
・原子炉圧力容器が高圧で破損に至る場合，格納容器に放出される溶融炉心が分散されやすいと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損に至る場合の方が，ペデスタル（ドライウェル部）へ一体となって落下する溶融炉心の割合が多くなると考えられる。
・また，本格納容器破損モードに対する事象の厳しさを考慮する上では，溶融炉心・コンクリート相互作用の緩和対策である，ペデスタル（ドライウェル部）への水張が実施された状態を想定しているが、その一方で、原子炉圧力容器破損が想定される状況では、高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため、原子炉圧力容器の減圧が実施されている。
・これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損す
るＴＱＵＸ，ＴＢＵ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。
・ＬＯＣＡは、上記が急速に格納容器に流出するため，ジルコニウムの酸化割合が他の低圧破損シーケンスより小さくなり，酸化ジルコニウム質量割合が他の低圧破損シーケンスより小さくなることでデブリの内部エネル
ギが小さくなると考えられる。
以上より，本格納容器容器破損モードにおいて厳しいＰＤＳとして，原子炉の水位低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が短いＴＱＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。なお，
いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【事象（ＭＣＣＩに寄与する溶融炉心のエネルギの大きさ）及び事象緩和のための対応の厳しさ】
・本格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用の観点からは，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融炉心の割合が多いシーケンスが厳しくなる。
・原子炉圧力容器が高圧で破損する場合，格納容器に放出される溶融炉心が分散され易く，また，落下速度が大きくなることで，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した際の粒子割合が高くなり，落下した溶融炉心が冷却され易いと考えると，原子炉圧力容器が低圧で破損に至る場合の方が，ペデスタル（ドライウェル部）へ一体となって落下する溶融炉心の割合が多くなると考えられる。
・また，原子炉圧力容器破損が想定される状況では，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止するため，原子炉圧力容器の減圧が実施される。
・これらの状況も考慮し，原子炉圧力容器が低圧状態で破損するＰＤＳを選定するものとし，高圧状態で破損す
るＴＱＵＸ，ＴＢＵ及び長期ＴＢは選定対象から除外する。
・ＬＯＣＡはペデスタル（ドライウェル部）への冷却材の流入の可能性があり，溶融炉心・コンクリート相互作用の観点で厳しい事象とはならないと考えられるため，選定対象から除外する。
以上より，本格納容器破損モードにおいて最も厳しいＰＤＳとして，原子炉水位低下が早く，対策実施までの時間余裕の観点から厳しいＴＱＵＶを選定する。また，このＰＤＳに全交流動力電源喪失を重畳させることで，電源の復旧，注水機能の確保等の格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとする。なお，
いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。

第 1.2−3 表
格納容器破損
モード
水素燃焼

該当する
ＰＤＳ
−

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(3／7)

選定した
ＰＤＳ
・ＬＯＣＡ

選定したＰＤＳの考え方

1−82【有効性評価に関する審査ガイドの選定基準等との整合】・審査ガイドでは「ＰＲＡに基づく格納破損シーケンスの中から水素燃焼の観点から厳しいシーケンスを選定する。」と記載されているが，東海第二発電所では格納容器内を窒素で置換しているため，レベル１．５ＰＲＡ
では水素燃焼により格納容器が破損する事故シーケンスは考慮していない。このため，東海第二発電所において評価することが適切と考えられる評価事故シーケンスを選定するものとする。
【評価において着目するパラメータ】
・東海第二発電所では，通常運転時から格納容器内が窒素置換され，初期酸素濃度が低く保たれている。炉心損
傷に伴い，水素濃度は容易に 13vol％を超えることから，水素燃焼防止の観点からは酸素濃度が重要となるため，炉心損傷により放出される核分裂生成物による水の放射線分解に伴う酸素濃度の上昇に着目する。
【東海第二発電所において評価する事故シーケンス】
・本格納容器破損モードはＰＲＡから抽出されたものではないが，評価のためにＰＤＳを格納容器先行破損の事
故シーケンス以外のＰＤＳから選定する。酸素は水の放射線分解で発生するが，酸素濃度は他の気体の存在量の影響を受けるため，炉心損傷後の格納容器内の気体組成を考える上で影響が大きいと考えられるジルコニウ
ム−水反応による水素の発生に着目する。原子炉注水に期待しない場合のジルコニウム−水反応の挙動は事象発生時の原子炉圧力容器外への原子炉冷却材の放出経路から，ＬＯＣＡとその他のＰＤＳに大別できる。ＬＯ
ＣＡでは事象発生と同時に原子炉圧力容器が大きく減圧され，冷却材が多量に原子炉圧力容器外に排出されることから，ジルコニウム−水反応に寄与する冷却材の量が少なくなり，水素濃度は 13vol％を上回るものの，その他のＰＤＳに比べて水素発生量が少なくなると考えられる。
このため，水の放射線分解によって増加する酸素濃度が他のＰＤＳよりも相対的に高くなる可能性が考えられるＬＯＣＡを評価対象ＰＤＳとして選定する。これに加え，「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では，対応の厳しさの観点で全交流動力電源喪失を重畳させていることを考慮し，ＬＯＣＡに全交流動力電源喪失を重畳するものとする。

第 1.2−3 表

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(4／7)
補足：ＰＤＳの分類の定義

1−83

ＰＤＳ

格納容器破損時期

原子炉圧力

炉心損傷時期

電源確保

ＴＱＵＶ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＱＵＸ

炉心損傷後

高圧

早期

長期ＴＢ

炉心損傷後

高圧

後期

ＴＢＵ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＢＰ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＢＤ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＷ

炉心損傷前

−

後期

−

ＴＢＷ

炉心損傷前

−

後期

−

ＴＣ

炉心損傷前

−

早期

−

ＬＯＣＡ

炉心損傷後

低圧

早期

交流電源
直流電源

ＩＳＬＯＣＡ

炉心損傷前

−

早期

−

交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源

有
有
有
有
無
有
無
有
無
有
無
無

有
有

注：ハッチングは炉心損傷前に格納容器破損に至る事故シーケンスであることから，解釈１−２（ｂ）に基づき,「炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある」ことを確認する。このため，格納容器破損防止対策の有効性評価の対象外とするＰＤＳを示す。

第 1.2−3 表

1−84

格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧
破損）

選定した
ＰＤＳ
・ＬＯＣＡ

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温
破損）

・ＬＯＣＡ

高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱
（ＤＣＨ）

・ＴＱＵＸ

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(5／7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス

・大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器注水（ドライウェル）失敗・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器注水（ドライウェル）失敗・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器注水（ドライウェル）失敗・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷
却失敗＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷
却失敗＋格納容器注水（ドライウェル）失敗
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋ＤＣＨ）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋ＤＣＨ）
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋ＤＣＨ）

・大破断 ＬＯＣＡ＋高 圧炉
心冷却 失敗＋低圧炉 心冷
却失敗 ＋損傷炉心冷 却失
敗＋（ デブリ冷却成 功）＋格納 容器注水（ド ライウェル）失敗・大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗・大破断 ＬＯＣＡ＋高 圧炉
心冷却 失敗＋低圧炉 心冷
却失敗 ＋損傷炉心冷 却失
敗＋格 納容器注水（ ドライウェル）失敗

・過渡事 象＋高圧炉心 冷却
失敗＋ 原子炉減圧失 敗＋
炉心損 傷後の原子炉 減圧
失敗＋ＤＣＨ（過圧・過温の各々において損傷炉心冷却失敗までは同じ事故シーケンスとなり，各事
故シーケンスの対策
は損傷炉心への注水（損傷炉心冷却）の点で同じとなることから，有効性評価では過圧・過温を同じ事故シーケンスで評価している。）

・過渡事象＋高圧炉心冷
却失敗＋原子炉減圧
失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ

第 1.2−3 表

1−85

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
（ＦＣＩ）

選定した
ＰＤＳ
・ＴＱＵＶ

溶融炉心・コン
クリート相互作用（ＭＣＣＩ）

・ＴＱＵＶ

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(6／7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス

・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＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣ
Ｉ（ペデスタル）・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失
敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・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＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋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
リ冷却失敗（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失
敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）・過渡事 象＋高圧炉心 冷却
失敗＋ 低圧炉心冷却 失敗＋損傷 炉心冷却失敗 ＋ＦＣＩ（ペデスタル）

・過渡事象＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷
却失敗＋損傷炉心冷
却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）・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 ＋デ
ブリ冷 却失敗（ペデ スタ
ル）・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＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）

第 1.2−3 表
格納容器破損
モード
水素燃焼

選定した
ＰＤＳ
・ＬＯＣＡ

評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）(7／7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス−−

・大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗1−86（ジルコニウム−水反応による水素の過剰な発生を抑制する観点から，炉心損傷後に交流電源を復旧して原子炉注水を実施し，その後の事
象進展に対応するシナリオを評価するものとする。また，格納容器ベントを実施する場合，格納容器内の水素及び酸素が大気中に放出され．
格納容器内の水素及び酸素濃度が大きく低下することから，格納容器
ベントを実施しないシ
ナリオを評価するものとする。）

第 1.2−4 表

重要事故シーケンスの選定（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）

事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

全交流動力電源喪失
原子炉冷却材の流出

1−87
反応度の誤投入

事故シーケンス

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・
炉心冷却失敗・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗・残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却
失敗
・外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷・外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・ ・原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋
炉心冷却失敗崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・
炉心冷却失敗・原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・反応度の誤投入・反応度の誤投入（ 代 表 性の 観 点か ら停 止 中に 実 施 さ れ る 検査 等 に より，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料損傷に至る事故を想定する。）

第 1.4−1 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表−運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故−
事故シーケンスグループ

適用コード

高圧・低圧注水機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

高圧注水・減圧機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

崩壊熱除去機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

原子炉停止機能喪失

ＲＥＤＹ
ＳＣＡＴ

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

格納容器バイパス

ＳＡＦＥＲ（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
津波浸水による最終ヒートシンク喪失−

1−88

第 1.4−2 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表−運転中の原子炉における重大事故−
格納容器破損モード

適用コード

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過ＭＡＡＰ

圧・過温破損）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

ＭＡＡＰ

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

ＭＡＡＰ

水素燃焼

ＭＡＡＰ

溶融炉心・コンクリート相互作用

ＭＡＡＰ

1−89

第 1.4−3 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表−運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故−
運転停止中原子炉における燃料損傷防止

適用コード

崩壊熱除去機能喪失−

全交流動力電源喪失−

原子炉冷却材の流出−

反応度の誤投入

ＡＰＥＸ
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）

1−90

第 1.4−4 表
分

類

炉心
（核）

炉心
（燃料）

重要現象

ＳＡＦＥＲにおける重要現象の不確かさ等（1／2）

解析モデル

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移

燃料棒表面熱伝達モデ
ル

燃料被覆管酸化ジルコニウム−水反応
モデル
膨れ・破裂評価モデル

燃料被覆管変形

1-91

沸騰・ボイド率変化， 二相流体の流動モデル
気液分離（水位変化）
・対向流・三次元
効果

炉心
(熱流動)
気液熱非平衡

燃料棒表面熱伝達モデ
ル

不確かさ
入力値に含まれる。最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩壊熱を大きくするよう考慮している。
TBL，ROSA-Ⅲの実験解析において，熱伝達係数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデルの不確かさとあいまってコード全体として，炉心が露出し，スプレイ冷却のない場合には実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃程度高めに評価し，スプレイ冷却のある場合には実験結果に比べて10℃〜150℃程度高めに評価する。また，炉心が冠水維持する場合においては，FIST-ABWR の実験解
析において燃料被覆管温度の上昇はないため，不確かさは小さい。低圧代替注水系による注水での燃料棒冷却過程における蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは 20℃〜40℃程度である。
酸化量及び酸化反応に伴う発熱量をより大きく見積もる Baker-Just 式による計算モデルを採用しており，保守的な結果を与える。
膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変化を考慮して燃料棒内圧を大きく設定し保守的に評価している。したがって，ベストフィット曲線を用いる場合も破裂の判定はおおむね保守的となる。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の実験解析において，二相水位変化は，解析結果に重畳する水位振動成分
を除いて，実験結果とおおむね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流冷却）の不確かさは 20℃〜40℃程度である。
また，原子炉圧力の評価において，ROSA-Ⅲでは，2MPa より低い圧力で系統的に圧力低下を早めに予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆管からの輻射や過熱蒸気により上昇し，LPCS スプレイの液滴で冷却された際に蒸気が発生したためであり，低圧注水系を注水手段として用いる事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性はないと考えられる。
TBL，ROSA-Ⅲの実験解析において，熱伝達係数を低めに評価する可能性があり，他の解析モデルの不確かさとあいまってコード全体として，炉心が露出し，スプレイ冷却のない場合には実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃程度高めに評価し，スプレイ冷却のある場合には実験結果に比べて10℃〜150℃程度高めに評価する。また，炉心が冠水維持する場合においては，FIST-ABWR の実験解
析において燃料被覆管温度の上昇はないため，不確かさは小さい。低圧代替注水系による注水での燃料棒冷却過程における蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは 20℃〜40℃程度である。

第 1.4−4 表
分

類

原子炉
圧力容器
（逃がし安全弁含む）

重要現象

ＳＡＦＥＲにおける重要現象の不確かさ等（2／2）
解析モデル

冷却材放出
（臨界流・差圧流）

臨界流モデル

沸騰・凝縮・ボイド率変化
気液分離（水位 変化 ）・対向流

二相流体の流動モデル

ECCS 注水（給水系・代替注
水設備含む）

原子炉注水系モデル

不確かさ
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の実験解析において，圧力変化は実験結果とおおむね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確かさを考慮する必要はな
い。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関す
る不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する二相流動モデルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけで定まるコラプス水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを考慮する必要はない。
入力値に含まれる。各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高めに評
価する。

1-92

第 1.4−5 表
分

類

重要現象
核分裂出力
反応度フィードバック効果

ＲＥＤＹにおける重要現象の不確かさ等（1／2）

解析モデル
核特性モデル
反応度モデル(ボイド・ドップラ)

炉心(核)反応度モデル
(ボロン)

1-93

炉心
(熱流動)
原子炉
圧力容器
（逃がし安全弁含む）

崩壊熱

崩壊熱モデル

沸騰・ボイド率変化

炉心ボイドモデル

冷却材流量変化

再循環系モデル

コーストダ
ウン特性
自然循環流
量
冷却材放出(臨界流・差圧流)

逃がし安全弁モデル

不確かさ
反応度フィードバック効果の不確かさに含まれる。
原子炉スクラム失敗を仮定した主蒸気隔離弁の誤閉止の事象に対して，初期の運転状
態から炉心流量，原子炉圧力，炉心入口エンタルピ及び軸方向出力分布が変化した場
合の，炉心一点近似手法による不確かさに，反応度係数計算及び取替炉心設計段階における不確かさを考慮し，反応度係数の保守因子の変動範囲の検討から，事象進展期間にわたる保守因子の変動範囲として以下を確認した。
・動的ボイド係数：
・動的ドップラ係数：
高温停止に必要なボロン反応度の不確かさは，平衡炉心におけるほう酸水注入系の三次元未臨界性における停止余裕基準の−1.5％Δk に，炉心変更等の不確かさとして停止余裕基準と同等の 1.5％Δk を考慮して，−3％Δk を不確かさとした。
学 会 推 奨 値 等 と 崩 壊 熱 モ デ ル 式 の 比 較 か ら ， 崩 壊 熱 計 算 の 不 確 か さ が − 0.1％ 〜 ＋
0.8％であることを確認した。
設計データとの比較手法から，炉心流量補正の不確かさとして，補正なしを下限，最大補正二次関数を上限として設定した。
再 循環系ポン プ慣性時定数の不確 かさは ，再循環ポンプの 設計仕様か ら−10％〜＋
10％であることを確認した。
モデルの仮定に含まれる。
モデルにおける吹出し容量は，「日本工業規格 JISB8210」付属書記載の算出式により
計 算 さ れ た 値 を イ ン プ ッ ト と し て 用 い て お り ， 吹 出 し 容 量 の 不 確 か さ は − 0％ 〜 ＋
16.6％であることを確認した。

第 1.4−5 表
分

類

1-94

格納容器

重要現象

ＲＥＤＹにおける重要現象の不確かさ等（2／2）

解析モデル

ECCS 注水(給水系・代替注水設備含む)

給水系モデル

ほう酸水の拡散

ほう酸水拡散モデル

サプレッション・プール冷却

格納容器モデル

不確かさ
実機試験データとの比較から，主蒸気流量ゼロにおける給水エンタルピは，REDY コードの方が約 60kJ／kg（約 14℃）程度高めであり，これを主蒸気流量がゼロの点での給水エンタルピの不確かさとした。また，エンタルピが低下した給水が原子炉圧力容器に到達する遅れ時間は，REDY コードでは厳しめに 0 秒としているが，遅れ時間 50 秒を
不確かさの下限として設定した。
設計流量（安全要求の下限値である 182m ３ ／h）と実力値（250m ３ ／h）の比較により，HPCF 流量の不確かさとして＋137％を設定した。
サプレッション・プール水温度として通常運転時の上限値 32℃を設定しているが，不確かさを−25℃（−104kJ／kg）を下限として設定した。
従来型 BWR 向けの試験結果から，保守的な値を使用していることを確認しており，不確かさは入力値に含まれる。
モデル式の確認により保守的に評価することを確認しており，不確かさはモデルの保守性に含まれる。

第 1.4−6 表
分

類

炉心
（核）

炉心
（燃料）

1-95

炉心
（熱流動）

重要現象

ＳＣＡＴにおける重要現象の不確かさ等

解析モデル

出力分布変化

出力分布モデル

燃料棒内温度変化

熱伝導モデル，燃料ペレット−被覆管ギャップ熱伝達モデ
ル
熱伝達モデル，リウェットモ
デル

燃料棒表面熱伝達

沸騰遷移

沸騰遷移評価モデル

気液熱非平衡

熱伝達モデル，リウェットモ
デル

不確かさ
解析コ ードでは保 守的に中央ピーク に基づく 軸方向出力分布を 代表的に入 力するため，燃料被覆管温度は高く評価される。
解析コードでは燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに入力する
ため，過渡的な遷移沸騰時の燃料被覆管温度は高めに評価される。
解析コードは燃料棒表面熱伝達をおおむね保守的に評価する相関式（修正Dougall-Rohsenow 式）を採用したことに加えて輻射熱伝達を無視しているため燃料棒
表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価される。
解析コードでは沸騰遷移が生じ易い条件として，初期条件を運転制限 MCPR となるバン
ドル出力，バンドル流量とし，SLMCPR を基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しているため，燃料被覆管温度をおおむね高めに評価される。
解析コードでは沸騰遷移後の熱伝達をおおむね保守的に評価する相関式（修正Dougall-Rohsenow 式）を適用し，加えて輻射熱伝達を無視しているため，蒸気温度を飽和として熱伝達を取り扱っても燃料被覆管温度はおおむね高めに評価される。このため，燃料被覆管温度に対する気液の熱非平衡の影響をおおむね保守的に取り扱っているとしてよい。

第 1.4−7 表
分

類

重要現象

ＭＡＡＰにおける重要現象の不確かさ等（1／4）

解析モデル

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）

入力値に含まれる。

燃料棒内温度変化

炉心モデル（炉心熱水力モデ
ル）
溶融炉心の挙動モデル（炉心ヒートアップ）

TMI 事故解析における炉心ヒートアップ時の水素発生，炉心領域での溶融進展状態について，TMI 事故分析結果と良く一致することを確認した。
CORA 実験解析における，燃料被覆管，制御棒及びチャンネルボックスの温度変化について，測定データと良く一致することを確認した。
炉心ヒートアップ速度の増加（被覆管酸化の促進）を想定し，仮想的な厳しい振り幅ではあるが，ジルコニウム−水反応速度の係数を 2 倍とした感度解析により影響を確認した。
・TQUV，大破断 LOCA シーケンスともに，炉心溶融の開始時刻への影響は小さい。
・下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時刻は，ほぼ変化しない。

炉心モデル（炉心水位計算モデル）

TQUX 及び中小破断 LOCA シーケンスに対して，MAAP コードと SAFER コードの比較を行
い，以下の傾向を確認した。
・MAAP コードでは SAFER コードで考慮している CCFL を取り扱っていないこと等から，水位変化にに差異が生じたものの水位低下幅は MAAP コードの方が大きく，解析コー
ド SAFER に対して保守的であり，その後の注水操作による燃料有効長頂部までの水位回復時刻は両コードで同等である。

冷却材放出（臨界流・差圧
流）

原子炉圧力容器モデル（破断流モデル）

逃がし安全弁からの流量は，設計値に基づいて計算される。

ECCS 注水（給水系・代替注
水設備含む）

安全系モデル（非常用炉心冷 入力値に含まれる。
却系）
安全系モデル（代替注水設備）

燃料棒表面熱伝達
燃料被覆管酸化炉心
燃料被覆管変形

1-96

沸騰・ボイド率変化

気液分離（水位 変化 ）・対
向流

原子炉
圧力容器
（逃がし安全弁含む）

不確かさ

第 1.4−7 表
分類

ＭＡＡＰにおける重要現象の不確かさ等（2／4）

重要現象

解析モデル

格納容器各領域間の流動

格納容器モデル（格納容器の
熱水力モデル）

構造材との熱伝達及び内部熱伝導
気液界面の熱伝達

格納容器

スプレイ冷却

1-97

放射線水分解等による水素・酸素発生不確かさ
HDR 実験解析では，格納容器圧力及び温度について，温度成層化を含めて傾向は良く再現できることを確認した。格納容器雰囲気温度
を十数℃程度高めに，格納容器圧力を 1 割程
度高めに評価する傾向が確認されたが，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種の不確かさは小さくなると考えられる。また，非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果が測定データと良く一致することを確認した。

CSTF 実験解析では，格納容器温度及び非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析
結果 が測定デ ー タと よく 一致す ることを確認した。

安全系モデル（格納容器スプ 入力値に含まれる。
レイ）
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不確か
安全系モデル（代替注水設備） さはない。
−

窒素置換による格納容器雰囲気の不活性化が行われており，酸素発生は水の放射線分解に起因する。

格納容器ベント

格納容器モデル（格納容器の
熱水力モデル）

入力値に含まれる。
MAAP コードでは格納容器ベントについては，設計流量に基づいて流路面積を入力値として与え，格納容器各領域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

サプレッション・プール冷却

安全系モデル（非常用炉心冷
却系）

入力値に含まれる。

第 1.4−7 表
分

類

重要現象
リロケーション

ＭＡＡＰにおける重要現象の不確かさ等（3／4）

解析モデル

不確かさ

溶融炉心の挙動モデル（リロケーション）

TMI 事故解析における炉心領域での溶融進展状態について，TMI 事故分析結果と良く一致することを確認した。
リロケーションの進展が早まることを想定し，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影響を確認した。
・TQUV，大破断 LOCA シーケンスともに，炉心溶融時刻，原子炉圧力容器破損時刻への影響が小さいことを確認した。

溶融炉心の挙動モデル（下部プレナムでの溶融炉心の挙動）

原子炉圧力容器内 FCI に影響する項目として，溶融ジェット径，エントレインメント
係数及びデブリ粒子径をパラメータとして感度解析を行い，いずれについても，原子炉圧力容器破損時点での原子炉圧力に対する感度は小さいことを確認した。

溶融炉心の挙動モデル（下部プレナムでの溶融炉心の挙動）

TMI 事故解析における下部プレナムの温度挙動について，TMI 事故分析結果と良く一致することを確認した。
下部プレナム内の溶融炉心と上面水プールとの間の限界熱流束，下部プレナムギャッ
プ除熱量に係る係数に対する感度解析を行い，原子炉圧力容器破損時刻等の事象進展に対する影響が小さいことを確認した。
原子炉圧力容器破損に影響する項目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）をパラメータとした感度解析を行い，原子炉圧力容器破損時刻が約 13 分早まることを確認した。ただし，仮想的な厳しい条件に基づく解析結果であり，実機における影響は十分小さいと判断される。

構造材との熱伝達

原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化）
原子炉圧力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達）

1-98

原子炉
下部プレナムでの溶融炉
圧力容器
心の熱伝達
（炉心損傷後）（逃がし安全弁含む）
原子炉圧力容器破損

溶融炉心の挙動モデル（原子炉圧力容器破損モデル）

放射線水分解等による水素・酸素発生格納容器モデル（水素発生）

炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量は，TMI 事故解析を通じて分析結果と良く一致することを確認した。

原子炉圧力容器内 FP 挙動

核分裂生成物（FP）挙動モデ
ル

PHEBUS-FP 実験解析により，FP 放出の開始時刻を良く再現できているものの，燃料被覆管温度を高めに評価することにより，急激な FP 放出を示す結果となった。ただし，
この原因は実験における小規模な炉心体系の模擬によるものであり，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考えられる。

第 1.4−7 表
分

類

重要現象
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）
格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり

ＭＡＡＰにおける重要現象の不確かさ等（4／4）

解析モデル

不確かさ

溶融炉心の挙動モデル（格納容器下部での溶融炉心の挙動）

原子炉圧力容器外 FCI 現象に影響する項目としてエントレインメント係数及びデブリ
粒子径をパラメータとして感度解析を行い，原子炉圧力容器外 FCI によって生じる圧力スパイクへの感度が小さいことを確認した。

溶融炉心の挙動モデル（格納容器下部での溶融炉心の挙動）

溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定されるため，個別プ
ラントのペデスタルの形状や事前水張りの深さを踏まえて，拡がりを抑制した感度解析等の取扱いを行うことが適切と考えられる。

1-99

溶融炉心と格納容器下部
プール水の伝熱

MCCI 現象に関する不確かさの要因分析により，エントレインメント係数，上面熱流束
及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を行った。
評価の結果，コンクリート侵食量に対して上面熱流束の感度が支配的であることを確認した。また，上面熱流束を下限値とした場合でも，コンクリート侵食量が 22.5cm 程度に収まることを確認した。
上記の感度解析は，想定される範囲で厳しい条件を与えて感度を確認したものであり，
不確かさを考慮しても実機でのコンクリート侵食量は感度解析よりも厳しくなることはないと考えられる。

溶融炉心とコンクリートの伝熱

ACE 実験解析及び SURC-4 実験解析により，溶融炉心堆積状態が既知である場合の溶融
炉心とコンクリートの伝熱及びそれに伴うコンクリート侵食挙動について妥当に評価できることを確認した。
実験で 確認されて いる侵食の不均 一性につい ては，実験におけ る侵食のば らつきがMAAP コードの予測侵食量の 20％の範囲内に収まっていることから，上面熱流束の感度に比べて影響が小さいことを確認した。

格納容器（炉心損傷後）コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生格納容器内 FP 挙動

核分裂生成物（FP）挙動モデ
ル

PHEBUS-FP 実験解析により，FP 放出の開始時刻を良く再現できているものの，燃料被覆管温度を高めに評価することにより，急激な FP 放出を示す結果となった。ただし，
この原因は実験における小規模な炉心体系の模擬によるものであり，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考えられる。
ABCOVE 実験解析により，格納容器内のエアロゾル沈着挙動を適正に評価できることを確認した。

第 1.4−8 表
分

類

重要現象
核分裂出力

出力分布変化炉心(核)

反応度フィードバック効果

1-100
制御棒反応度効果

ＡＰＥＸにおける重要現象の不確かさ等（1／2）

解析モデル
一 点 近 似 動 特 性 モ デ ル (炉 出力)
出力分布は二次元拡散モデル
核定数は三次元体系の炉心の空間効果を考慮し二次元体系に縮約
二次元(RZ)拡散モデル
エンタルピステップの進行に伴う相対出力分布変化を考慮
ドップラ反応度フィードバッ
ク効果は出力分布依存で考慮
熱的現象は断熱，ボイド反応度フィードバック効果は考慮
しない
三次元拡散モデル
動特性計算では外部入力

不確かさ
ドップラ反応度フィードバック及び制御棒反応度効果の不確かさに含まれる。

解析では制御棒引き抜きに伴う反応度印加曲線を厳しく設定し，さらに局所出力ピー
キング係数は対象領域にある燃料の燃焼寿命を考慮した最大値(燃焼度 0GWd／t での値)を用いるといった保守的なモデルを適用していることから，出力分布変化の不確かさは考慮しない。
ドップラ反応度フィードバックの不確かさは，Hellstrand の試験等との比較から 7〜9％であることを確認した。
実効遅発中性子割合の不確かさは，MISTRAL 臨界試験との比較から 4％であることを確認した。
制御棒反応度の不確かさは，起動試験時及び炉物理試験時に行われた制御棒価値の測定結果と解析結果の比較から 9％以下であることを確認した。
実効遅発中性子割合の不確かさは，MISTRAL 臨界試験との比較から 4％であることを確認した。

第 1.4−8 表
分

類

重要現象
燃料棒内温度変化

燃料棒表面熱伝達
炉心
(燃料)

沸騰遷移

ＡＰＥＸにおける重要現象の不確かさ等（2／2）

1-101

解析モデル

不確かさ

熱伝導モデル
燃 料 ペ レ ッ ト -被 覆 管 ギ ャ ップ熱伝達モデル
単相強制対流：Dittus-Boelter の式
核沸騰状態：
Jens-Lottes の式
膜沸騰状態(低温時):
NSRR の実測データに基づいて導出された熱伝達相関式
低温時:Rohsenow-Griffith の 式 及 び
Kutateladze の式「反応度投入事象評価指針」において燃料棒内メッシュの「制御棒落下」解析結果への影響は 0％と報告されており，類似の事象である本事故シーケンスについても，影響はほとんど生じないため,考慮しない。
「反応度の誤投入」事象は挙動が緩やかであるために出力上昇も小さく，事象発生後はスクラム反応度印加により速やかに収束するため，除熱量に不確かさがあるとしても，燃料エンタルピの最大値に対する影響はほとんどないため，考慮しない。

事象を通じての表面熱流束は限界熱流束に対して十分小さくなっていることから，沸騰遷移の判定式の不確かさが燃料エンタルピの最大値に与える影響はほとんどないた
め，考慮しない。

第 1.7−1 表 評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）（1／3）
評価事象

分類

評価
指標

炉心（核 ）
炉心（燃料）

1-102

炉心 熱
(流動

物理
現象
核分裂出力
出力分布変化
反応度フィードバック効果
制御棒反応度効果
崩壊熱
三次元効果
燃料棒内温度変化
燃料棒表面熱伝達
沸騰遷移
燃料被覆管酸化燃料被覆管変形
三次元効果
沸騰・ボイド率変化

格納容器バイパ
高圧・低圧注水 高圧注水・減圧 全 交 流 動 力 電 崩壊熱除去機能 原子炉停止機能 LOCA時注水機能 ス（インターフ
機能喪失
機能喪失
源喪失
喪失
喪失
喪失
ェイスシステムLOCA）
燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
格納容器圧力及 格納容器圧力及 格納容器圧力及 格納容器圧力及 格納容器圧力及 格納容器圧力及
び温度
び温度
び温度
び温度
び温度
び温度

津波浸水による最終ヒートシンク喪失
燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及
び温度

)

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

〇
〇
〇
−
〇
〇※
〇
〇
〇
−
−
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

−
−
−
−
〇
−
−
〇
〇
〇
〇
−
〇

気液分離（水位変化）
・対向流

〇

〇

〇

〇

−

〇

〇

〇

気液熱非平衡

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

圧力損失

−

−

−

−

−

−

−

−

三次元効果

〇

〇

〇

〇

〇※

〇

〇

〇

〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※ 三次元効果の模擬は，ＲＥＤＹ／ＳＣＡＴコード体系では困難であるため，米国において中性子束振動の評価実績のある原子炉過渡解析コード（ＴＲＡＣ）を使用して，参考的に解析して影響を確認している。

第 1.7−1 表 評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）（2／3）
格納容器バイパ
津波浸水による
高圧・低圧注水 高圧注水・減圧 全 交 流 動 力 電 崩壊熱除去機能 原子炉停止機能 LOCA時注水機能 ス（インターフ
最終ヒートシン
機能喪失
機能喪失
源喪失
喪失
喪失
喪失
ェイスシステム
ク喪失
LOCA）

評価事象

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

冷却材流量変化

−

−

−

−

〇

−

−

−

冷却材放出（臨界流・差圧流）

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

沸騰・凝縮・ボイド率変化

〇

〇

〇

〇

−

〇

〇

〇

気液分離（水位変化）・対向流

〇

〇

〇

〇

−

〇

〇

〇

気液熱非平衡

−

−

−

−

−

−

−

−

圧力損失

−

−

−

−

−

−

−

−

構造材との熱伝達

−

−

−

−

−

−

−

−

ECCS注水（給水系・代替注水設
備含む）

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

ほう酸水の拡散

−

−

−

−

〇

−

−

−

三次元効果

−

−

−

−

−

−

−

−

分類

評価
指標
物理
現象

原子炉圧力 容器（逃がし安 全弁含む）

1-103〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象）

燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
格納容器圧力及格納容器圧力及び温度
び温度−：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象

第 1.7−1 表 評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）（3／3）
格納容器バイパ
津波浸水による
高圧・低圧注水 高圧注水・減圧 全 交 流 動 力 電 崩壊熱除去機能 原子炉停止機能 LOCA時注水機能 ス（インターフ
最終ヒートシン
機能喪失
機能喪失
源喪失
喪失
喪失
喪失
ェイスシステム
ク喪失
LOCA）

評価事象

分類

評価
指標

格納容器

1-104

物理
現象
冷却材放出
格納容器各領域間の流動
サプレッション・プール冷却
気液界面の熱伝達構造材との熱伝達及び内部熱
伝導
スプレイ冷却
放射線水分解等による水素・酸
素発生
格納容器ベント

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器
圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力
格納容器圧力及
び温度

−
〇
−
〇

−
〇
〇
〇

−
〇
〇
〇

−
〇
〇 ※１
〇

〇 ※２
−
〇
−

−
〇
−
〇

−
−
−
−

−
〇
〇
〇

〇

〇

〇

〇

−

〇

−

〇

〇

−

〇

〇

−

〇

−

〇

−

−

−

−

−

−

−

−

−

〇

−

−

〇

−

−

〇

※１

燃料被覆管温度 燃料被覆管温度 燃料被覆管温度
原子炉圧力
原子炉圧力
原子炉圧力
格納容器圧力及格納容器圧力及び温度
び温度〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※1 評価事象「崩壊熱除去機能喪失」の有効性評価では，「取水機能が喪失した場合」と「残留熱除去系が故障した場合」について有効性を確認しており，取水機能が喪失した場合にはサプレッション・プール冷却が，残留熱除去系が故障した場合には格納容器ベントがそれぞれ重要現象となる。
※2 第 1.7−1 表（2／3）の「冷却材放出（臨界流・差圧流）」と同一の物理現象

第 1.7−2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）（1／5）

雰囲気圧力・温度によ原子炉圧力容器外の溶
高圧溶融物放出／格納る静的負荷（格納容器
融燃料−冷却材相互作
容器雰囲気直接加熱
過圧・過温破損）
用

水素燃焼

溶融炉心・コンクリー
ト相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食量

核分裂出力

−

−

−

−

−

出力分布変化

−

−

−

−

−

反応度フィードバック効果

−

−

−

−

−

制御棒反応度効果

−

−

−

−

−

崩壊熱

〇

〇

〇

〇

〇

三次元効果

−

−

−

−

−

燃料棒内温度変化

〇

〇

〇

〇

〇

燃料棒表面熱伝達

〇

〇

〇

〇

〇

沸騰遷移

−

−

−

−

−

燃料被覆管酸化

〇

〇

〇

〇

〇

燃料被覆管変形

〇

〇

〇

〇

〇

三次元効果

−

−

−

−

−

沸騰・ボイド率変化

〇

〇

〇

〇

〇

気液分離（水位変化）・対向流

〇

〇

〇

〇

〇

気液熱非平衡

−

−

−

−

−

圧力損失

−

−

−

−

−

三次元効果

−

−

−

−

−

評価事象

分類

評価指標
物理現象

炉心（核）

1-105
炉心（燃料 ）
炉心（熱流動）〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象）−：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象

第 1.7−2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）(2／5)

雰囲気圧力・温度によ
原 子炉 圧力 容器 外の 溶
高圧溶融 物放出／格納る静的負荷（格納容 器
融 燃料 −冷 却材 相互 作
容器雰囲気直接加熱
用
過圧・過温破損）

水素燃焼

溶融炉心・コンリート
相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食量

冷却材流量変化

−

−

−

−

−

冷却材放出（臨界流・差圧流）

−

〇

−

−

−

沸騰・凝縮・ボイド率変化

−

−

−

−

−

気液分離（水位変化）・対向流

−

−

−

−

−

気液熱非平衡

−

−

−

−

−

圧力損失

−

−

−

−

−

構造材との熱伝達

−

−

−

−

−

ECCS注水（給水系・代替注水設備含
む）

〇

−

−

○

−※

ほう酸水の拡散

−

−

−

−

−

三次元効果

−

−

−

−

−

評価事象

分類

評価指標
物理現象

原子炉圧力 容器（逃がし安 全弁含む）

1-106〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※ 評価事象「溶融炉心・コンクリート相互作用」の有効性評価においては，ＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）を実施せず，その有効性を確認していることから，当該の事故シーケンスについては，ＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）は重要現象とならない。

第 1.7−2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）(3／5)

雰囲気圧力・温度によ原子炉圧力容器外の溶
高圧溶融物放出／格納る 静 的 負 荷 (格 納 容 器
融燃料−冷却材相互作
容器雰囲気直接加熱
過圧・過温破損)
用

水素燃焼

溶融炉心・コンクリー
ト相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食量

冷却材放出

−

−

−

−

−

格納容器各領域間の流動

〇

−

〇

〇

−

サプレッション・プール冷却

〇 ※１

−

−

〇

−

気液界面の熱伝達

〇

−

−

−

−

構造材との熱伝達及び内部熱伝導

〇

−

−

−

−

スプレイ冷却

〇

−

−

〇

−

放射線水分解等による水素・酸素発
生

〇 ※２

−

−

〇 ※２

−

格納容器ベント

〇 ※１

−

−

− ※３

−

評価事象

分類

評価指標
物理現象

格納容器

1-107

〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※1 評価事象「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の有効性評価においては，「代替循環冷却系を使用する場合」と「代替循環冷却系を使用できない場合」の有効性を確認しており，代替循環冷却系を使用する場合はサプレッション・プール冷却が，代替循環冷却系を使用できない場合は格納容器ベントがそれぞれ重要現象となる。
※2 物理現象「放射線水分解による水素・酸素発生」の評価指標への影響については，評価事象「水素燃焼」において，解析条件の不確かさとして整理し，評価指標への影響を確認する。
※3 評価事象「水素燃焼」の有効性評価の評価事故シーケンスにおいては，格納容器ベントを実施せず，その有効性を確認していることから，当該の事故シーケンスにおいては，格納容器ベントは重要現象とならない。

第 1.7−2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）(4／5)

雰囲気圧力・温度によ原子炉圧力容器外の溶
高圧溶融物放出／格納る静的負荷（格納容器
融燃料−冷却材相互作
容器雰囲気直接加熱
過圧・過温破損）
用

水素燃焼

溶融炉心・コンクリー
ト相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食量

リロケーション

〇

〇

〇

〇

〇

原子炉容器内FCI（溶融炉心細粒化）

−

〇

−

−

−

原子炉容器内FCI（デブリ粒子熱伝達）

−

〇

−

−

−

溶融炉心の再臨界

−

−

−

−

−

構造材との熱伝達

〇

〇

〇

〇

〇

下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達

〇 ※１

〇

−

−

〇

原子炉圧力容器破損

〇 ※１

〇

〇

〇 ※１

〇

放射線水分解等による水素・酸素発生

〇 ※２

−

−

〇 ※２

−

原子炉圧力容器内FP挙動

〇

−

−

〇

〇

評価事象

分類

評価指標
物理現象

原子炉圧力 容器（炉心損 傷後）

1-108〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※1 評価事象「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の有効性評価では，当該物理現象の発生に至らないが，当該物理現象による評価指標への影響については，評価事象「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」「溶融炉心・コンクリート相互作用」の有効性評価の中で確認できる。
※2 物理現象「放射線水分解等による水素・酸素発生」の評価指標への影響については，評価事象「水素燃焼」において，解析条件の不確かさとして整理し，評価指標への影響を確認する。

第 1.7−2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）(5／5)

評価事象

分類
格納容器（炉心損傷後）

水素燃焼

溶融炉心・コンクリー
ト相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食量

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

〇

−

−

−

−

−

〇※

−

〇

−

〇

〇※

−

〇

−

〇

−

−

−

−

−

〇※

−

−

−

〇

〇※

−

−

−

〇

評価指標
物理現象

1-109

雰囲気圧力・温度によ原子炉圧力容器外の溶
高圧溶融物放出／格納る静的負荷（格納容器
融燃料−冷却材相互作
容器雰囲気直接加熱
過圧・過温破損）
用

原子炉圧力容器破損後の高圧溶融炉
心放出
格納容器雰囲気直接加熱
格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり
内部構造物の溶融，破損
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）
格納容器直接接触
溶融炉心と格納容器下部プール水との伝熱
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
溶融炉心の再臨界
格納容器内FP挙動

〇
−
〇

※

※

−

−

〇

−
−

−
−

−
〇

〇
−
−

〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象） −：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象※ 評価事象「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」及び「水素燃焼」の有効性評価では，当該物理現象の発生に至らないが，当該物理現象による評価指標への影響については，評価事象「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」「溶融炉心・コンクリート
相互作用」の有効性評価の中で確認できる。

第 1.7− 3 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える
重要現象一覧

（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）
評価事象

反応度の誤投入

分類

評価指標

炉心（核）
炉心（燃料）
炉心（熱流動）原 子 炉 圧 力 容 器 逃( が し 安 全 弁 含 む)

物理現象

燃料エンタルピ

核分裂出力○

出力分布変化○

反応度フィードバック効果○

制御棒反応度効果

○

崩壊熱

−

三次元効果

−

燃料棒内温度変化○

燃料棒表面熱伝達

○

沸騰遷移

○

燃料被覆管酸化−燃料被覆管変形

−

三次元効果

−

沸騰・ボイド率変化−

気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・ 対 向 流−

気液熱非平衡

−

圧力損失

−

三次元効果

−

冷却材流量変化−

冷却材放出（臨界流・差圧流）−

沸騰・凝縮・ボイド率変化−

気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・ 対 向 流−

気液熱非平衡−圧力損失−

構造材との熱伝達−

ECCS 注 水 （ 給 水 系 ・ 代 替 注 水 設 備 含 む ）−ほう酸水の拡散

−

三次元効果

−

〇：評価項目となるパラメータに有意な影響を与える現象（重要現象）−：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象

1−110

過渡事象

原子炉停止

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷 却

原子 炉減圧

低圧炉 心冷却崩壊熱 除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗
成功

1-111

成功
失敗
失敗
失敗
失敗

事故 シーケ ンス

炉心 損傷な し
過渡 事象＋ ＲＨＲ失敗
炉心 損傷な し
過渡 事象＋ ＲＨＲ失敗

炉心損傷 なし
崩壊 熱除去 機能喪 失
炉心損傷 なし
崩壊 熱除去 機能喪 失

過渡 事象＋ 高圧炉心冷却失 敗＋低圧 炉心冷 却失敗

高圧・ 低圧注 水機能 喪失

過渡 事象＋ 高圧炉心冷却失 敗＋原子 炉減圧 失敗

高圧注 水・減 圧機能 喪失

炉心 損傷な し
過渡 事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗 ＋ＲＨ Ｒ失敗
炉心 損傷な し
過渡 事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗 ＋ＲＨ Ｒ失敗
過渡 事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗 ＋高圧 炉心冷 却失敗＋ 低圧炉 心冷
却失 敗
過渡 事象＋ 原子炉停止失敗

第 1.2−1 図事故シー ケンス
グル ープ

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（1／7）

炉心損傷 なし
崩壊 熱除去 機能喪 失
炉心損傷 なし
崩壊 熱除去 機能喪 失
高圧・ 低圧注 水機能 喪失
原子 炉停止 機能喪 失外部電源喪失

原子炉停止

直流電源

交流 電源

高 圧炉心冷 却

圧力バ ウンダリ
健 全性

事 故シーケ ンス
Ｈ ＰＣＳ

ＲＣ ＩＣ

成功

過渡事 象へ
成功

成功

成功
成功
失敗
失敗
失敗

成功

成功
失敗
失敗
成功
失敗
失敗

失敗

過渡事象へ

外部電 源喪失＋Ｄ Ｇ失敗（ ＨＰＣＳ成 功）

崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）

外部電 源喪失＋Ｄ Ｇ失敗＋ ＨＰＣＳ失 敗（蓄電 池枯渇後 ＲＣＩＣ停止）

全 交流動力 電源喪失（ 長期ＴＢ ）外部電 源喪失＋Ｄ Ｇ失敗＋ 高圧炉心冷 却失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＵ）

外部電 源喪失＋Ｄ Ｇ失敗＋ 逃がし安全 弁再閉鎖 失敗（Ｈ ＰＣＳ成功 ）崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）

外部電 源喪失＋Ｄ Ｇ失敗＋ 逃がし安全 弁再閉鎖 失敗＋Ｈ ＰＣＳ失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＰ）

外部電 源喪失＋直 流電源失 敗（ＨＰＣ Ｓ成功）

崩壊熱除去 機能喪失 （ＴＢＷ）

外部電 源喪失＋直 流電源失 敗＋ＨＰＣ Ｓ失敗

全交流動力 電源喪失 （ＴＢＤ）

過渡事 象＋原子炉 停止失敗

1-112
第 1.2−1 図事 故シーケ ンス
グループ

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（2／7）

原子 炉停止機能 喪失

手動停止／
サポート系喪失（手動停止）

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉 心冷 却

崩 壊熱 除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗

成功

1-113

成功
失敗
失敗
失敗

第 1.2−1 図事 故シーケ ンス

炉心損傷なし手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋ＲＨＲ失敗

事故シーケンスグループ

炉心 損傷なし
崩壊 熱除去 機能喪失
炉心 損傷なし
崩壊 熱除去 機能喪失

手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋高圧炉心冷却 失敗 ＋低圧炉
心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失

手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋高圧炉心冷却 失敗 ＋原子炉
減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失

炉心損傷なし手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋逃がし安全弁 再閉 鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし炉心 損傷なし
崩壊 熱除去 機能喪失
炉心 損傷なし

手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋逃がし安全弁 再閉 鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗

崩壊 熱除去 機能喪失

手動停止／サポート 系喪 失（手動 停止）＋逃がし安全弁 再閉 鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗＋ 低圧 炉心冷却 失敗

高圧・低圧注水機能喪失

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（3／7）

サポート系喪失（自動停止 ※ ）原子炉停止

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗
失敗
成功

1-114

成功
失敗
失敗
失敗
失敗

※

事故シーケンス

炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失
炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失

炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失
炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

サポート系喪失において，原子炉自動停止に至る事象のうち，直流電源故障については別途評価。

第 1.2−1 図事故シーケンス
グループ

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（4／7）

原子炉停止機能喪失

サポート系喪失（直流電源故障）

原子炉停止

交流電源

高圧炉心冷却

圧力バウンダリ
健全性

事故シーケンス
ＨＰＣＳ

ＲＣＩＣ

成功

サポート系喪失（自動停止）へ

サポート系喪失（自動停止）へ

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）

成功

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰ
ＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

失敗

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧
炉心冷却失敗全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）

成功

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）

失敗

サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

成功
成功
成功

失敗

失敗

失敗

失敗

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

1-115
第 1.2−1 図事故シーケンス
グループ

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（5／7）

原子炉停止機能喪失

大破断
ＬＯＣＡ

原子炉停止

高圧炉心冷却

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

事故シーケンス

成功

炉心損傷なし

成功
失敗
成功
失敗

崩壊熱除去機能喪失

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

失敗

1-116

原子炉停止

炉心損傷なし大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

失敗

中破断ＬＯＣＡ
小破断ＬＯＣＡ

崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なし成功
失敗

炉心損傷なし大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

成功

大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊 熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

失敗
失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
原子炉停止機能喪失

事故シー ケンス

炉心損傷なし中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

事故シーケンスグループ

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失
炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

中破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

第 1.2−1 図事故シーケンス
グループ

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（6／7）

原子炉停止機能喪失

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

事故シーケンス

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

第 1.2−1 図

内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡイベントツリー（7／7）

事故シーケンスグループ

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

1-117

地震

地震加速度大

原子炉建屋

格納容器

原子炉
圧力容器

格納容器
バイパス

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ
ＬＯＣＡ

計装・制御

直流電源

交流電源

外部電源

発生する起因事象

発生なし

−
健全

過渡事象

健全
健全
健全
発生なし
発生なし
健全
健全
健全
発生

喪失
喪失

交流電源喪失RHR̲A̲ST̲2MD̲RCIC.ft

喪失
喪失

RHR̲A̲CH̲2MD.ft

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡ

格納容器バイパス

損傷

LPCI̲B̲TRAN.ft RHR̲A̲ST̲2MD.ft
LPCS̲TRAN.ft

LPCI̲B̲TRAN.ft

1-118

損傷

地震レベル１ＰＲＡ階層イベントツリー

原子炉圧力容器損傷
格納容器損傷RHR̲A̲ST̲2MD.ft

第 1.2−2 図

直流電源喪失計装・制御系喪失

発生
発生

損傷

外部電源喪失

原子炉建屋損傷

過渡事象

原 子炉停止逃がし安全 弁開放

圧 力バウンダリ
健全性

高圧炉心 冷却原子炉減圧

低圧炉心 冷却

崩壊熱除去

成功
成功
1.60E-01

失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗

RHR̲A̲ST̲2MD.ft

P1

成功
成功
失敗

成功
失敗

HPCS̲SORV.ft

成功
成功

失敗

失敗
失敗

1-119

失敗

事故 シーケンス

炉心損傷なし炉心損傷な し崩壊 熱除去機能喪失

過渡事象＋ ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし炉心損傷な し崩壊 熱除去機能喪失

過渡事象＋ ＲＨＲ失敗
過渡事象＋ 高圧炉心冷却失 敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・ 低圧注水機能喪 失過渡事象＋ 高圧炉心冷却失 敗＋原子炉減圧失敗

高圧注 水・減圧機能喪 失
炉心損傷なし炉心損傷な し過渡事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

過渡事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋ 逃がし安全弁再 閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧 炉心冷
却失敗
ＬＯ ＣＡ

過渡事象＋ 原子炉停止失敗

第 1.2−3 図

崩壊 熱除去機能喪失
炉心損傷なし炉心損傷な しＥｘｃｅｓ ｓｉｖｅ

失敗

事故シーケンス グループ

地震レベル１ＰＲＡイベントツリー（1／3）

崩壊 熱除去機能喪失
高圧・ 低圧注水機能喪 失−
原子 炉停止機能喪失

外 部電源 喪失

原子炉 停止逃 がし安全弁
開放

直流電 源

高圧炉 心冷却

圧力 バウンダリ
健全 性

交流電 源

事故 シーケ ンス
ＨＰＣＳ

成功

成功
成功
失敗
失敗

失敗

成功

成功
失敗
失敗

成功

過渡 事象へ

過渡 事象へ
成功

成功

成功
失敗
失敗
失敗

外部 電源喪 失＋ＤＧ失 敗（Ｈ ＰＣ Ｓ成功 ）崩 壊熱除 去機能 喪失 （ＴＢ Ｗ）

外部 電源喪 失＋ＤＧ失 敗＋Ｈ ＰＣ Ｓ失敗 （蓄電 池枯 渇後Ｒ ＣＩＣ 停止）

全交 流動力 電源 喪失（ 長期Ｔ Ｂ）

外部 電源喪 失＋ＤＧ失 敗＋高 圧炉 心冷却 失敗

全 交流動 力電源 喪失 （ＴＢ Ｕ）

外部 電源喪 失＋ＤＧ失 敗＋逃 がし 安全弁 再閉鎖 失敗 （ＨＰ ＣＳ成 功）

崩 壊熱除 去機能 喪失 （ＴＢ Ｗ）

外部 電源喪 失＋ＤＧ失 敗＋逃 がし 安全弁 再閉鎖 失敗 ＋ＨＰ ＣＳ失 敗

全 交流動 力電源 喪失 （ＴＢ Ｐ）

外部 電源喪 失＋直流電 源失敗 （Ｈ ＰＣＳ 成功）

崩 壊熱除 去機能 喪失 （ＴＢ Ｗ）

外部 電源喪 失＋直流電 源失敗 ＋Ｈ ＰＣＳ 失敗

全 交流動 力電源 喪失 （ＴＢ Ｄ）

Ｅｘ ｃｅｓ ｓｉｖｅ

失敗

ＬＯＣ Ａ

過渡 事象＋ 原子炉停止 失敗

1-120
第 1.2−3 図事故 シー ケンス グルー プ

ＲＣＩＣ

地震レベル１ＰＲＡイベントツリー（2／3）−
原子 炉停 止機能 喪失

交流電源喪失

逃がし安全弁開放

原子炉停止

高圧炉 心冷 却

圧力バ ウンダリ
健全 性

事故シーケンス
ＨＰＣ Ｓ
成功

成功
成功
失敗
失敗
成功
成功
成功

失敗
失敗
失敗

外部電源喪失＋ＤＧ 失敗 （ＨＰＣ Ｓ成功）

崩壊熱除去機能喪 失（Ｔ ＢＷ）

外部電源喪失＋ＤＧ 失敗 ＋ＨＰＣ Ｓ失敗（蓄電池枯渇後 ＲＣ ＩＣ停止）

全交流 動力 電源喪失 （長期ＴＢ）

外部電源喪失＋ＤＧ 失敗 ＋高圧炉 心冷却失敗

全交流動力電源喪 失（Ｔ ＢＵ）

外部電源喪失＋ＤＧ 失敗 ＋逃がし 安全弁再閉鎖失敗（Ｈ ＰＣ Ｓ成功）

崩壊熱除去機能喪 失（Ｔ ＢＷ）

外部電源喪失＋ＤＧ 失敗 ＋逃がし 安全弁再閉鎖失敗＋Ｈ ＰＣ Ｓ失敗

全交流動力電源喪 失（Ｔ ＢＰ）

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

失敗

1-121

直流電源喪失Ｌ ＯＣＡ

交流電源喪失＋原子 炉停 止失敗

原子炉停止

−
交流 電源喪失＋原子炉停止失敗

高圧炉心冷却

逃がし安全弁
開放事故シーケンス
ＨＰＣＳ
成功

成功
成功

事 故シーケンスグループ

ＲＣＩＣ

失敗
失敗

外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）

崩壊熱除去機能喪失（ＴＢＷ）

外部電源喪失＋直流電源失敗＋ＨＰＣＳ失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

失敗

ＬＯＣＡ

直流電源喪失＋原子炉停止失敗

第 1.2−3 図事故シーケンスグループ

ＲＣＩＣ

地震レベル１ＰＲＡイベントツリー（3／3）−
直流電源喪失＋原子炉停止失敗

津波（津波高さ）

防潮堤損傷（T.P.＋24m〜）

原子炉建屋内浸水（T.P.＋22m〜24m）

最終ヒートシンク喪失（T.P.＋20m〜22m）
発生なし

発生なし
発生なし

発生
発生

−

最終ヒートシンク喪失（T.P.＋20m〜22m）
原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失※（最終ヒートシンク喪失） （T.P.＋22m〜24m）

発生※

発生する起因事象※

防潮堤損傷（T.P.＋24m〜）

炉心損傷直結のためイベントツリーは展開しない。

1-122

第 1.2−4 図

津波レベル１ＰＲＡ階層イベントツリー

最終ヒートシンク喪失

圧力バウンダリ健全性

高圧炉心冷却

成功

事故シーケンス

事故シーケンスグループ

最終ヒートシンク喪失（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

津波浸水による最終ヒートシンク喪失

成功
失敗

失敗

第 1.2−5 図

津波レベル１ＰＲＡイベントツリー

1-123

プラント
損傷状態

原子炉圧力容器
破損前

格納容器
隔離

原子炉
減圧

原子炉
圧力容器
注水

原子炉圧力容器
破損直後
格納容器破損モード

原子炉
圧力容器
破損

格納容器
注水 ※１

ＦＣＩ

ＤＣＨ

無

後続事象（原子炉圧力容器健全）へ

成功
無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

成功
成功

有

有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

失敗

過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

成功
無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

失敗

1-124

有

原子炉圧力容器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

無
失敗
有

失敗

過温破損（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

格納容器雰囲気直接加熱

格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）

ＦＣＩ：原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
ＤＣＨ：格納容器雰囲気直接加熱※1 ＬＯＣＡシーケンスは，格納容器注水に失敗した場合，原子炉圧力容器破損前に過温破損に至るため，本ヘディングの成功／失敗を原子炉圧力容器破損前に考慮した。

第 1.2−6 図

格納容器イベントツリー（1／3）

事故後期
格納容器破損モード

後続事象〔 原子炉圧力容器健全 〕

格納容器注水

成功

失敗

1-125

第 1.2−6 図

原子炉圧力容器内で事故収束

過圧破損（長期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下なし）格納容器イベントツリー（2／3）

事故後期
後続事象
原子炉圧力
容器破損

格納容器注水
ペデスタル

ＦＣＩ

デブリ冷却

ＦＣＩ

デブリ冷却

成功

格納容器内で 事故収束

無

成功
無

成功

格納容器破損モード

サプレッション・プール

ペデスタル

ドライウェル

失敗

失敗
有

格納容器内で 事故収束
溶融炉心・コ ンクリート相互作用
原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

有

原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（ペデスタル）

成功
成功

過圧破損（長 期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下 なし）

無成功

過圧破損（長 期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下 あり）

無
失敗

失敗

1-126

失敗
有

溶融炉心・コ ンクリート相互作用
原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

有

原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（ペデスタル）
成功
無

成功

失敗
有
成功
無
失敗
有

溶融炉心・コ ンクリート相互作用
原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

失敗

失敗

格納容器内で 事故収束

過圧破損（長 期冷却失敗）（サプレッション・プールへの溶融物落下 あり）
溶融炉心・コ ンクリート相互作用
原子炉圧力容 器外での水蒸気爆発（サプレッション・プール）

ＦＣＩ：原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

第 1.2−6 図

格納容器イベントツリー（3／3）

残留熱除去系の故障

事故シーケンス

崩壊熱除去・炉心冷却
成功

−

失敗

外部電源
喪失

直流電源

残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

交流電源

崩壊熱除去・
炉心冷却事故シーケンス

成功

−

成功
失敗

外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

成功
成功

−

失敗
失敗

外部電源喪失＋交流電源喪失
全交流動力電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

成功

−

失敗
失敗

原子炉冷却材の流出

外部電源喪失＋直流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去・炉心冷却事故シーケンス

成功
失敗

第 1.2−7 図

燃料損傷なし−燃料損傷なし全交流動力電源喪失

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし原子炉冷却材の流出
原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

内部事象停止時レベル１ＰＲＡイベントツリー

1-127

第 1.5−1 図

原子炉停止後の崩壊熱

1-128

添付資料 1.1.1
重大事故等対策における深層防護の考え方について

東海第二発電所における重大事故等対策における深層防護の考え方について以下に述べる。

1.

ＢＷＲの特徴を踏まえた深層防護の考え方及び重大事故等対策の基本方針
ＢＷＲの事故時の運転操作は，炉心損傷防止及び炉心損傷後の格納容器破損防止のいずれの対応においても，原子炉への注水を最優先とし，炉心損傷の防止又は炉心損傷の進展防止を図りつつ，同時に格納容器の健全性を確保することが重要となる。炉心損傷の防止
及び炉心損傷の進展防止には原子炉注水，格納容器の健全性確保のためには格納容器注水が有効な対策となる。また，ＢＷＲでは，原
子炉冷却材圧力バウンダリに接続する最大口径配管の破断（大破断ＬＯＣＡ）時にも，比較的小流量の代替注水系により原子炉注水及び格納容器注水に必要な流量を確保することが可能である。
深層防護の観点では，ＩＡＥＡのように設計基準事故（ＤＢＡ）
をレベル３，設計拡張状態（ＤＥＣ）をレベル４とする考え方や，
ＷＥＮＲＡのように単一故障を起因とする事故をレベル３．ａ，多重故障を起因とする著しい炉心損傷の防止をレベル３．ｂ，著しい
炉心損傷後の格納容器破損防止を第４層とする考え方があるが，Ｂ
ＷＲでは「著しい炉心損傷」の発生の有無に依らず原子炉注水及び格納容器注水が必要となることから，東海第二発電所ではＩＡＥＡの深層防護の考え方を参照し，設計基準を超えるレベル４の領域では，原子炉注水及び格納容器注水を同時に実施可能な重大事故等対添付 1.1.1-1

策を複数整備し信頼性を確保することを重大事故等対策における基本方針としている。
原子炉注水機能及び格納容器注水機能を一つの系統で兼用する場
合，それぞれの機能に対して独立した系統を使用する場合と比較して，系統の起動時間の短縮が図れるとともに，数個の弁操作のみで同時に運用することが可能となり運用面でも利点があると考えている。
上記の基本方針に従い，東海第二発電所では原子炉注水及び格納容器注水を同時に実施可能な重大事故等対処設備として，常設低圧
代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを整備している。この他に高圧での原子炉注水が可能な常設高圧代替注水系ポンプを整備している。
なお，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，原子炉圧力容器破損後に用いるペデスタル（ドライウェル部）注水機能も備えている。

2.

原子炉圧力容器破損後の物理化学現象による格納容器破損防止対策
東海第二発電所では，前述の方針に基づき整備した重大事故等対策により，炉心損傷の防止又は原子炉圧力容器の破損防止が可能であることを有効性評価において確認している。また，解析コード，
解析条件及び操作開始時間の不確かさに起因した操作遅れ等を考慮した場合にも，同様に炉心損傷の防止又は原子炉圧力容器の破損防止が可能であることを確認している。
一方，原子力規制委員会指定の格納容器破損モードのうち，高圧
添付 1.1.1-2

溶 融 物 放 出 ／ 格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 （ 以 下 「 Ｄ Ｃ Ｈ 」 と い う 。），
原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用（以下「ＦＣＩ」という 。） 及 び 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 （ 以 下 「 Ｍ Ｃ Ｃ Ｉ 」 と いう 。）に つ い て は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 後 に 発 生 す る 物 理 化 学 現 象 である。
前述のとおり，東海第二発電所では重大事故等対策が有効に機能する場合，炉心損傷の防止又は原子炉圧力容器の破損防止が可能であるため，ＤＣＨ，ＦＣＩ及びＭＣＣＩは発生せず，これらの物理
化学現象による格納容器破損防止は達成される。しかしながら，核分裂生成物の環境放出を抑制する障壁としての機能を持つ格納容器の重要性を考慮し，格納容器に対して直接的な脅威となる物理化学現象であるＤＣＨ，ＦＣＩ及びＭＣＣＩが仮に発生した場合でも，格納容器破損の防止が達成可能な手段を有しており，かつ，マネジ
メントを有効に実施可能であることを有効性評価において確認している。これらの物理化学現象に対する有効性評価においては，原子炉圧力容器の破損を発生させるために，原子炉圧力容器破損まで原子炉注水を実施しないといった評価上の仮定をあえて置いているが，この仮定は深層防護における層間の独立性の考え方とは別個の要請に基づく処理である。

添付 1.1.1-3

格納容器注水

原子炉注水（格納容器スプレイ） （ペデスタル注水）

常設低圧代替注水系ポンプ

［第４層］
ＤＥＣ
（重大事故等対処設備）

可搬型代替注水大型ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

添付 1.1.1-4

代 替 循 環 冷 却 系 ポ ン プ （ Ａ ），（ Ｂ ）常設高圧代替注水系ポンプ［第３層］

残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ （ Ａ ），（ Ｂ ）ＤＢＡ（設計基準事故対処設備）

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）
低圧炉心スプレイ系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

第 1図

第３層及び第４層にて期待する注水設備

添付資料 1.2.1
外圧支配事象における燃料被覆管の健全性について

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」のような外圧支配事象において高温高圧状態が継続する場合の燃料被覆管の健全性について説明する。

1.

有効性評価結果
原子炉停止機能喪失により燃料被覆管表面で沸騰遷移（ドライアウト）が発生し，燃料被覆管温度及び燃料被覆管にかかる圧力が上昇しリウェットする場合，燃料被覆管表面最高温度約 870℃，燃料被覆管外圧約 8.2MPa（内外
圧差：約 6.4MPa）の状態が 20 秒程度継続する解析評価結果を得ている。

2.
(1)

高温高圧時の燃料被覆管の健全性について
出力−冷却不整合時の燃料健全性について
出力−冷却不整合（以下「ＰＣＭ」（ Power

Cooling

Mismatch）という。）

時の燃料のふるまいについて以下のとおり整理した。
ＰＣＭにより膜沸騰を開始した燃料被覆管は，燃料被覆管温度の上昇に
より 900℃以上になると，ジルコニウム−水反応が進行し，燃料被覆管表面に酸化膜が生成され，酸化の進行に伴い燃料被覆管の脆化が進行することが知られている。また，燃料被覆管温度の上昇により燃料被覆管の強度が低下し，外圧支配であることから燃料被覆管内側へのつぶれ変形が発生する可能性がある [１]。
ＰＣＭ時の燃料破損は，沸騰遷移が生じ燃料被覆管が高温となり酸化脆化することが主な原因であり，沸騰遷移により高温を持続した場合の燃料健全性について以下に示す。
一時的に沸騰遷移が発生しても速やかに原子炉出力が低下してリウェッ
添付 1.2.1-1

トする事象発生時の燃料健全性に関する炉内トする事象発生時の燃料健全性に関する炉内試験結果を第1 図に示す [２] 。
第 1 図より，本解析評価結果（燃料被覆管表面最高温度約
解析評価結果（燃料被覆管表面最高温度約 870℃，持続
870℃
時間 20 秒）において，燃料被覆管は健全であると考えられる。このことは，後述の(3)のハルデン炉を用いた沸騰遷移試験からもわかる。
のハルデン炉を用いた沸騰遷移試験からもわかる。
なお，文献[２]，[３３]において，第 1 図の結果等を元に沸騰遷移時の燃
沸騰遷移時の燃料健全性に関する整理及び適用の妥当性の検討が行われている。

第1図

(2)

沸騰遷移発生後の燃料健全性に関する炉内試験結果 [２]化学量論的酸化量（以下「ＥＣＲ」という。）について
ＰＣＭの破損モードである酸化脆化に関し，本解析評価におけるＥＣＲを評価した。原子炉停止機能喪失
原子炉停止機能喪失による燃料被覆管表面での沸騰遷移の発による燃料被覆管表面での沸騰遷移の発生により燃料被覆管が高温維持された場合の９×９燃料（Ａ型）被覆管の酸化割合について，Ｂａｋｅｒ
Ｂａｋｅｒ-Ｊｕｓｔの式 [４] に基づき評価した結果を，[５]
第 2 図に示す。参考にＣａｔｈｃａｒｔの式
図に示す。参考にに基づく評価結果も示す。

添付 1.2.1-2

燃料被覆管表面最高温度約 870℃，持続時間 20 秒であれば，ＥＣＲは約0.3％であり，沸騰遷移期間中に燃料被覆管母材に取り込まれる酸素の量は少なく，燃料被覆管の酸化による脆化が問題になることはない。また，この温度及び持続時間では，ＥＣＲがＬＯＣＡ時の燃料被覆管脆化破損の判断基準である 15％に達するまでに十分な余裕があるため，つぶれ変形が生じたとしても，燃料被覆管の健全性は維持されると考えられる。

*１化学量論的酸化量の被覆管肉厚に対する割合

1200

Baker-Just
ORNL(Cathcart)
1100

1000
ＥＣＲ*1＝0.3％

ＥＣＲ*1＝15.0％

ＥＣＲ*1＝7.5％

被覆管温度 （℃）

900

800

700

600

500

400

300
1.0E+00

1.0E+01

1.0E+02

1.0E+03

1.0E+04

1.0E+05

1.0E+06

1.0E+07高温持続時間（ｓ）

第2図

(3)

高温持続時間と燃料被覆管表面酸化量の関係

ハルデン炉を用いた沸騰遷移試験によるつぶれ変形について
本解析評価に近い条件に基づく沸騰遷移試験における燃料の変化について参考に示す。
ＢＷＲ燃料の未照射燃料棒及び照射燃料棒（燃料棒燃焼度は 22〜40GWd／t）を用い，高温，外圧支配時の沸騰遷移試験を行った [６] 。

添付 1.2.1-3

〔照射条件〕
ａ．燃料被覆管表面最高温度：977℃以上（試験後の prior-β 相形成より推定）
ｂ．沸騰遷移積算時間：約 49 秒 ※１
※1

熱電対での燃料被覆管表面温度が断続的に 600〜720℃を記録した時間の合計。ただし，熱電対先端と溶接位置の関係から，燃料被覆管
表面温度の過小評価が考えられる。

照射条件のａ．及びｂ．を経験した試験燃料棒の燃料被覆管外観写真と直径測定結果を第 3 図に示す。
この試験燃料棒のドライアウト領域（燃料棒上部）（燃料被覆管外圧：約7MPa，内外圧差：約 6.4MPa）では，燃料ペレット間の局所的なつぶれ変形（燃料ペレット間（ペレット上下端チャンファ）位置に沿った，燃料被覆
管内側方向への約 20〜50μm の食い込み）があり，燃料被覆管表面酸化膜
厚さ及び水素吸収量の僅かな増加，燃料被覆管の脆化による引張強度・延性の僅かな低下，燃料被覆管の酸化膜の剥離が見られたものの，リウェッ
ト時の熱衝撃によっても燃料棒は非破損であったとの結果が得られている。

添付 1.2.1-4

第3図

試験燃料棒の燃料被覆管外観写真と直径測定結果

上記の試験に本解析評価条件は同等と考えられ，また，現在使用している燃料棒（９×９燃料）は，より高密度のペレット採用により焼きしまり
が小さくなっており，軸方向の燃料ペレット間の大きな間隙が発生し難くなっているため，燃料被覆管のつぶれ変形によって貫通破損が生じる可能性は小さいと考えられる。

3.

まとめ
外圧支配条件の下，燃料被覆管表面最高温度約 870℃を 20 秒程度継続しても，燃料は健全であると考えられる。

4.

文献[１] 軽水炉燃料のふるまい（平成 25 年 3 月

公益財団法人原子力安全研究協会）[２] 日本原子力学会標準「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評
価基準：2003」
添付 1.2.1-5

[３] 沸騰遷移後燃料健全性評価分科会報告書（平成 18 年 6 月 29 日

原子力安全委員会了承）[４] L.Baker, Jr. and L. C. Just,
High Temperatures Ⅲ.
Zirconium-

Experimental and Theoretical Studies of theWater Reaction[５] J. V. Cathcart, et al.,Ⅳ．Reaction

Studies of Metal-Water Reactions at, ANL-6548, May 1962

Zirconium Metal-Water Oxidation Kinetics

Rate Studies

ORNL/NUREG-17, Aug. 1977

[６] 小村, 原, 過渡的な沸騰遷移後のＢＷＲ燃料のふるまい（日本原子力学会
和文論文誌

2[2],387

2003）

添付 1.2.1-6

添付資料 1.2.2
サプレッション・プールの水位上昇に係る構造的な耐性について

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の事象進展では，格納容器の健全性を維持するために，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却時は，原子炉からの蒸気の流入に加えて格納容器スプレイによる水が格納容器内に滞留するため，スプレイ量に応じてサプレッション・プール水位が上昇するが，通常水位＋6.5mに到達した時点で格納容器スプレイを停止し，この後，格納容器圧力が 0.31MPa［gage］に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を行う。
このとき，サプレッション・プール水位は，通常水位である約 7m から 6.5m
上昇した約 13.5m となり，この水位分に相当する水頭圧は 0.133MPa となる。
0.31MPa［gage］に水頭圧を加味しても格納容器限界圧力 0.62MPa［gage］よりも十分低く，格納容器の構造的な耐性に影響を与えるものではない。

添付 1.2.2-1

添付資料 1.2.3
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力について

炉心損傷防止対策の有効性評価の評価項目である原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，解析で計算される原子炉ドーム部圧力に
原子力圧力容器頂部から再循環系配管下端までの水頭差を考慮して算出している。
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の概要図を第 1 図に示す。

原子炉ドーム部圧力

約 22m
約 28m
↓
水頭差
約 0.3MPa↑ 再循環系ポンプ

約 6m

第 1図

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の概要図

添付 1.2.3-1

添付資料 1.2.4
格納容器破損防止対策の各評価事故シーケンスにおける評価項目について格納容器破損防止対策の有効性評価では，評価事故シーケンスとして以下の 3 つのシーケンスを評価している。
①大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケ
ンス（代替循環冷却系を使用する場合）②大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケ
ンス（代替循環冷却系を使用できない場合）③運転時の異常な過渡変化時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗（減圧機能の喪失による低圧炉心冷却失敗を含む）するシーケンス
このうち，①及び②については，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして大破断ＬＯＣＡを想定した評価しているが，原子炉圧力容器が健全なシーケンスとなるため，「1.2.2.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す評価項目のうち(1)から(3)，(6)及び(7)が評価対象となる。
③については，原子炉圧力容器破損に伴う物理現象である「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」及び「溶融燃料・コンクリート相互作用」を評価するため，「1.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す評価項目のうち(4)，(5)及び(8)が評価対象となる。ただし，原子炉圧力容器が破損した場合においても格納容器破損防止対策の有効性を確認する観点から，評価項目のうち(1)から(3)，(6)及び(7)についても評価を行う。
これらの各評価事故シーケンスに対する評価項目について，第 1 表に示す。

添付 1.2.4-1

第1表

格納容器破損モード
評価項目

各評価事故シーケンスにおける評価項目

3.1.2
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循
環冷却系を使用する場
合）評価事故シーケンス
原子炉圧力容器の状態

3.4
水素燃焼

3.1.3
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）①
原子炉圧力容器が破損しないシーケンス

3.2
高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱3.3
原子炉圧力容器
外の溶融燃料−
冷却材相互作用3.5
溶融炉心・コ
ンクリート
相互作用

②

③

※１ ,２

原子炉圧力容器が破損するシーケンス ※３

添付 1.2.4-2(1)原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最高
使用圧力又は限界圧力を下回ること。

○

−

○

○

−

−

(2)原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が最高
使用温度又は限界温度を下回ること。

○

−

○

○

−

−

(3)放射性物質の総放出量は，放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること。

○

−

○

○

−

−

(4)原子炉圧力容器の破損までに原子炉冷却材圧力は 2.0MPa 以下に低減されていること。

−

−

−

○

−

−

(5)急速な原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって原子炉
格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと。

−

−

−

−

○

−

(6)原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること。

−

○

−

○

−

−

○

−

−

(7)可燃性ガスの蓄積，燃焼が生じた場合においても，(1)の要件を満足すること。

○

○

○

可燃 性ガ スの蓄 積

可燃 性ガ スの燃 焼

可燃 性ガ スの蓄 積

(8)溶融炉心による侵食によって，原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶
−
−
−
−
−
○
融炉心が適切に冷却されること。
①大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を使用する場合）②大破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を使用できない場合）③運転時の異常な過渡変化時に高圧炉心冷却及び低圧炉心冷却に失敗（減圧機能の喪失による低圧炉心冷却失敗を含む）するシーケンス※1 原子炉圧力容器が破損しないシーケンスでは，①，②それぞれの評価事故シーケンスに(1)，(2)及び(3)の評価項目について記載する。
※2 原子炉圧力容器が破損しないシーケンスでは，原子炉圧力容器破損を伴う物理現象に対する評価項目である(4)，(5)，(8)は対象としない。
※3 原子炉圧力容器が破損するシーケンスは，単独シーケンスの評価であるため，いずれかの格納容器破損モードにおいて(1)から(8)の評価項目について記載する。

添付資料 1.2.5
施設定期検査工程の概要
反応度の誤投入はサイクル初期を想定
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系ポンプ等の故障による残留熱
除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の 機 能 喪 失 ），全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ，及び原子炉冷却材の流出の有効性評価で想定する原子炉の状態

発電機出力

約 6.9MPa

約 6.9MPa

約 6.9MPa

原子炉圧力
（大気圧）

約 280℃

約 280℃

冷却材温度
約 50℃

主復水器

約 - 93kP a[g ag e]

約 -93kPa[gage]

真空度
ＲＰＶ満水

原子炉内
インベントリ

通常水位
発電機並列

制御棒引き抜き開始

主復水器真空度上昇

起動準備

ＲＰＶ漏えい試験

ＲＰＶ閉鎖

ＲＰＶ開放

制御棒全挿入主復水器真空破壊

ＰＲＡで設定したプラント状態

通常水位
発電機解列

主要操作

原子炉ウェル満水

出力運転時に出力運転時に

Ｓ

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ
含まれる期間含まれる期間

保安規定上の要求設備とＳＡ対策として新規に要求する設備
燃料交換（原子炉水位がオーバーフロー水位付
燃料
燃料
近，又は残留熱除去系（原子炉停止時冷交換
交換却系）が停止した場合も冷却材温度を65℃以下に保てる期間）

原子炉の状態

運転

運転→
高温
停止

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）―

1 系列 1 系列
2 系列 運転， 運転，動作可能 1 系列 1 系列
待機※１ 待機※２

残留熱除去系海水系

2 系列

非常用炉心
冷却系等

高圧炉心
スプレイ系
低圧炉心
スプレイ系

自動減圧系

1 系列
運転，
1 系列
待機※２

1 系列運転※２

冷温停止

起動→運転

1 系列運転，
1 系列待機※１―

期待されている残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を維持する系列

1 系列

3 系列
1 系列

※ ３

7 系列

※ ４

格納容器
スプレイ系
補給水系
低圧代替注水系

2 系列
1 系列

1 系列

低圧注水系
原子炉隔離時
冷却系

冷温
停止

1 系列
非常用炉心
冷却系 2 系
列又は非常用炉心冷却
系 1 系列及び復水移送
系 1 系列3 系列
非常用炉心冷却系 2 系列又は非常用炉心冷却系 1 系列及び復水移送系 1 系列―

1 系列※３7 系列※４

2 系列

2 系列

―

―

1 系列（常設）

1 系列（常設）
1 系列※５

代替燃料プール注水系
非常用ディーゼル発電機
常設代替交流電源設備
※1
※2
※3
※4
※5
※6

1 系列（可搬型）

1 系列（可搬型）

32ＳＡ対応として新規に 1 系列確保

3
※６

を想定

残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ） が 停 止 し た 場 合 に お い て も ， 原 子 炉 冷 却 材 温 度 を 100℃ 以 下 に 保 つ こ と が で き る 場 合 を 除 く
残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ） が 停 止 し た 場 合 に お い て も ， 原 子 炉 冷 却 材 温 度 を 65℃ 以 下 に 保 つ こ と が で き る 場 合 を 除 く
原 子 炉 圧 力 が 1.03MPa[gage]以 上 の 場 合
原 子 炉 圧 力 が 0.84MPa[gage]以 上 の 場 合
炉 心 に 燃 料 が あ り プールゲートが閉の期間は，低圧代替注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）を各々1 系列動作可能とする
必要な電源容量を満足する台数を確保

添付 1.2.5-1

添付資料 1.3.1
有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧について

第 1 表〜第 4 表に炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策，使用済燃料プールの燃料損傷防止対策及び運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価の各
重要事故シーケンス等において機能喪失を仮定した設備の一覧を示す。

添付 1.3.1-1

第1表

炉心損傷防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（1／3）

事故シーケンスグループ

重要事故シーケンス等

安全機能の喪失に対する仮定等

解析上考慮しない主なＳＡ設備

・高圧・低圧注水機能喪失

過渡事象（給水流量の全喪失）−

高圧代替注水系

高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

代替循環冷却系（緊急用海水系）

原子炉隔離時冷却系
低圧炉心冷却失敗

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系） ※１

・高圧注水・減圧機能喪失

添付 1.3.1-2

過渡事象（給水流量の全喪失）−

高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

高圧代替注水系

原子炉隔離時冷却系

・全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

原子炉減圧失敗

自動減圧系

外部電源喪失−（常設代替高圧電源装置による非常

ＤＧ失敗

非常用ディーゼル発電機

用母線の受電（〜24 時間））

ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣ

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

ＩＣ停止）
・全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

外部電源喪失−（常設代替高圧電源装置による非常

直流電源失敗125V 系蓄電池

用母線の受電（〜24 時間））

高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機−

非常用ディーゼル発電機
原子炉隔離時冷却系※１

残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失に伴い，格納容器スプレイ，サプレッション・プール冷却，停止時冷却の機能喪失を仮定

第1表

炉心損傷防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（2／3）

事故シーケンスグループ
・全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

・崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

重要事故シーケンス等

安全機能の喪失に対する仮定等

解析上考慮しない主なＳＡ設備

外部電源喪失−（常設代替高圧電源装置による非常

ＤＧ失敗

非常用ディーゼル発電機

用母線の受電（〜24 時間））

逃がし安全弁再閉鎖失敗

逃がし安全弁 1 個開固着

ＨＰＣＳ失敗高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

過渡事象（給水流量の全喪失）

−

ＲＨＲ失敗

残留熱除去系海水系−

全交流動力電源喪失（非常用ディーゼ−

添付 1.3.1-3

ル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機海水系，外部電源喪
失）・崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した

過渡事象（給水流量の全喪失）

−

ＲＨＲ失敗

残留熱除去系

過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉

−

−

場合）
・原子炉停止機能喪失

止）原子炉停止失敗

原子炉自動スクラム
原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能（代替制御棒挿入機能）

第1表

炉心損傷防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（3／3）

事故シーケンスグループ
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失

重要事故シーケンス等

安全機能の喪失に対する仮定等

解析上考慮しない主なＳＡ設備

中破断ＬＯＣＡ−

高圧代替注水系

高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

代替循環冷却系（緊急用海水系）

原子炉隔離時冷却系
低圧炉心冷却失敗

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系） ※１

添付 1.3.1-4

・格納容器バイパス（イン

−

自動減圧系

−

外部電源喪失による給復水系停止

ＩＳＬＯＣＡＩＳＬＯＣＡの発生を想定する残留熱

ターフェイスシステムＬ

除去系Ｂ系

ＯＣＡ）

高圧炉心スプレイ系−

残留熱除去系Ｃ系

・津波浸水による最終ヒー
トシンク喪失−外部電源喪失による給復水系停止

原子炉建屋内浸水による複数の残留熱除去系海水系

緩和機能喪失（最終ヒートシン

非常用ディーゼル発電機海水系

ク喪失）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

−

海水系
−
※１

全交流動力電源喪失（外部電源喪失）

残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失に伴い，格納容器スプレイ，サプレッション・プール冷却，停止時冷却の機能喪失を仮定

第2表

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（1／2）

格納容器破損モード

重要事故シーケンス等

安全機能の喪失に対する仮定等

・雰囲気圧力・温度による

大破断ＬＯＣＡ−

静的負荷（格納容器過高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

圧・過温破損）（代替 循
環冷却を使用する場合）解析上考慮しない主なＳＡ設備
格納容器下部注水系（常設）

原子炉隔離時冷却系
低圧炉心冷却失敗

・水素燃焼

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系） ※１−

全交流動力電源喪失（外部電源喪失）
残留熱除去系海水系 ※２

添付 1.3.1-5

・雰囲気圧力・温度による

大破断ＬＯＣＡ−

静的負荷（格納容器過高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

圧・過温破損）（代替 循
環冷却を使用できない

格納容器下部注水系（常設）

原子炉隔離時冷却系
低圧炉心冷却失敗

場合）

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）−

全交流動力電源喪失（外部電源喪失）
代替循環冷却系
残留熱除去系海水系 ※２※１

残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失に伴い，格納容器スプレイ，サプレッション・プール冷却，停止時冷却の機能喪失を仮定※２

緊急用海水系を優先して使用するため，残留熱除去系海水系の機能喪失の有無が評価に与える影響はない

第2表

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（2／2）

格納容器破損モード
・高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

重要事故シーケンス等

高圧代替注水系

高圧炉心冷却失敗

高圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系（常設） ※３

原子炉隔離時冷却系

代替循環冷却系（原子炉注水） ※３

低圧炉心冷却失敗

・溶融炉心・コンクリート
相互作用

解析上考慮しない主なＳＡ設備

過渡事象（給水流量の全喪失） −・原子炉圧力容器外の溶融
燃料−冷却材相互作用

安全機能の喪失に対する仮定等

低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系） ※１−

全交流動力電源喪失（外部電源喪失）
残留熱除去系海水系 ※２

添付 1.3.1-6※１

残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失に伴い，格納容器スプレイ，サプレッション・プール冷却，停止時冷却の機能喪失を仮定※２

緊急用海水系を優先して使用するため，残留熱除去系海水系の機能喪失の有無が評価に与える影響はない※３

原子炉圧力容器破損前

第3表
想定事故
想定事故１

使用済燃料プールの燃料損傷防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（1／1）
重要事故シーケンス等

安全機能の喪失に対する仮定等

解析上考慮しない主なＳＡ設備

冷却機能喪失及び注水機

残留熱除去系

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料

能喪失

燃料プール冷却浄化系

プール注水系（注水ライン）

補給水系

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）

想定事故２

添付 1.3.1-7

プール水の小規模な喪失−

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料

冷却機能喪失及び注水機

残留熱除去系

プール注水系（注水ライン）

能喪失

燃料プール冷却浄化系

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

補給水系

プール注水系（可搬型スプレイノズル）

第4表

運転停止中の燃料損傷防止対策の有効性評価における機能喪失を仮定した設備一覧（1／1）

事故シーケンスグループ
・崩壊熱除去機能喪失

重要事故シーケンス等
残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪安全機能の喪失に対する仮定等−

解析上考慮しない主なＳＡ設備−

失）
崩壊熱除去・炉心冷却失敗

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）

・全交流動力電源喪失

添付 1.3.1-8・原子炉冷却材の流出

外部電源喪失−交流電源喪失非常用ディーゼル発電機

崩壊熱除去・炉心冷却失敗−−

残留熱除去系海水系

原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替

−

−

−

時のＬＯＣＡ）

・反応度の誤投入

崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去・炉心冷却失敗

反応度の誤投入−−添付資料 1.3.2
格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失の仮定について

格納容器破損防止対策の有効性評価では，内部事象レベル１．５ＰＲＡを踏まえ選定したプラント損傷状態（ＰＤＳ）として考慮する安全機能喪失の仮定に加えて，対策の有効性を網羅的に確認する等の目的により追加的な設備の機能喪失を仮定している。
本資料では，格納容器破損防止対策の有効性において考慮する機能喪失の考え方を示した上で，それぞれの事故シーケンスにおいて機能喪失を仮定した設
備を整理する。
第 1 表に格納容器破損防止対策の有効性評価において考慮する評価事故シー
ケンスの考え方を，第 2 表〜第 3 表にそれぞれの事故シーケンスにおいて機能喪失を仮定した設備を示す。

添付 1.3.2-1

第1表
格納容器破損モード

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失の仮定の考え方

Ｌ１．５ＰＲＡより選定したＰＤＳ

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）

考え方

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

大 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋高 圧 炉 心 冷却 失 敗 ＋
低 圧 炉 心冷 却 失敗＋ 全 交 流 動 力 電 源 喪失（外部電源喪失＋ＤＧ喪失）（「代替循環冷却系を使用する場合」及び 「 代 替 循 環 冷 却系 を 使 用 でき な い 場合」）

・電源の復旧，注水機能の確保等，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。
・代替循環冷却系の後段の対策として格納容器圧力逃がし装置を整備するため，代替循環冷却系を使用する場
合とできない場合の両者を評価する。

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減
圧失敗＋（ＤＣＨ）

過 渡 事 象 ＋ 高圧 炉 心 冷却 失 敗＋ 低 圧 炉
心冷却失敗＋（ＤＣＨ）＋全交流動力電
源喪失（外部電源喪失＋ＤＧ喪失）

・ＲＰＶ破損後のＤＣＨの発生防止を確認する観点より，ＲＰＶ破損までは設計基準事故対処設備のみならず，重大事故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能を考慮しない。このため，低圧炉心冷却失敗を重畳させる。
・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
源喪失を重畳させる。
・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
源喪失を重畳させる。
（ＤＣＨでは事象発生からＲＰＶ破損までの間，全ての原子炉注水機能喪失を仮定しており，ＴＱＵＶと同一の対応手順及び事故進展となるため，同じシーケンスで評価する。）
・東海第二発電所では，通常運転時から格納容器内を窒素で置換しているため，レベル１．５ＰＲＡでは水素燃焼を考慮していないが，水の放射線分解に伴う酸素濃度上昇に着目し，大破断ＬＯＣＡとＥＣＣＳ注水機
能喪失が重畳し，酸素濃度の観点で厳しくなる「雰囲
気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」と同じシーケ
ンスで評価する。

ＬＯＣＡ
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）

添付 1.3.2-2

高圧溶融物／格納容器雰囲気
直接加熱（ＤＣＨ）

有効性評価において考慮する
機能喪失の仮定 ※ＴＱＵＸ

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）

ＴＱＵＶ

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（ＦＣＩ（ペデスタル））

溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）

ＴＱＵＶ

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＋（デブリ冷却失敗（ペデスタル））

水素燃焼

ＬＯＣＡ

―

※下線太字の記載は，Ｌ１．５ＰＲＡのＰＤＳより追加した機能喪失の仮定

過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉心 冷 却 失 敗＋ 低 圧 炉
心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（ＦＣＩ（ペデスタル））＋全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋ＤＧ喪失）
過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉心 冷 却 失 敗＋ 低 圧 炉
心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブ
リ冷却失敗（ペデスタル））＋全交流動
力電源喪失（外部電源喪失＋ＤＧ喪失）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）と同一

第2表「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧･過温破損）（代替

循環冷却系を使用する場合）」及び水素燃焼において機能喪失を仮定する設備＜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（代替循環冷却系を使用する場合）
機

能

高圧注水

減

圧

低圧注水
格納容器冷却
格納容器下部注水

設

備

状

態※

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ａ

原子炉隔離時冷却系ポンプａ

常設高圧代替注水系ポンプｃ

逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＤＢ）［自動，手動］
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）（ＳＡ）［自動］
逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＳＡ）［手動］―

低圧炉心スプレイ系ポンプａ

残留熱除去系ポンプＡ〜Ｃａ

常設低圧代替注水系ポンプＡ，Ｂ○

代替循環冷却系ポンプＡ，Ｂ○

可搬型代替注水大型ポンプ―

可搬型代替注水中型ポンプ―

格納容器圧力逃がし装置―

耐圧強化ベント系―

可搬型窒素供給装置○

残留熱除去系海水系ポンプＡ〜Ｄｂ

緊急用海水ポンプ○

非常用ディーゼル発電機ｂ

常設代替高圧電源装置

○

外部電源

ｂ

備

考

大破断ＬＯＣＡ発生に従属して機
能喪失

―

―

格納容器ベント

窒素供給

最終ヒートシンク

電

源

※凡 例
ａ：Ｌ１．５ＰＲＡより選定したＰＤＳとして機能喪失を仮定
ｂ：格納容器破損防止対策の有効性評価において追加的に機能喪失を仮定
ｃ：ａ又はｂに従属した機能喪失を仮定○：有効性評価上期待する設備―：機能喪失を仮定しないが有効性評価上考慮していない設備

添付 1.3.2-3

初期に緊急用海水ポンプが作動するため本設備は作動しないが，評価上は機能喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

第3表

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧･過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）において機能喪失を仮定する設備＜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（代替循環冷却系を使用できない場合）
機

能

高圧注水

減

圧

低圧注水
格納容器冷却
格納容器下部注水

設

備

状

態※

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ａ

原子炉隔離時冷却系ポンプａ

常設高圧代替注水系ポンプｃ

逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＤＢ）［自動，手動］
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）（ＳＡ）［自動］
逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＳＡ）［手動］―

低圧炉心スプレイ系ポンプａ

残留熱除去系ポンプＡ〜Ｃａ

常設低圧代替注水系ポンプＡ，Ｂ○

代替循環冷却系ポンプＡ，Ｂｂ

可搬型代替注水大型ポンプ―

可搬型代替注水中型ポンプ―

格納容器圧力逃がし装置○

耐圧強化ベント系―

可搬型窒素供給装置○

残留熱除去系海水系ポンプＡ〜Ｄｂ

緊急用海水ポンプ―

非常用ディーゼル発電機ｂ

常設代替高圧電源装置

○

外部電源

ｂ

備

考

大破断ＬＯＣＡ発生に従属して機
能喪失

―

―

格納容器ベント

窒素供給

最終ヒートシンク

電

源

※凡 例
ａ：Ｌ１．５ＰＲＡより選定したＰＤＳとして機能喪失を仮定
ｂ：格納容器破損防止対策の有効性評価において追加的に機能喪失を仮定
ｃ：ａ又はｂに従属した機能喪失を仮定○：有効性評価上期待する設備―：機能喪失を仮定しないが有効性評価上考慮していない設備

添付 1.3.2-4

初期に緊急用海水ポンプが作動するため本設備は作動しないが，評価上は機能喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

第4表

高圧溶融物／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ），原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）及び溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）において機能喪失を仮定する設備＜評価事故シーケンス＞
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失
機

能

高圧注水

減

圧

低圧注水
格納容器冷却
格納容器下部注水

設

備

状

態※

高圧炉心スプレイ系ポンプ

ａ

原子炉隔離時冷却系ポンプａ

常設高圧代替注水系ポンプｂ

逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＤＢ）［自動，手動］
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）（ＳＡ）［自動］
逃がし安全弁（自動減圧機能）（ＳＡ）［手動］―

低圧炉心スプレイ系ポンプｂ

残留熱除去系ポンプＡ〜Ｃｂ

常設低圧代替注水系ポンプＡ，Ｂ（ＲＰＶ破損前）
常設低圧代替注水系ポンプＡ，Ｂ（ＲＰＶ破損後）代替循環冷却系ポンプＡ，Ｂ（ＲＰＶ破損前）
代替循環冷却系ポンプＡ，Ｂ（ＲＰＶ破損後）―

備

考ＲＰＶ破損シナリオを評価するため原子炉注水機能の喪失を仮定
ＲＰＶ破損前は原子炉注水を考慮しないため本設備は作動しない
ＲＰＶ破損前は原子炉注水を考慮しないため本設備は作動しない○〇（低圧注水ｂ）

ＲＰＶ破損シナリオを評価するため原子炉注水機能の喪失を仮定
ＲＰＶ破損シナリオを評価するため原子炉注水機能の喪失を仮定
ＲＰＶ破損まで原子炉注水を考慮
しない○○（低圧注水ｂ）

ＲＰＶ破損まで原子炉注水を考慮しない〇

可搬型代替注水大型ポンプ―

可搬型代替注水中型ポンプ―

格納容器圧力逃がし装置―

耐圧強化ベント系―

可搬型窒素供給装置○

残留熱除去系海水系ポンプＡ〜Ｄｂ

緊急用海水ポンプ○

非常用ディーゼル発電機ｂ

常設代替高圧電源装置

○

外部電源

ｂ

格納容器ベント

窒素供給

最終ヒートシンク

電

源

※凡 例
ａ：Ｌ１．５ＰＲＡより選定したＰＤＳとして機能喪失を仮定
ｂ：格納容器破損防止対策の有効性評価において追加的に機能喪失を仮定
ｃ：ａ又はｂに従属した機能喪失を仮定○：有効性評価上期待する設備―：機能喪失を仮定しないが有効性評価上考慮していない設備

添付 1.3.2-5

初期に緊急用海水ポンプが作動するため本設備は作動しないが，評価上は機能喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

対策を網羅的に確認する観点で全交流動力電源喪失を仮定

添付資料 1.3.3
外 部 電 源 喪 失 に伴 う原 子 炉 ス ク ラ ム 及 び格 納 容 器 隔 離 に つ い て

原 子 炉 ス ク ラ ム に係 る論 理 回 路 及 び格 納 容 器 隔 離 に係 る論 理 回 路 は原子炉保護系母線 から給 電 されており，通 常 励 磁回路 で構 成 されている （ 第 1図 ， 第 2図 ）。
外 部 電 源 から給 電 され て い る場 合 ，原 子 炉 スク ラ ム 信 号 は，原 子 炉
水 位 低 （ レ ベ ル ３ ）等 の信 号 が発 信 し た際 に ，原 子 炉 ス ク ラ ム に係 る
論 理 回 路 が無 励 磁 状 態 と な る こ と で 発 信 す る 。 ま た ， 格 納 容 器 隔 離 信
号 に つ い て も ，原 子 炉 ス ク ラ ム 信 号 と 同 様 ，原 子 炉 水 位 低（ レ ベ ル ３ ）等 の信 号 が発 信 した際 に ，格 納 容 器 隔 離 に係 る論 理 回 路 が無 励 磁 状 態と な る こ と で 発 信 す る （ 第 2図 ）。
外 部 電 源 が喪 失 し た場 合 ，非 常 用 電 源 か ら給 電 さ れ る ま で の間 は非常 用 母 線 が 停 電 状 態 と な る こ と に 伴 い ，原 子 炉 保 護 系 母 線 が 停 電 す る 。
こ の際 ，原 子 炉 スク ラ ム に係 る論 理 回 路 及 び格 納 容 器 隔 離 に係 る論 理
回 路 が無 励 磁 状 態 と な る た め ，原 子 炉 ス ク ラ ム信 号 及 び格 納 容 器 隔 離
信 号 が 発 信 す る 。 こ の動 作 は ，原 子 炉 保 護 系 母 線 が停 電 し た場 合 に お いて も ， 原 子 炉 施 設 が 安 全 な状 態 と な る 設 計 （ フ ェ イ ル セ ー フ 設 計 ） に基づくものである。

添付 1.3.3-1

常用電源
設備より

常用電源
設備より

D/G

D/G

（２Ｃ）

（２Ｃ）

Ｍ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｃ

動力
変圧器
２Ｃ

M

動力
変圧器
２Ｃ

M

Ｐ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２ＣM

M

ＭＣＣ ２Ｃ系

ＭＣＣ ２Ｃ系

M
原子炉保護系
Ｍ−Ｇ装置２Ａ

M
原子炉保護系
Ｍ−Ｇ装置２Ａ

はずみ車
G

はずみ車
G

自動で
開放される

原子炉保護系母線２Ａ

原子炉保護系母線２Ａ＜外部電源から給電されている場合＞＜外部電源が喪失した場合＞

【凡例】
D/G

：ディーゼル発電機
：変圧器

第 1図

：遮断器

：配線用遮断器

M ：モータ(ポンプ，電動弁等)

実線

G

：電路

：発電機

外 部 電 源 から給 電 さ れ て い る 場 合 及 び外 部 電 源 が

喪 失 し た場 合 の原 子 炉 保 護 系 母 線 ２Ａ の受 電 状 態

添付 1.3.3-2

ＭＣＣ２Ｃ−４

ＭＣＣ２Ｃ−６Ｍ
はずみ車

原子炉保護系用
Ｍ−Ｇ装置２Ａ

原子炉保護系
予備変圧器２ＡＧ

原子炉保護系母線２Ａ

格納容器隔離系ロジックチャンネルＡ

格納容器隔離系ロジックチャンネルＡ
アナログトリップ系原子炉保護系Ａ

１２

原子炉保護系ロジックチャンネルＡ

Ry11
（原子炉
水位低）

Ry1

Ry22
（ドライ
ウェル圧
力高）

Ry2

・外部電源から受電している場合は，原子炉水位低（レベル３）等の信号が発信すると，原子炉保護系ロジックチャン
ネ ル の Ry11〜 Ry22等 の 接 点 が 開 と な り ， Ry1〜 Ry2等 の 励 磁
コイルが無励磁状態となることで，原子炉スクラム信号及び格納容器隔離信号が発信する。
・この際，格納容器隔離系ロジックチャンネルは，原子炉保護系ロジックチャンネルと同様の動作により，格納容器隔
離信号を発信する。ア ナ ロ グ ト リ ッ プ 系 原 子 炉 保 護 系に つ い て も ， 原子炉保護系ロジックチャンネルと同様の動作により，原子炉スクラム信号を 発信する。
・なお，格納容器隔離信号をリセットするためには，原子炉保護系母線の電源を復旧する必要があるため，原子炉保護
系母線に給電するための遮断器を現場にて「入」とする必
要がある。

第 2図

原 子 炉 スク ラ ム に係 る論 理 回 路

及 び格 納 容 器 隔 離 に係 る論 理 回 路 の概 要
添付 1.3.3-3

添付資料 1.3.4
重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

重大事故等対策の有効性評価において行われる各作業について，作業（操作）の概要，作業（操作）時間及び操作の成立性について下記の要領で確認した。
個別確認結果とそれに基づく重大事故等対策の成立性確認を「第 1 表

重大事故等対策の成立性確認」に示す。

「操作名称」
1．作業概要：各作業の操作内容の概要を記載
2．操作時間（1）想定時間（要求時間）： 移動時間＋操作時間に余裕を見て 5 分単位で値を設定。ただし，時間余裕が少ない操作については，1 分単位で値を設定（2）操作時間（実績又は模擬）： 現地への移動時間（重大事故発生時における放射線防護具
着用時間含む，訓練による実績時間，模擬による想定時間等を記載

3．操作の成立性について（1）状況： 対応者，操作場所を記載（2）作業環境： 現場の作業環境について記載
アクセス性，重大事故等の状況を仮定した環境による影響，
暗所の場合の考慮事項など（3）連絡手段： 各所との連絡手段について記載（4）操作性： 現場作業の操作性について記載（5）その他： 対応する技術的能力条文番号を記載

添付 1.3.4-1

第1表
作業項目

作業・操作の内容

高圧注水機能喪失の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）

原子炉への注水機能喪失の確認（手動起動）●原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）

添付 1.3.4-2

機能喪失
の確認

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.1
2.2
2.6

3.2

低圧注水機能喪失の確認●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系）の手動起動操作（失敗）

2.1
2.6

早期の電源回復不能の確認●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動
操作（失敗）

2.3.1
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

早期の電源回復不能の確認●非常用ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

2.3.1
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

操作作業
の
想定時間

2分

2分

4分

1分

2分

訓練 等
から の
実績 時間

2分

2分

3分

1分

2分

重大事故等対策の成立性確認（1／18）
連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易 に操 作で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易 に操 作で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易 に操 作で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易 に操 作で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通 常 の運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易 に操 作で
きる 。

―

作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

放射 線環 境照明

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非常 灯 が使用できない場合には，中央 制御 室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

第1表
作業項目

作業・操作の内容

取水機能喪失の確認●残留熱除去系海水系の手動起動操作（失敗）

崩壊熱除去機能喪失の確認●残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)によるサプレッション・プール
水の除熱操作（失敗）添付 1.3.4-3

機能喪 失
の確認

原子炉停止機能喪失の確認
及び状況判断●原子炉自動スクラム失敗の確認●手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラ
ム確認●原子炉モード・スイッチ「停止」位置への切替操
作●代替制御棒挿入機能による制御棒挿入操作●再循環系ポンプトリップの確認

炉心損傷確認●炉心損傷確認

原子炉圧力容器破損の判断●原子炉圧力容器破損の判
断●溶融炉心の堆積量の確認

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.4.1

2.4.2

2.5

3.2

3.2

操作作業
の
想定時間

4分

10分

3分

2分

5分

訓練 等
から の
実績 時間

2分

5分

2分

1分

4分

重大事故等対策の成立性確認（2／18）
連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.1

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

放射 線環 境照明

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。なお，直流 非 常灯 が使用できない場合には，中央 制 御室 内に配備している可搬型照 明に よ り，照度を確 保す る 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り，照 度を 確保する 。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り，照 度を 確保
する 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

第1表
作業項目

作業・操作の内容

常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

添付 1.3.4-4

常 設 代 替交 流 電 源
設備か ら
の受電 操
作

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備操作●非常用母線の受電準備操
作(現場）

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.
2.1
2.2
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
4.1
4.2
5.1
5.2

操作作業
の
想定時間

4分

訓練 等
から の
実績 時間

4分

重大事故等対策の成立性確認（3／18）
作業 環境
状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

2.3.2 全 2.3.2 全
交流動力
交流 動力
電源喪失
電源 喪失
（ＴＢＤ ， （Ｔ ＢＤ，
ＴＢＵ ）の ＴＢ Ｕ）の
運転 員
場合
場合
（中 央制 御 室）
:30分
:21分
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

上記以外
の場合
:35分

上記 以外
の場 合
:24分

2.3.2 全 2.3.2 全
交流動力
交流 動力
電源喪失
電源 喪失
（ＴＢＤ ， （Ｔ ＢＤ，
ＴＢＵ ）の ＴＢ Ｕ）の
場合
場合
:185分
:152分
上記以外
の場合
:75分

上記 以外
の場 合
:72分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

中央制御室の室温につ いて は，空調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作業 に支 障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照 度 を確 保する。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある場合 】
44mSv/h以下

蓄電池内蔵型照明を作業エリアに配備し てい る ため ，建
屋内非常用照明消灯時における作業性を 確保 し てい る。 ア ク セ ス ル ー ト 上
また ，ヘ ッ ドラ イト に 支 障 と な る 設 備
や Ｌ Ｅ Ｄ ラ イ ト を はな い。
携行 して い るた め，
蓄電池内蔵型照明が使用できない場
合に おい て も，操作に影 響は な い。

通常運転時と同程
度。

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

温度 ・湿 度周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

携行型有線通話装
置 ，電 力保 安通 信 用
電話 設備（ 固定 電 話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備によ
り ，中 央制 御室 と の連絡 が可 能 であ る 。

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容易 に 操
作で きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.14

第1表
作業項目

添付 1.3.4-5

常 設 代 替交 流 電 源設備か らの給電作業・操作の内容

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電操作●非常用母線の受電操作

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）●不要負荷の切離操作（中央制御室）

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）●不要負荷の切離操作(現
場）

操作作業
の
想定時間

8分

訓練 等
から の
実績 時間

7分

重大事故等対策の成立性確認（4／18）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響はな い。

2.3.2 全 2.3.2 全
交流動力
交流 動力
電源喪失
電源 喪失
（ＴＢＤ ， （Ｔ ＢＤ ，ＴＢＵ）の ＴＢ Ｕ ）の
運転 員
場合
場合
（中 央制 御 室）
:9分
:7分
上記以外
の場合
:5分

6分

上記 以外
の場 合
:4分

4分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境42分

運転 員
重大 事 故等
対応 要員
（現 場）

通常運転時と同程度。

明【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

2.3.1
2.3.3
2.8

50分

照

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて 中央
制御室内に配備している可搬型照明によ り ，照 度を 確 保する 。
蓄電池内蔵型照明を作業エリアに配備し てい る ため ，建
屋内非常用照明消灯時における作業性を 確保 し てい る 。
また ，ヘッ ドラ イ ト
やＬＥＤライトを携行 して い るた め ，蓄電池内蔵型照明が使用できない場
合に おい て も，操 作に影 響は な い。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

通常運転時等に行う遮断器操作と同じで あり ，容 易 に操
作で きる 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.14

第1表
作業項目

中央 制御
室か らの
高圧 代替
注水 系起
動操作

添付 1.3.4-6

常 設 低 圧代 替 注 水系 ポ ン プを 用 い た低 圧 代 替注水系（常設）による
原 子 炉 注
水 操 作 及び 代 替 格納 容 器 スプ レ イ 冷却 系 （ 常設）による格 納 容 器
冷却操作

作業・操作の内容

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

高圧代替注水系起動操作●高圧代替注水系による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作

操作作業
の
想定時間

訓練 等
から の
実績 時間

4分

2分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水に必要な負荷の電源
切替操作

6分

5.2

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作2.6

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水の系統構成操作及び
起動操作

2.1
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
5.2

4分

2分

3分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.2

作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室内に配備している可搬型
照明 によ り ，照 度 を確保 する 。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容 易に 操
作で きる 。

1分

運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

3分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必 要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

2.3.2
高圧代替注水系起動操作●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作
及び起動操作

重大事故等対策の成立性確認（5／18）

4分

3分

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

1.4

第1表
作業項目

作業・操作の内容
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水及び代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な負荷の電源切替操作

添付 1.3.4-7

常 設 低 圧代 替 注 水系 ポ ン プを 用 い た低 圧 代 替注水系（常設）による
原 子 炉 注
水 操 作 及び 代 替 格納 容 器 スプ レ イ 冷却 系 （ 常設）による格 納 容 器ス プ レ イ操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の起動操
作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統
構成操作及び起動操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格
納容器冷 却 操作及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷 却 操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.2
3.1.3

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.2
3.1.3

操作作業
の
想定時間

4分

2分

3分

6分

訓練 等
から の
実績 時間

重大事故等対策の成立性確認（6／18）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度3分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響はな い。

1分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響はな い。

3分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響はな い。

6分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境照明約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

連絡 手段

操作 性

―

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様であり，容 易に 操
作で きる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.6
1.8

第1表
作業項目

作業・操作の内容

添付 1.3.4-8

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
常 設 低 圧 レイ冷却系（常設）による格代 替 注 水 納容器スプレイ操作及び低系 ポ ン プ 圧代替注水系（常設）によるを 用 い た 原子炉注水操作
低 圧 代 替 ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水
注水系（常系（常設）による原子炉注設）による水の流量調整操作
原 子 炉 注
水 操 作 及 常設低圧代替注水系ポンプび 代 替 格 を用いた代替格納容器スプ
納 容 器 ス レイ冷却系（常設）による格
プ レ イ 冷 納容器冷却操作（原子炉圧力
却 系 （ 常 容器破損後）設）による ● 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン
格 納 容 器プを用いた代替格納容器
冷却操作
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）
常設低圧代替注水系ポンプ
格 納 容 器 を用いた格納容器下部注水
下 部 注 水 系（常設）によるペデスタル
系（常設） （ドライウェル部）注水操作に よ る ペ ●常設低圧代替注水系ポン
デス タルプを用いた格納容器下部
注水系（常設）によるペデ（ド ライ
スタル（ドライウェル部）
ウェル部）
注水操作及び水位制御操
への注水
作

手動 操作
によ る減
圧（逃がし
安全 弁の
手動 操作
によ る減
圧）

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

3.1.3

3.2

3.2

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

2.3.2

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）7個の手動開放操作

2.1
2.3.1
2.3.2
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8

操作作業
の
想定時間

6分

1分

1分

4分

1分

訓練 等
から の
実績 時間

5分

重大事故等対策の成立性確認（7／18）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境約60mSv／7日間

照明直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

1分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。

3分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室内に配備している可搬型
照明により，照度を確 保す る 。

1分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影響はない。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する 。

1分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.6
1.8

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

1.8

1.3

周辺には支障となる設 備は な い。

第1表
作業項目

手動操 作
による 減
圧（逃がし
安全弁 の
手動操 作
による 減
圧）

作業・操作の内容

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）6個の手動開放操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作●逃がし安全弁（自動減圧機
能）2個の手動開放操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持●逃がし安全弁（自動減圧機
能）1個の手動開放操作

添付 1.3.4-9

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型設備用軽油タンク
からタンクローリへの給
油操作

可搬型 設
備用軽 油
タンク か
ら各機 器
への給油

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

タンクローリによる燃料給油操作●可搬型窒素供給装置への給油操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

操作作業
の
想定時間

訓練 等
から の
実績 時間

2.3.3

1分

1分

3.2

1分

1分

5.1
5.2

1分

1分

2.1
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.2
2.6
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
4.1
4.2
2.1
2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.4.2
2.6
2.8
3.1.3
4.1
4.2

3.1.2
3.2

90分

適宜実施
3.5時間 に1回給油 ※ 1

適宜実施
2.2時間 に1回給油 ※ 1

80分

18分

28分

重大事故等対策の成立性確認（8／18）
連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操作 は，通常 の運転操作で実施する操作と同様である こと か ら，容易に 操作 で きる。

1.3

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手 順は な く，容易に 操作 で きる。

作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影響はない。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する 。

屋外 での 作 業。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある場合 】
6mSv／h以下

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。

屋外 での 作 業。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
6mSv／h以下

車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

15mSv／h以 下車両の作業用照明・ヘッドライト・ＬＥＤライトにより，操作可能である。夜間においても，操作に影響は ない 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

放射 線環 境屋外 での 作 業。

衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。
衛星電話設備（固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線 連
絡設 備（ 固 定型 ，携 帯型 ）， 電 力 保 安 通 信 用
電話設備（固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端 末 ）， 送
受話 器の う ち，使用 可
能な 設備 に より ，災 害対策本部との連絡が可能 であ る 。

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手 順は な く，容易に 操作 で きる。

燃料給油の各操
作には複雑な操
作手 順は な く，容易に 操作 で きる。

※ 1:燃 料が 枯 渇し な いた めに 必 要な 給 油 時 間の 間 隔（ 許容 時 間）

1.14

第1表
作業項目

水 源 補 給操作

添付 1.3.4-10

代 替 循 環冷 却 系 によ る 原 子炉 注 水 操作 及 び 格納 容 器 除
熱操作

格納 容器
内の 水素
濃度 及び
酸素 濃度
監視

作業・操作の内容

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作●可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等の操作

代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器
除熱操作●代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原
子炉注水並びに格納容器
除熱に必要な負荷の電源
切替操作
代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器
除熱操作●代替循環 冷却系に よる原子炉注水並びに格納容器
除熱の系統構成操作及び起動操作

水素濃度及び酸素濃度監視
設備の起動操作●水素濃度及び酸素濃度監
視設備の起動操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3

操作作業
の
想定時間

180分

6分

訓練 等
から の
実績 時間

164分

4分

重大事故等対策の成立性確認（9／18）
況
温度 ・湿 度

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

3.1.2
3.2

35分

3.1.2
3.1.3
3.2

8分

27分

8分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース 接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能であ る。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はな く ，十 分な 作 業
スペースを確保し
てい る。

1.13

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

作業 環境
状

屋外 での 作 業。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境【炉 心 損傷 が な い場合】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉 心 損傷 が あ る場
合】
15mSv／h以 下

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）車両の作業用照明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は ない。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.6
1.7
1.8

1.9

作業項目

緊 急 用 海水 系 に よる 冷 却 水確保

添付 1.3.4-11

緊 急 用 海水 系 を 用い た 残 留熱 除 去 系
（ 低 圧 注
水系，格納
容 器 ス プレ イ 冷 却
系，サプレ
ッ シ ョ
ン・プール
冷却系）に
よ る 原 子炉 注 水 操作 及 び 格納 容 器 除熱操作

作業・操作の内容

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作●緊急用海水系による海水通水に必要な負荷の電源
切替操作

緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作●緊急用海水系による海水
通水の系統構成操作及び起動操作
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プール冷却操作●緊急用海水系による海水
通水の系統構成操作及び起動操作
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

3.1.2
3.2

3.1.2
3.2

2.4.1
2.8

操作作業
の
想定時間

4分

20分

20分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（10／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

3分

16分

16分

作業 環境
況
温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。
直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.5

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

1.4
1.5

2.4.1
2.8

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

作業項目

作業・操作の内容

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操
作●格納容器圧力逃がし装置に よ る 格 納 容 器 除 熱の 準
備操作（中央制御室での第一弁操作）

添付 1.3.4-12

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備操
作●第二弁現場操作場所への移動

格 納 容 器圧 力 逃 がし 装 置 によ る 格 納容 器 除 熱操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止
操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3

操作作業
の
想定時間

5分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（11／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

4分

3.1.3

45分

41分

2.1
2.4.2
2.6

格納容器
ベント実
施後，適
宜状態監
視

4分

3分

2分

作業 環境
況

温度 ・湿 度

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

通常運転時と同程度。

運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に運転 員上昇する可能性が（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

3.1.3

2分

2分

放射 線環 境照明

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

非常用照明又は直流非常灯が点灯す
ることにより操作に影 響は な い。必 要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確保する。

14mSv/h以下

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がない
ため高線量とな
るこ とは な い。
【炉心損傷がある
場合 】
約60mSv／7日間

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

約60mSv／7日間

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 す
る。

連絡 手段

操作 性

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

携行型有線通話装置，電 力 保安 通信 用
電話 設備（固 定電 話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中 央 制御 室と の連絡 が可 能 であ る。

通常運転時等に行う弁の手動操作と同様 であ り ，容 易 に操作 でき る 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.5
1.7

作業項目

添付 1.3.4-13

低 圧 代 替
注水系（可搬型）を用い た 原 子炉 注 水 操作 及 び 代替 格 納 容器 ス プ レ
イ 冷 却 系
（可搬型）に よ る 格納 容 器 スプ レ イ 操
作

可搬 型窒
素供 給装
置に よる
格納 容器
への 窒素
供給

作業・操作の内容

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等の
操作

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水の系統構成操作

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系
統構成操作

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●可搬型窒素供給装置の移動，接続操作及び起動操
作

2.3.1
2.3.2
2.3.3
2.8

3.1.2
3.2

操作作業
の
想定時間

170分

125分

175分

180分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（12／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

作業 環境
況
温度 ・湿 度154分

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

115分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

124分

176分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

屋外 での 作 業。

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

屋外 での 作 業。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

車両の作業用照明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は ない。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 はない 。

15mSv／h以 下

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

連絡 手段

操作 性

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。
携行型有線通話装置，電力 保安 通 信用
電話 設備（固 定 電話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制御 室 との連絡 が可 能 であ る。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース 接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能であ る。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はな く ，十 分な 作 業
スペースを確保してい る。

通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

携行型有線通話装置，電力 保安 通 信用
電話 設備（固 定 電話機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制御 室 との連絡 が可 能 であ る。

通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。

車両の作業用照明・ヘ ッド ライ ト ・ＬＥＤライトによ アクセスルート上
り，操作可能であ に支障となる設備る 。 夜 間 に お い て はな い。
も ，操 作に 影響 は ない。

衛星 電話 設 備（ 固定型 ， 携 帯 型 ）， 無 線
連絡 設備 （ 固定 型，
携 帯 型 ）， 電 力 保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端末 ）， 送 受 話 器 の う
ち，使用 可能 な 設備によ り，災害 対 策本部との連絡が可能
であ る。

可搬型代替注水中型ポンプからのホース 接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能であ る。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はな く ，十 分な 作 業
スペースを確保し
てい る。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.6
1.13

1.9

作業項目

自動減 圧
系起動 阻
止操作

作業・操作の内容

自動減圧系等の起動阻止操作●自動減圧系の起動阻止ス
イッチを用いた自動減圧
系及び過渡時自動減圧機
能の自動起動阻止操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.5

操作作業
の
想定時間

1分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（13／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

1分

作業 環境
況
温度 ・湿 度運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

放射 線環 境炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）明

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

周辺には支障となる設 備は な い。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.1

ほう酸 水
注入

添付 1.3.4-14

低圧炉 心
スプレ イ
系の起動

残留熱 除
去系の 破
断箇所 隔
離

ほう酸水注入系の起動操作●ほう酸水注入系の起動操作

低圧炉心スプレイ系の起動
操作●低圧炉心スプレイ系の起動操作

中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作●残留熱除去系の注入弁の閉止操作（失敗）●残留熱除去系のレグシー
ルポンプの停止操作
現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作●保護具装備/装備補助●残留熱除去系の注入弁閉止操作のための現場移動●残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作

2.5

2.7

2.7

2.7

2分

2分

2分

115分

運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

2分

運転 員
通常運転時と同程（中 央制 御 室） 度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

108分

操作現場の温度は
40 ℃ 程 度 ， 湿 度 は100% 程 度 と な る 可
能性 があ る が，保 護具を装着すること
から ，問 題 はな い 。

操作現場の放射線
線量率は最も高い
地 点 で 約 15.2mSv／
hで あ り ， 作 業 時 間は 60 分 ※ １ で あ る た
め ， 約 15.2mSvの 被
ばく とな る 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行して いる た め，建 屋
内非常用照明が消灯した場合においても ，操作 に影 響 は
ない 。

2分

2分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

1.4

1.3
通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり，容易に 操作 で きる 。

※１：原子炉建屋原子炉棟内での作業時間にて被ばく評価を実施。

作業項目

添付 1.3.4-15

残 留 熱 除去系（低圧注水系，格納 容 器 スプ レ イ 冷却系，サプ
レ ッ シ ョン・プール冷却系）によ る 原 子炉 注 水 操作 及 び 格納 容 器 除
熱操作

残留熱 除
去系（サプ
レッシ ョ
ン・プール
冷却系）に
よるサ プ
レッシ ョ
ン・プール
水の除 熱
操作

作業・操作の内容
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系海水系の起動操作
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
冷却操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（1系列）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（2系列）

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.3.1
2.3.2
2.3.3

操作作業
の
想定時間

4分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（14／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

2分

作業 環境
況
温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.5

2.3.1
2.3.2
2.3.3

2.7

2.2

2.5

2分

6分

4分

6分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯することにより操作に 影響 は ない 。必要に応じて中央制
御室内に配備している可搬型照明に
より ，照度 を確 保 する。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

6分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

4分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

6分

運転 員
（中 央制 御 室）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 できる 。

―

中央制御室での操
作は，通 常の 運転 操作で実施する操作と同様であることから，容 易に 操作 で
きる 。

1.5
1.6

作業項目

使用 済燃
料プ ール
への 注水
操作

添付 1.3.4-16
待機 中の
残留 熱除
去系（低圧
注水系）に
よる 原子
炉注 水操
作

作業・操作の内容

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）を使用した
使用済燃料プールへの注水
操作●可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等の操作
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）を使用した
使用済燃料プールへの注水
操作●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）を使用した使用済燃料プー
ル注水の系統構成操作（電動弁の開操作）事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

4.1
4.2

4.1
4.2

操作作業
の
想定時間

170分

4分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（15／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

154分

3分

作業 環境
況
温度 ・湿 度

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

屋外 での 作 業。

放射 線環 境炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

連絡 手段

操作 性

衛星 電話 設 備（ 固定 可 搬 型 代 替 注 水 中型，携帯 型），無 線連 型 ポ ン プ か ら の ホ
車両の作業用照絡設 備（ 固 定型 ，携 ース 接続 は ，専 用 の明・ヘ ッド ライ ト ・帯型），電 力保 安 通信 結 合 金 具 を 使 用 し
Ｌ Ｅ Ｄ ラ イ ト に よ ア ク セ ス ル ー ト 上 用電 話設 備 （固 定電 て 容 易 に 接 続 可 能
り ， 操 作 可 能 で あ に 支 障 と な る 設 備 話機 ，Ｐ Ｈ Ｓ端 末）， であ る。
る 。 夜 間 に お い て はな い。
送受 話器 の うち ，使 作 業 エ リ ア 周 辺 にも ，操 作に 影響 は な
用可 能な 設 備に よは ，支 障と なる 設 備
い。
り， 災害 対 策本 部と はな く ，十 分な 作 業の連 絡が 可 能で あスペースを確保しる。
てい る。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

周辺には支障となる設 備は な い。

―

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作●残留熱除去海水系の起動
操作

5.1
5.3

4分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

5.1
5.3

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

周辺には支障となる設 備は な い。

―

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の
停止操作

5.1

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない

周辺には支障となる設 備は な い。

―

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.11
1.13

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.4

作業項目

待機 中の
残留 熱除
去系（停止
時冷却系）
を用 いた
原子 炉停
止時 冷却
系に よる
原子 炉除
熱操作

作業・操作の内容
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成
操作（中央制御室）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成
操作（現場）

添付 1.3.4-17

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動準備操作

待機 中の
残留 熱除
去系 を用
いた 原子
炉停 止時
冷却 系に
よる 崩壊
熱除 去機
能復旧

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作●残留熱除去系海水系の手動起動操作（失敗）
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱
操作●緊急用海水系による海水
通水の系統構成操作及び起動操作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

5.1

5.1

5.1

5.2

5.2

5.2

操作・作業
の
想定時間

30分

45分

6分

6分

4分

20分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（16／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

16分

40分

4分

5分

2分

16分

作業 環境
況
温度 ・湿 度

放射 線環 境通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

へッドライトやＬ
ＥＤライトを携行しているため，建
屋内非常用照明が消灯した場合においても，操作に影響は ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯することにより操作に 影響 は ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（現 場）

照

明

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確保す る。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。
必要に応じて中央
制御室内に配備している可搬型照明
により，照度を確
保す る。

連絡 手段

操作 性

周辺には支障となる設 備は な い。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

アクセスルート上に支障となる設備
はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通 信用
電話 設備（ 固定 電話
機，ＰＨＳ端末）,
送 受 話 器 の う ち ,使用可能な設備により，中央 制 御室 との連絡 が可 能 であ る。

通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

周辺には支障となる設 備は な い。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.5

1.4
1.5

作業
項目

作業・操作の内容

待機中の
残留熱除
去系を用
いた原子
炉停止時
冷却系に
よる崩壊
熱除去機
能復旧

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

原子炉保護系母線の受電操
作●原子炉保護系母線の復旧
準備操作

添付 1.3.4-18

原子炉 保
護系母 線
の復旧

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

5.2

5.1
5.2

原子炉保護系母線の受電操
作●原子炉保護系母線の復旧操作（中央制御室）

5.1
5.2

原子炉保護系母線の受電操
作●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

5.1
5.2

操作作業
の
想定時間

6分

10分

10分

105分

第1表

重大事故等対策の成立性確認（17／18）

訓練 等
から の
実績 時間

状

4分

8分

7分

94分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.4
1.5

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

作業 環境
況
温度 ・湿 度

放射 線環 境運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（現 場）

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照
明により，照度を確保す る。
非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照
明により，照度を確保す る。
蓄電池内蔵型照明を
作業エリアに配備しているため，建屋内
非常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライトやＬＥＤ
ライトを携行しているため，蓄電池内蔵型照明が使用できな
い場合においても，操作 に影 響 はな い。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

アクセスルート
上に支障となる
設備 はな い 。

―

通常運転時等に行うＮＦＢ操作と同様で あり ，容易 に 操
作で きる 。

1.4

作業
項目

作業・操作の内容

原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動操作●原子炉建屋ガス処理系の起動操作
原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動操
作●中央制御室換気系の起動操作

添付 1.3.4-19

中央制御室待避室の準備操
作●中央制御室待避室内の正圧化準備操作

居住性 の確保

中央制御室待避室の準備操
作●可搬型照明（ＳＡ）の設
置

中央制御室待避室の準備操
作●データ表示装置（待避室）の起動操作

中央制御室待避室の準備操
作●衛星電話設備（可搬型）（待避室）の設置

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプ
レッション・チェンバ側）●中央制御室待避室内の正圧化操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

第1表

重大事故等対策の成立性確認（18／18）

操作作業
の
想定時間

訓練 等
から の
実績 時間

状

5分

3分

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.3

3.1.3

3.1.3

3.1.3

温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）
6分

3.1.3

作業 環境
況

20分

15分

15分

5分

5分

5分

15分

8分

11分

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

4分

運転 員
（中 央制 御 室）

4分

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

約60mSv／7日間

照明直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。

直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。
直流非常灯が点灯することにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により，照度を確 保す る 。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

周辺には支障となる 設備 は ない。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.16

添付資料 1.3.5
事象発生時の状況判断について

有効性評価では，事象発生直後はプラント状況の確認と状況判断のみ を 実 施 す る こ と と し ，事 故 対 応 操 作 は 原 則「 事 象 発 生 10 分 」以 降 から開始するものとし，その後に自動起動に失敗した非常用炉心冷却系等の手動起動操作を含めた事故対応操作を開始するものとしている。
「 事 象 発 生 10 分 」の 間 に 余 裕 を も っ て 状 況 判 断 が 実 施 可 能 で あ る こと を 第 1 図 か ら 第 14 図 に 示 す 。
な お ， 以 下 の 事 象 に つ い て は ，「 事 象 発 生 10 分 」 後 ， 連 続 し て 事 故
対応を行うものではないため，ここでの整理の対象外としている。
・想定事故１・想定事故２・崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機
能喪失）
・原子炉冷却材の流出（停止時）・反応度の誤投入（停止時）

添付 1.3.5-1

凡例
解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】「0 秒」

給水流量の全喪失（外部電源喪失）「約 9 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」添付 1.3.5-2「約 20 秒後 」

：プラント状態：確認：故障を想定するもの

原子炉スクラム・タービン停止確認

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 3 分後」「約 5 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

約 5 分間の余裕

外部電源喪失確認※

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動確認※※：外部電源がない場合に確認が必要となる項目

第1図

高圧・低圧注水機能喪失の状況判断

凡例
解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】

：確認

「0 秒」

給水流量の全喪失（外部電源喪失）「約 9 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」：故障を想定するもの

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-3「約 20 秒後 」

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 3 分後」「約 5 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

約 5 分間の余裕

外部電源喪失確認※

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動確認※※：外部電源がない場合に確認が必要となる項目

第2図

高圧注水・減圧機能喪失の状況判断

凡例
解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】

：確認

「0 秒」

外部電源喪失「約 13 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」：故障を想定するもの

注：「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」の重要事故シーケンスにおいては，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」との従属性を考慮して，外部電源喪失を想定する。

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-4

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 212 秒後 」

「約 5 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

外部電源喪失確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗確認「約 7 分後」

約 3 分間の余裕

第3図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）及び津波浸水による最終ヒートシンク喪失の状況判断【解析上の時間】

乾電池内蔵型照明の準備※（ヘッドライト等）

【実操作】

「0 秒」

解析上で想定している事象※全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）時は中央制御室内の照度が著しく低下するため状況判断前に乾電池内蔵型照明を装備する

凡例：プラント状態：確認：故障を想定するもの「約 1 分後」

外部電源喪失：判断

直流電源喪失「約 2 分後」「約 212 秒後 」

原子炉スクラム・タービン停止確認

直流電源喪失確認

添付 1.3.5-5

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 6 分後」

外部電源喪失確認

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認「約 8 分後」

全交流動力電源喪失／
直流電源喪失判断

11 分（評価上の想定）
約 3 分間の余裕

第4図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）の状況判断

凡例
解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】：プラント状態：確認「0 秒」：故障を想定するもの

外部電源喪失原子炉水位低（レベル３）到達「約 13 秒後」

「約 1 分後」

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-6

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 212 秒」「約 5 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認

外部電源喪失確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗確認

第5図

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）の状況判断「約 7 分後」

約 3 分間の余裕凡例
解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】「0 秒」：プラント状態：確認

外部電源喪失逃がし安全弁 1 弁の開固着：故障を想定するもの

原子炉水位低（レベル３）到達「約 13 秒後」

「約 1 分後」

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-7

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 185 秒」「約 5 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動確認「約 6 分後」

逃がし安全弁の開固着確認「約 7 分後」

約 3 分間の余裕

外部電源喪失確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗確認

第6図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の状況判断

凡例
解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】

：確認

「0 秒」

給水流量の全喪失（外部電源喪失）「約 9 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」：故障を想定するもの

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-8「約 20 秒後 」

「原子炉水位異常低下（レベル２）」
高圧注水機能作動値到達「約 3 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動確認

高圧炉心スプレイ系
停止確認

外部電源喪失確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル
停止確認「約 5 分後」

約 5 分間の余裕

第7図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の状況判断

凡例
解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】
「0 秒」

：確認

給水流量の全喪失（外部電源喪失）「約 9 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」添付 1.3.5-9原子炉スクラム・タービン停止確認「約 20 秒後 」

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 3 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動確認「約 5 分後」

高圧炉心スプレイ系
自動起動確認約 5 分間の余裕

外部電源喪失確認※

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動確認※※：外部電源がない場合に確認が必要となる項目

第8図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の状況判断

解析上で想定している事象凡例：プラント状態【解析上の時間】【実操作】
「0 秒」

：確認

主蒸気隔離弁誤閉止（外部電源喪失）：故障を想定するもの：判断：解析上考慮しない「約 2 秒」

原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）
到達

原子炉自動スクラム失敗確認：事象発生 10 分の状況判断
対象外

手動スクラム・スイッチによる原子炉スクラム操作「57 秒後」添付 1.3.5-10

格納容器圧力高（13.7kPa）
到達

タービン停止確認

サプレッション・プール水温度（49℃）到達

外部電源喪失確認※

代替制御棒挿入機能の手動操作による制御棒挿入操作

給水・復水系の停止確認

原子炉停止機能喪失判断

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機自動起動確認※

再循環系ポンプ
トリップ確認「約 1 分後」「85 秒後」「約 2 分後」復水器ホットウェル水位低下「131 秒後」「約 3 分後」「153 秒後 」「約 4 分後」「約 5 分後」「約 6 分後」

原子炉水位異常低下（レベル２）到達

原子炉モード・スイッチによる原子炉手動スクラム操作

主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）による原子炉圧力制御確認

非常用炉心冷却系等の自動起動の確認※：外部電源がない場合に確認が必要となる項目
約 3 分間の余裕「約 7 分後」

原子炉隔離時冷却系の自動起動確認

第9図

原子炉停止機能喪失の状況判断

解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】凡例：プラント状態

原子炉冷却材の喪失（中破断ＬＯＣＡ）（給水流量の全喪失）（外部電源喪失）

「0 秒」

：確認
：故障を想定するもの

原子炉水位低（レベル３）到達「約 10 秒後 」

「約 1 分後」

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-11

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 22 秒後 」

格納容器圧力高（13.7kPa）到達「約 40 秒後 」

「約 3 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認
外部電源喪失確認「約 4 分後」「約 5 分後」

約 5 分間の余裕

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動失敗確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

第 10 図２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動確認

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の状況判断

凡例
解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】
「0 秒」

：確認
：故障を想定するもの

インターフェイスシステムＬＯＣＡ（給水流量の全喪失）（外部電源喪失）：判断

原子炉水位低（レベル３）到達「約 9 秒後 」「約 1 分後」

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-12

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 20 秒後 」

外部電源喪失確認「約 3 分後」「約 5 分後」「約 7 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動確認

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
自動起動確認

インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ発生を判断

約 3 分間の余裕

第 11 図

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）の状況判断

凡例

解析上で想定している事象：プラント状態【解析上の時間】【実操作】
「0 秒」

：確認
原子炉冷却材の喪失(大破断ＬＯＣＡ)（外部電源喪失）：故障を想定するもの

格納容器圧力高（13.7kPa）到達「約 1 秒後 」

原子炉水位異常低下（レベル２）到達「約 3 秒後 」

原子炉スクラム・タービン停止確認「約 1 分後」添付 1.3.5-13

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認「約 3 分後」「約 4 分後」

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動失敗確認

燃料被覆管温度
1000K に到達

「約 4.3 分後 」

「約 5 分後」

高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認「約 8 分後」

炉心損傷確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗確認

燃料被覆管温度
1200℃に到達「約 9.3 分後 」

約 2 分間の余裕

外部電源喪失確認

第 12 図雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損），水素燃焼の状況判断

凡例
解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】「0 秒」

給水流量の全喪失（外部電源喪失）「約 9 秒後 」

原子炉水位低（レベル３）到達「約 1 分後」：プラント状態：確認：故障を想定するもの

原子炉スクラム・タービン停止確認添付 1.3.5-14「約 20 秒後 」

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値到達「約 3 分後」

原子炉隔離時冷却系
自動起動失敗確認

外部電源喪失確認

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
約 5 分間の余裕「約 5 分後」

第 13 図高圧炉心スプレイ系
自動起動失敗確認

及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機自動起動失敗確認

高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用，
溶融炉心・コンクリート相互作用の状況判断

凡例
解析上で想定している事象【解析上の時間】【実操作】

：確認

「0 秒」

：故障を想定するもの

外部電源喪失添付 1.3.5-15

外部電源喪失確認「約 5 分後」

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル「約 7 分後」：プラント状態

発電機自動起動失敗確認

約 3 分間の余裕

第 14 図全交流動力電源喪失（停止時）の状況判断

添付資料 1.3.6
有効性評価における運転員等の操作余裕時間の仮定について事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については，原則として，中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作開始条件に達したことを起点として，確実な実施のための時間余裕を含め，以下に示す時間で実施するものとして考慮する。
(1) 有 効 性 評 価 に お け る 解 析 で 仮 定 し た 運 転 員 等 の 操 作 時 間 余 裕 は ，
実 際 の 操 作 に 要 す る 時 間 の 不 確 定 性 を 考 慮 し ，以 下 の 考 え 方 に 基 づ
き設定する。
ａ ．事 象 発 生 直 後 の 中 央 制 御 室 で は 10 分 間 ※ １ の 状 況 確 認 を 行 う もの と し ，状 況 確 認 後 に 引 き 続 い て 実 施 す る 操 作 に つ い て は ，状 況
確 認 10 分 ＋ 操 作 時 間 ※ ２ と す る 。
ｂ．操作開始条件に到達したことを起点とした操作については，操作開始条件到達時点から操作時間※２を考慮する。
ｃ．ただし，パラメータ変化が緩やかで対応操作までの時間余裕
が 十 分 確 保 で き ，数 分 の 操 作 遅 れ の 評 価 項 目 に 与 え る 影 響 が 軽 微な 操 作 に つ い て は ，操 作 開 始 条 件 に 到 達 し た 時 点 で 操 作 が 完 了 す
るものとする。
ｄ．その他，設定した時間までに時間余裕が十分ある操作については，設定時間で操作完了するものとする。
※1

原子炉スクラム確認は，事象発生後の最初の確認項目で
あ り ，ス ク ラ ム に 失 敗 し て い る 場 合 は ，直 ち に ス ク ラ ム 失
敗 時 の 運 転 手 順 に 移 行 し ，原 子 炉 出 力 の 抑 制 操 作 な ど を 実
施 す る 。こ の た め ，10分 間 の 状 況 確 認 時 間 を 設 定 す る と 実
際 の 運 転 手 順 に 即 し た 有 効 性 評 価 と な ら な い こ と か ら ，原
添付 1.3.6-1

子 炉 停 止 機 能 喪 失 で は ，10分 の 状 況 確 認 時 間 を 設 定 せ ず に ，
個別に状況確認時間を設定する。
※2

訓練等に基づく実移動時間や操作等に必要な時間から保守的に設定している。

(2)(1)の 基 本 設 定 に お い て ａ ． 及 び ｂ ． に 分 類 さ れ る 操 作 時 間 の
積 上 げ に つ い て は ， 原 則 5分 単 位 で 切 り 上 げ た 時 間 を 設 定 す る 。
た だ し ， 以 下 の 操 作 に つ い て は ， 5分 単 位 の 切 上 げ を 行 わ な い も
のとする。

①

原子炉スクラム失敗時の対応操作
原 子 炉 ス ク ラ ム 失 敗 を 確 認 し た 後 に ，直 ち に 実 施 す る 一 連 の 操
作 で あ り ， 5分 単 位 の 切 上 げ を 行 う こ と で ， 実 際 の 運 転 手 順 に 即し た 有 効 性 評 価 と な ら な い た め ，切 上 げ 処 理 は 行 わ な い も の と する。

②

可搬型設備による原子炉注水準備完了後の原子炉減圧
時 間 余 裕 を 含 め て 設 定 し た 可 搬 型 設 備 の 準 備 操 作 後 に ，一 連 の
操 作 と し て 行 う 短 時 間 の 単 一 操 作 で あ る た め ，切 上 げ 処 理 は 行 わ
ないものとする。

③

原子炉圧力容器破損時の対応操作
原子炉圧力容器破損判断で実施する操作については，原子炉圧

力容器破損前に破損の兆候を検知し，破損判断パラメータを常時監視することによって，原子炉圧力容器破損後に時間遅れなく操作に移行できるため，切上げ処理は行わないものとする。
(3) 有 効 性 評 価 に お け る 操 作 時 間 は ，「 技 術 的 能 力 に 係 る 審 査 基 準 への適合状況説明資料」で示している操作時間と同一又は時間余裕を踏まえて設定する。
添付 1.3.6-2

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 1／ 19）

運転員等操作

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作

添付 1.3.6-3高圧・低圧注水機能喪失

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 か ら 25分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作することが可能

格納容器圧力0. 3 1M Pa [g ag e] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作するこ
とが可能

第 1表
重要事故
シーケンス等

高圧注水・減圧機能喪失運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 2／ 19）

運転員等操作

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プール冷却系）運転操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

原 子 炉 水 位 高（ レ ベ ル ８ ）到 達 か ら 5分 後ｂ
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）に到達 し た 後 に 操 作 に 要 す る 時 間 を 積 み 上 げ 5分
単位で切上げ添付 1.3.6-4

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 3／ 19）

運転員等操作

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 8時 間 1分 後ｂ
余裕時間を含めて設定した可搬型設備の準備
時間に，短時間の単一操作である減圧操作の時間を積上げ代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 可 搬型）による格納容器冷却操作

格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
く，操作開始条件到達時には操作することが可能

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）に よ る
原子炉注水操作及び残留熱除去系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ）に よ る
格納容器除熱操作

事 象 発 生 2 4 時 間 10 分 後ｂ
非常用母線の受電完了後に操作に要する時間
を 積 み 上 げ 5分 単 位 で 切 上 げ

逃がし安全弁による原子炉急速減
圧操作

添付 1.3.6-5

全交流動力電
源喪失（長期ＴＢ）

解析上の操作開始条件

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 4／ 19）

運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 25分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ事 象 発 生 8時 間 1分 後ｂ
余裕時間を含めて設定した可搬型設備の準備
時間に，短時間の単一操作である減圧操作の時間を積上げ代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 可 搬型）による格納容器冷却

格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
く，操作開始条件到達時には操作することが可能

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）に よ る
原子炉注水操作及び残留熱除去系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ）に よ る
格納容器除熱操作

事 象 発 生 か ら 24 時 間 1 0 分
後ｂ
非常用母線の受電完了後に操作に要する時間
を 積 み 上 げ 5分 単 位 で 切 上 げ

高圧代替注水系の起動操作

添付 1.3.6-6

逃がし安全弁による原子炉急速減
圧操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，Ｔ
ＢＵ）

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 5／ 19）

運転員等操作

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 3時 間 1分 後ｂ
余裕時間を含めて設定した可搬型設備の準備
時間に，短時間の単一操作である減圧操作の時間を積上げ代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 可 搬型）による格納容器冷却操作

格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
く，操作開始条件到達時には操作することが可能

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）に よ る
原子炉注水操作及び残留熱除去系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ）に よ る
格納容器除熱操作

事 象 発 生 2 4 時 間 10 分 後ｂ
非常用母線の受電完了後に操作に要する時間
を 積 み 上 げ 5分 単 位 で 切 上 げ

逃がし安全弁による原子炉急速減
圧操作

添付 1.3.6-7

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

解析上の操作開始条件

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 6／ 19）

運転員等操作

逃がし安全弁による原子炉急速減
圧操作

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

添付 1.3.6-8

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ）に よる格納容器除熱操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

サプレッション・プール
水 温 度 6 5℃ 到 達 時

ｃサプレッション・プール水温度は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条件到達
時には操作することが可能

格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作するこ
とが可能

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 7／ 19）

運転員等操作

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作

添付 1.3.6-9

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除
去系が故障した場合）

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

サプレッション・プール
水 温 度 6 5℃ 到 達 時

ｃサプレッション・プール水温度は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条件到達
時には操作することが可能

格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作することが可能

格納容器圧力0. 3 1M Pa [g ag e] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作するこ
とが可能

第 1表
重要事故
シーケンス等

添付 1.3.6-10

原子炉停止機能喪失

運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 8／ 19）

運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

自動減圧系等の起動阻止操作

事 象 発 生 か ら 4分 後ｂ
原子炉スクラム失敗時の確認・操作項目を勘案し，余裕時間を含めて設定した状況判
断時間及び操作時間を積上げ

ほう酸水注入系の起動操作

事 象 発 生 か ら 6分 後ｂ
自動減圧系統の作動阻止操作の実施後に余裕時間を含めて設定した操作時間を積上げ

事 象 発 生 か ら 17分 後ｂ
事 象 発 生 の 約 1分 後 に ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高
信 号 が 発 信 し て か ら 10分 間 は 低 圧 注 水 モ ー
ド優先のインターロックがあることから，
ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 信 号 発 信 の 10 分 後 に 余
裕時間を含めて設定した操作時間を積上げ

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル 冷 却 系 ）に よ る 格 納 容 器 除
熱操作

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 9／ 19）

運転員等操作

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作

添付 1.3.6-11

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 か ら 25分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ格納容器圧力0. 2 79 MP a[ ga ge ] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作することが可能

格納容器圧力0. 3 1M Pa [g ag e] 到 達 時

ｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もな
いため，操作開始条件到達時には操作するこ
とが可能

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 10／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

逃がし安全弁による原子炉急速
減圧操作

事 象 発 生 15分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ残留熱除去系の破断箇所隔離操作

事 象 発 生 5時 間 後ｄ
余 裕 時 間 を 確 認 す る 観 点 で ， 事 象 発 生 の 5時
間後に隔離が完了するものとして設定

格納容器バイパ ス（ イ ン タ ー
フェイスシステムＬＯＣＡ）

添付 1.3.6-12

第 1表

運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 11／ 19）

重要事故
シーケンス等

運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

津波浸水による最終ヒート
シンク喪失

緊急用海水系を用いた残留熱除去
系（ 低 圧 注 水 系 ）に よ る 原 子 炉 注 水
操 作 及 び 残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス
プ レ イ 冷 却 系 ）に よ る 格 納 容 器 除 熱操作

事 象 発 生 か ら 24 時 間 2 5 分
後ｂ
非常用母線の受電完了後に操作に要する時間
を 積 み 上 げ 5分 単 位 で 切 上 げ

添付 1.3.6-13

第 1表
重要事故
シーケンス等

添付 1.3.6-14

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）(代 替 循 環 冷 却系を使用する場
合)運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 12／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）
事 象 発 生 か ら 25分 後による格納容器冷却操作及び低圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子
炉注水操作ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ
5分 単 位 で 切 上 げ

緊急用海水系による冷却水（海水 ）確 保 操 作 並 び に 代 替 循 環 冷 却
系による格納容器除熱操作

事 象 発 生 か ら 90分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ
5分 単 位 で 切 上 げ

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

格納容器内酸素濃度が4. 0 ％ （ ド ラ イ 条 件 ） 到 達
時

ｃ
格納容器内酸素濃度は事象発生後から緩やかに上昇するものであり，本操作の至近に別操作もなく，操作開始条件到達時には操作することが可能

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 13／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）
事 象 発 生 か ら 25分 後による格納容器冷却操作及び低圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子
炉注水操作

添付 1.3.6-15

雰 囲 気 圧 力・温度による静的負 荷（ 格 納 容 器
過圧・過温破損 ） (代 替 循 環
冷却系を使用できない場合)代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

格納容器圧力が0. 4 65 MP a ［ ga ge ］ に 到 達
した場合に開始
格納容器圧力が0. 4 00 MP a ［ ga ge ］ 以 下 となった時点で停止

サプレッション・プール
水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m 到
達 か ら 5分 後操作条件設定の考え方

ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げｃ
格納容器圧力は事象発生後から緩やかに上昇 す る も の で あ り ，本 操 作 の 至 近 に 別 操 作 もな い た め ，操 作 開 始 条 件 到 達 時 に は 操 作 す る
ことが可能ｂ
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に 到 達 し 格 納 容 器 除 熱 操 作 を 判 断 し た
後 に 操 作 に 要 す る 時 間 を 積 み 上 げ 5分 単 位 で
切上げ

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 14／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20 ％ 高 い 位 置 に 到 達
した時点

ｃ
原子炉水位は事象発生後から緩やかに低下
す る も の で あ り ，本 操 作 の 至 近 に 別 操 作 も な
い た め ，操 作 開 始 条 件 到 達 時 に は 操 作 す る ことが可能

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

事 象 発 生 90分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）

原子炉圧力容器破損か
ら 6分 後 （ 約 4.6時 間 後 ）ｂ
原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 確 認・操 作 項 目 を 勘 案
し ，余 裕 時 間 を 含 め て 設 定 し た 確 認 時 間 及 び
操作時間を積上げ

格納容器下部注水系によるペデス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）注 水 操
作

原子炉圧力容器破損か
ら 7分 後 （ 約 4.6時 間 後 ）ｂ
原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 確 認・操 作 項 目 を 勘 案
し ，余 裕 時 間 を 含 め て 設 定 し た 確 認 時 間 及 び
操作時間を積上げ

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

格納容器内酸素濃度が4.0 ％ （ ド ラ イ 条 件 ） 到
達時ｃ
格納容器内酸素濃度は事象発生後から緩やか に 上 昇 す る も の で あ り ，本 操 作 の 至 近 に 別
操 作 も な く ，操 作 開 始 条 件 到 達 時 に は 操 作 することが可能原子炉急速減圧操作

添付 1.3.6-16

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱第 1表運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 15／ 19）
運転員等操作原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

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

事 象 発 生 か ら 90 分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び低圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子
炉注水操作

事 象 発 生 か ら 25分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ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

事 象 発 生 か ら 90 分 後

ａ
状況判断後の操作時間を踏まえて設定

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

格 納 容 器 酸 素 濃 度 4.3 ％到 達 か ら 15分

ｂ
格 納 容 器 酸 素 濃 度 が 4 .3 ％ に 到 達 し 格 納 容 器
除熱操作を判断した後に操作に要する時間
を 積 み 上 げ 5分 単 位 で 切 上 げ

添付 1.3.6-17

重要事故
シーケンス等水素燃焼

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 16／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）

原子炉圧力容器破損か
ら 6分 後 （ 約 4.6時 間 後 ）ｂ
原子炉圧力容器破損の確認・操作項目を勘案し，余裕時間を含めて設定した確認時間及び操作時間を積上げ

格納容器下部注水系によるペデス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）注 水 操
作

原子炉圧力容器破損か
ら 7分 後 （ 約 4.6時 間 後 ）ｂ
原子炉圧力容器破損の確認・操作項目を勘案し，余裕時間を含めて設定した確認時間及び操作時間を積上げ

溶融炉心・コン
クリート相互作
用

添付 1.3.6-18

第 1表
重要事故
シーケンス等運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 17／ 19）
運転員等操作

解析上の操作開始条件

添付 1.3.6-19

想定事故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 ）を 使 用 し た 使 用 済 燃 料 プ ールへの注水

事 象 発 生 か ら 8時 間 後想定事故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 ）を 使 用 し た 使 用 済 燃 料 プ ールへの注水

事 象 発 生 か ら 8時 間 後

操作条件設定の考え方

ｄ
使用済燃料プール水位の低下が早い想定事故
２でも，放射線の遮蔽維持水位（通常水位−
約 0.9 m ）に 到 達 す る の は 事 象 発 生 の 約 9 .8 時 間
後 で あ る た め ，十 分 な 余 裕 時 間 が あ る 8 時 間 後から注水を開始する条件を設定
可搬型代替注水中型ポンプによる注水準備は
3時 間 以 内 に 完 了 す る こ と が 可 能 で あ る

第 1表

運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 18／ 19）

重要事故
シーケンス等

運転員等操作

運転停止中
崩壊熱除去機能喪失

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）に よる原子炉注水解析上の操作開始条件

操作条件設定の考え方

事 象 発 生 か ら 約 2時 間 後ｄ
事象発生の認知及び操作の時間を基に，さらに余裕時間を考慮して設定

事 象 発 生 か ら 25 分 後ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ添付 1.3.6-20

常設代替交流電源設備からの受電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備操作

運転停止中
全交流動力電源喪失

低圧代替注水系（常設）による

事 象 発 生 か ら 約 1.1 時 間

原子炉注水操作後

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作

事 象 発 生 か ら 4 時 間 10 分
後ｃ
原 子 炉 水 位 は 事 象 発 生 約 1. 1 時 間 後 か ら 緩 やかに低下するものであり，本操作の至近に別操作もないため，操作開始条件到達時には操作することが可能

ａ
状況判断及び操作に要する時間を積み上げ5
分単位で切上げ第 1表
重要事故
シーケンス等
運転停止中
原子炉冷却材喪失運 転 員 等 の 操 作 余 裕 時 間 に 対 す る 有 効 性 評 価 上 の 仮 定 （ 19／ 19）
運転員等操作

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

解析上の操作開始条件

事象発生から 2 時間後操作条件設定の考え方
ｄ
原子炉水位の低下に伴う事象の認知及び操作の時間を基に，さらに時間余裕を考慮して設定

添付 1.3.6-21

添付資料 1.3.7
安定状態の考え方について

1.
(1)

基本的な考え方
運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
ａ．審査ガイドの要求事項

有効性評価においては，原則として事故が収束し，原子炉が安定停止状態（高温停止状態又は低温停止状態）に導かれる時点までを評価する。（少なくとも外部支援がないものとして 7 日間評価する。ただし，7 日間より短い期間で安定状態に至った場合は，その状態を維持できることを示すこと。）

ｂ．安定状態に対する考え方
(a)

安定状態
①原子炉
事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想
定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
②格納容器 ※１
炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
添付 1.3.7-1

(b)安定状態後の長期的な状態維持
代替循環冷却系又は残留除去系の復旧により除熱を行うことができる場合，安定状態後の長期的な状態維持が確立されたものとする。
※1

審査ガイドの要求事項として，格納容器側への安定状態に対する要求はない。しかしながら，炉心冷却を安定的に維持するためには格納容器側の挙動の静定は必要要件となることから，格納容器側の安定状態についても定義した。

(2)

重大事故
ａ．審査ガイドの要求事項

有効性評価においては，原則として事故が収束し，原子炉及び原子炉格納容器が安定状態に導かれる時点までを評価する。（少なくとも外部支援がないもの
として 7 日間評価する。ただし，7 日間より短い期間で安定状態に至った場合は，その状態を維持できることを示すこと。）

ｂ．安定状態に対する考え方
(a)

安定状態
①原子炉
事象発生後，重大事故等対処設備を用いた損傷炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定停止状態が確立されたものとする。
②格納容器
損傷炉心冷却が維持された後に，重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱機能（格納容器圧力逃がし装置又は代替循環冷却系）により，添付 1.3.7-2

格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，除熱のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不
足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場
合，安定状態が確立されたものとする。
(b)

安定状態後の長期的な状態維持
代替循環冷却系を用いて又は残留除去系を復旧させ，除熱を行うことができる場合，安定状態後の長期的な状態維持が確立されたものとする。 ※２，３※2

安定状態後の長期的な状態維持に関する具体的な要件は以下のとおり
であり，重大事故を評価するに当たって安全機能の喪失を仮定した設備の復旧等の措置が必要となる。
①

格納容器除熱機能として代替循環冷却系の使用又は残留熱除去系復旧による冷却へ移行②

格納容器内の水素・酸素濃度の制御を目的とした可燃性ガス濃度制御系の復旧及び格納容器内への窒素封入（パージ）③

上記の安全機能の維持に必要な電源（外部電源），冷却水系等の復旧④

長期的に維持される格納容器の状態（温度・圧力）に対し，適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保 ※４※3

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃
料−冷却材相互作用，溶融炉心・コンクリート相互作用の評価上の扱い
について
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融
燃料−冷却材相互作用，溶融炉心・コンクリート相互作用は，炉心損傷

添付 1.3.7-3

後，損傷炉心の冷却が十分でなく，原子炉圧力容器破損が生じることで発生する可能性がある物理化学現象である。したがって，損傷炉心の冷却により原子炉圧力容器破損に至らないことが示されれば，これらの物
理化学現象による格納容器破損防止は達成されることから，第一義的にはこれら物理化学現象による格納容器破損防止対策は損傷炉心の冷却になると考える。
一方，これら物理化学現象への対策の有効性については，審査ガイド
において，これら物理化学現象の発生を前提とした評価を求めていることから，これら物理化学現象の観点から厳しい結果となるように，格納容器過圧・過温の観点で格納容器破損防止対策となる損傷炉心の冷却手段に期待せずに評価を行っている（第 1-1 図参照）。したがって，着目する物理化学現象の進展が防止又は停止した後の，格納容器パラメータの推移は，着目する物理化学現象を厳しくするための評価条件に依存してしまうことになるため，格納容器過圧・過温の観点が注目される期間の推移を評価することは適切ではない。
よって，格納容器過圧・過温は，あくまで雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）の事故シーケンスでの代表事象で評価することとし，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧
力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用，溶融炉心・コンクリート相互作
用の評価として用いる事故シーケンスに対しては，着目する物理化学現象の進展の防止又は停止を評価し，静的負荷による過圧・過温は評価しない。

添付 1.3.7-4

代表

深層防護
［第 3 層］

深層防護［第 4 層］

シーケンス

ＤＢＡ

ＤＥＣ

大 LOCA＋SBO

TQUV（TQUX）

ECCS 喪失

第 1-1 図※4

炉心損傷

リロケーション
回避

炉心損傷

RPV 破損

過温・過圧

HPME/DCH
FCI
MCCI

代替注水

減圧
ペデスタル（ドライウェル部）注水

損傷炉心注水D/W スプレイベント
代替循環冷却系

損傷炉心注水（シナリオ上考慮せず）-CRD-ED-FP-可搬型注水ポンプ
D/W クーラー（シナリオ上考慮せず）

代表シーケンスの事象進展と対策

長期的に維持される格納容器の状態（温度・圧力）での，適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保の考え方について
重大事故発生時における格納容器の耐震性評価は，格納容器温度・圧力条件が厳しい格納容器破損防止の事故シーケンス（格納容器過圧・過温破損シナリオ）が対象となる。
格納容器の耐震評価に際しては，①

事故後の運転状態Ⅴ（L）のうち初期（例：3 日後）における適切な地震力との組合せ評価②

事故後の運転状態Ⅴ（L）のうち長期（例：60 日後）における適切な地震力との組合せ評価を行うこととなる。②に対しては，保守的な想定として，格納容器圧力逃がし装置によるフィード・アンド・ブリード冷却が継続することを前添付 1.3.7-5

提に評価するという方法もあるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，例えば 60 日程度での格納容器除熱の復旧を考えることは合理的といえる。
よって，②においては，代替循環冷却系の使用又は残留熱除去系の復旧に期待することを前提に評価を実施すべきであると考える。また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用，溶融炉心・コンクリート相互作用の評価として用いる事故シーケンスに対しては，※3 で示した理由と同様に評価シナリオとはしない。

(3)

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
ａ．審査ガイドの要求事項

有効性評価においては，使用済燃料貯蔵槽の水位が回復し，水位及び温度が安定した状態に導かれる時点までを評価する。（少なくとも外部支援がないもの
として 7 日間評価する。ただし，7 日間より短い期間で安定状態に至った場合は，その状態を維持できることを示すこと。）

ｂ．安定状態に対する考え方
(a)

安定状態
事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた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・維持することで，燃料の冠水，放射線の遮蔽及び未臨界が維持され，使用済燃料プールの保有水の温度が安定し，かつ，必要な要員の不足
や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定状態が確立されたものとする。
添付 1.3.7-6

(b)安定状態後の長期的な状態維持
残留熱除去系や燃料プール冷却浄化系等を復旧させ，除熱を行うことができる場合，安定状態後の長期的な状態維持が確立されたものと
する。

(4)

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
ａ．審査ガイドの要求事項

有効性評価においては，原則として事故が収束し，原子炉が安定状態に導かれる時点までを評価する。

ｂ．安定状態に対する考え方(a)

安定停止状態
事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心の冷却により炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定状態が確立されたものとする。

(b)

安定状態後の長期的な状態維持
残留熱除去系を復旧させ，除熱を行うことができる場合，安定状態
後の長期的な状態維持が確立されたものとする。

添付 1.3.7-7

2.

重要事故シーケンス毎の安定状態に至るまでの事象進展

第 2-1 表運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（1／3）

事故シーケンスグループ（重要事故シーケンス）
2.1 高圧・低圧注水機能喪失（過渡事象＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗）

2.2 高圧注水・減圧機能喪失（過渡事象＋高圧炉心冷却失
敗＋原子炉減圧失敗）

2.3.1 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（長期ＴＢ）（外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋
ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止））

2.3.2 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）（外部電源喪失＋直流電源失
敗＋高圧炉心冷却失敗）

有効性評価における事象進展
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却が維持される。その後は，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
代替循環冷却系又は残留熱除去系機能の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却が維持される。その後は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。その後は，常設代替
高圧電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。重大事
故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
高圧代替注水系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代
替注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。その後は，常設代替高圧
電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。

添付 1.3.7-8

第 2-1 表

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（2／3）

事故シーケンスグループ（重要事故シーケンス）
2.3.3 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ＴＢＰ）（外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋
逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｈ
ＰＣＳ失敗）

2.4.1 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失（取水機能が喪失した場合）（過渡事象＋ＲＨＲ失敗）

2.4.2 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失（残留熱除去系が故障した場
合）（過渡事象＋ＲＨＲ失敗）

2.5 原子炉停止機能喪失（過渡事象＋原子炉停止失敗）

有効性評価における事象進展
原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉手
動減圧及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで炉心冷却が維持される。その後は，常設代替高圧電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプ
レッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，低圧代替
注水系（常設）を用いた原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持される。その後は，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。なお，残留熱除去
系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持される。その後は，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施すること
で，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
代替循環冷却系又は残留熱除去系機能の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水注入により中性子束は徐々に低下し未臨界が達成され，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持される。また，残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する
ことで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。また，制御棒挿入機能の復旧後は，制御棒を挿入する
ことで，ほう酸水による未臨界維持に代わる未臨界の維持が可能となる。

添付 1.3.7-9

第 2-1 表

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（3／3）

事故シーケンスグループ（重要事故シーケンス）
2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗）

2.7 格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

2.8 津波浸水 による 最終ヒ ー
トシンク喪失（原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒート
シンク喪失））

有効性評価における事象進展
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却が維持される。その後は，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向となる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
代替循環冷却系又は残留熱除去系機能の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
残留熱除去系の破断箇所を現場操作にて隔離することで漏えいが停止し，逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却が維持される。
その後は，残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで，冷温停止状態に移行することができる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
「全交流動力電源喪失」と同じ

添付 1.3.7-10

第 2-2 表
格納容器破損モード（評価事故シーケンス）
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）（大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却
失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失）

3.2 高圧溶融 物放出 ／格納 容器直接加熱（過渡事象＋高圧炉心冷却失
敗＋原子炉減圧失敗+炉心損傷
後の原子炉減圧失敗＋ＤＣＨ）

3.3 原子炉圧 力容器 外の溶 融
燃料（過渡事象＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷
炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル））

重大事故（1／2）
有効性評価における事象進展

低圧代替注水系（常設）による注水継続により損傷炉心の冷却が維持される。その後は，事象発生の90分後に代替循環冷却系による格納容器除熱，又は格納容器圧力0.62MPa[gage]到達までに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を開始することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾向になる。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
代替循環冷却系を用いて又は残留熱除去系機能を復旧させ，除熱を行うことにより，安定状態後の長期的な状態維持のための冷却が可能となる。安定状態後の長期的な状態維持に関する具体的な要件は以下のとおり。
① 格納容器除熱機能として 代替循環冷却系による冷却 又は残留熱除去系復旧による冷却へ移行② 格納容器圧力逃がし装置 による格納容器ベント及び 格納容器への窒素封入並びに格納容器内の水素・酸素濃度の制御を目的とした可燃性ガス濃度制御系の復旧③ 上記の安全機能の維持に必要な電源（外部電源），冷却水系等の復旧④ 長期的に維持される格納容器の状態（温度・圧力）に対し，適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保
逃がし安全弁を用いた手動操作による減圧により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力は約0.3MPa[gage]であり，2.0MPa[gage]以下に低減することができる。重大事故 等対策時に必要な要員は確 保可能であり，また，必要な燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
その後は，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により安定状態後の長期的な状態維持に導く。
代替循環冷却系を用いて又は残留熱除去系機能を復旧させ，除熱を行うことにより，安定状態後の長期的な状態維持のための冷却が可能となる。安定状態後の長期的な 状態維持に関する具体的な 要件は上記
3.1のとおり。
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
位を1ｍに制御することにより，圧力スパイクによって格納容器バウ
ンダリにかかる圧力は，格納容器の限界圧力0.62MPa[gage]よりも低い値であり，格納容器のバウンダリ機能は維持される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
その後は，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により安定状態後の長期的な状態維持に導く。
代替循環冷却系を用いて又は残留熱除去系機能を復旧させ，除熱を行うことにより，安定状態後の長期的な状態維持のための冷却が可能となる。安定状態後の長期的な 状態維持に関する具体的な 要件は上記
3.1のとおり。

3.4 水素燃焼（大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却
失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失（+格納容器
ベントなし））

3.1と同じ。

添付 1.3.7-11

第 2-2 表

重大事故（2／2）

格納容器破損モード（評価事故シーケンス）

有効性評価における事象進展

3.5 溶融炉心 ・コン クリー ト
相互作用（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＋デブリ冷却失敗（ペデスタル））

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）への崩壊熱相当量の注水を継続することにより，溶融炉心・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）床面及び壁面の侵食を抑制でき，格納容器安定停止状態が確立される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
その後は，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置により安定状態後の長期的な状態維持に導く。
代替循環冷却系を用いて又は残留熱除去系機能を復旧させ，除熱を行うことにより，安定状態後の長期的な状態維持のための冷却が可能となる。安定状態後の長期的な 状態維持に関する具体的な 要件は上記
3.1のとおり。

第 2-3 表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

想定事故

有効性評価における事象進展

4.1 想定事故１（使用済燃料プール冷却機能又は注水機能喪失）

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）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済
燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）

4.2 想定事故２（使用済燃料プール内の水の小規模な喪失）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）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，残留熱除去系等を復旧し，復旧後は補給水系等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
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）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済
燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
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）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続しつつ，弁閉止による漏えい箇所の隔離，及び残留熱除去系等の復旧を実施し，復旧後は補給水系等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。

添付 1.3.7-12

第 2-4 表

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

重要事故シーケンス

有効性評価における事象進展

5.1 崩壊熱除去機能喪失（運転中の残留熱除去系の故障による崩壊熱除去機能喪失）

待機していた残留熱除去系（低圧注水系）による注水継続により原子炉水位は回復し，炉心の冷却が維持される。その後，残留熱除去系（低圧注水系）を残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替え，原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行し，原子炉安定停止状態が確立される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）

5.2 全交流動力電源喪失（全交流動力電源喪失に伴う残留熱除去系による崩壊熱除
去機能喪失）

5.3 原子炉冷却材の流出（操作の誤り等によって原子炉冷却材が系外へ流出する事
象）

5.4 反応度の誤投入（検査中に誤操作により過剰な制御棒の引き抜きが行われ，臨界に至る反応度が投入される事象）

残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態
後の状態維持が可能である。
常設代替高圧電源装置により緊急用母線への交流電源の供給を開始
した後，低圧代替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付
近に維持することにより，炉心の冷却が維持される。その後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行することができ，原子炉安定停止状態が確立される。重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態
後の更なる除熱が可能となる。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことで原子炉水位が回復する。その後，原子炉冷却材の流出を停止させ，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）に切り替えて冷却することで，冷温停止状態を維持することができ，原子炉安定停止状態が確立される。重大事
故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。（安定状態）
残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態
後の状態維持が可能となる。
原子炉出力ペリオド短（10秒）信号により原子炉はスクラムして制御
棒全挿入となり，未臨界状態となることで，原子炉安定停止状態が確立される。重大事故等対策は自動で作動するため，対応に必要な要員はいない。（安定状態）
残留熱除去系機能を維持し，除熱を継続することにより，安定停止状
態後の更なる除熱が可能となる。

添付 1.3.7-13

3.

安定状態の整理
重大事故等に応じて整理した安定状態を第 3-1 表に示す。また，第 3-2 表に事故シーケンスグループごとの安定状態及び安定状態後の長期的な状態維持のための主な対策を示す。
なお，格納容器については，「付録２原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価」に示すとおり，200℃，2Pd（ 最高使用圧力の 2 倍:0.62MPa[gage]）において，少なくとも 7 日間の健全性が確保できることを確認している。

第 3-1 表安定状態の整理

重大事故等

安定状態

運転中の原子炉における重大事故に 原子炉安定停止状態
至るおそれがある事故

格納容器安定状態
原子炉安定停止状態

重大事故
格納容器安定状態
使用済燃料プールにおける重大事故 使用済燃料プールの水位，に至るおそれがある事故

温度安定状態

運転停止中の原子炉における重大事
原子炉安定停止状態
故に至るおそれがある事故

添付 1.3.7-14

第 3-2 表
重大事故等

事故シーケンス
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

添付 1.3.7-15

2.3.1 全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
2.3.2 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
2.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
運転中の原子炉における重大事故に至る
おそれがある事故

2.4.1 崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）
2.4.2 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系故障）
2.5
2.6

原子炉停止機能喪失
ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
2.8 津波浸水による最終ヒート
シンク喪失

安定状態における主な対策（1／3）
安定状態

主な対策

原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態

低圧代替注水系（常設）
格納容器圧力逃がし装置等
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系
低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系
低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系
低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系
低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系
緊急用海水系
低圧代替注水系（常設）
格納容器圧力逃がし装置等
ほう酸水注入系
高圧炉心スプレイ系
残留熱除去系
低圧代替注水系（常設）
格納容器圧力逃がし装置等
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系
低圧代替注水系（可搬型）
残留熱除去系
緊急用海水系

格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態
原子炉安定停止状態
格納容器安定状態

安定状態後の長期的な状態維持のための主な対策
代替循環冷却系又は残留熱除去系復旧
残留熱除去系
残留熱除去系
残留熱除去系
残留熱除去系
残留熱除去系
代替循環冷却系又は残留熱除去系復旧
制御棒挿入機能復旧
残留熱除去系
代替循環冷却系又は残留熱除去系復旧
残留熱除去系
残留熱除去系

第 3-2 表
重大事故等

事故シーケンス

安定状態における主な対策（2／3）
安定状態

原子炉安定停止状態
3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損） 格納容器安定状態

重大事故

3.2 高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱添付 1.3.7-16

3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃
料−冷却材相互作用
3.4

水素燃焼

3.5 溶融炉心・コンクリート相
互作用

主な対策
低圧代替注水系（常設）
代替循環冷却系
格納容器圧力逃がし装置等

原子炉安定停止状態
格納容器安定状態―
逃がし安全弁

原子炉安定停止状態―

格納容器安定状態

格納容器下部注水系（常設）

原子炉安定停止状態

3.1 のとおり

格納容器安定状態

3.1 のとおり

安定状態後の長期的な状態維持のための主な対策
代替循環冷却系又は残留熱除去系復旧
格納容器圧力逃がし装置
可燃性ガス濃度制御系復旧
外部電源，冷却水等復旧
格納容器の頑健性確保
3.1 のとおり
3.1 のとおり
3.1 のとおり

原子炉安定停止状態―

格納容器安定状態

格納容器下部注水系（常設）

3.1 のとおり

第 3-2 表
重大事故等
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

添付 1.3.7-17

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

事故シーケンス

安定状態における主な対策（3／3）
安定状態

主な対策

安定状態後の長期的な状態維持のための主な対策

4.1 想定事故１（使用済燃料プ 使用済燃料プールのール冷却機能又は注水機能喪失） 水位，温度安定状態

代替燃料プール注水系（可搬型）

残留熱除去系復旧

4.2 想定事故２（使用済燃料プール内の水の小規模な喪失）

使用済燃料プールの水位，温度安定状態

代替燃料プール注水系（可搬型）

残留熱除去系復旧

5.1

崩壊熱除去機能喪失

原子炉安定停止状態

5.2

全交流動力電源喪失

原子炉安定停止状態

5.3

原子炉冷却材の流出

原子炉安定停止状態

5.4

反応度の誤投入

原子炉安定停止状態

残留熱除去系（低圧注水系，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
原子炉停止時冷却系）
低圧代替注水系（常設）
残留熱除去系（原子炉停止時 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
原子炉停止時冷却系）
スクラム

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

添付資料 1.4.1
有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について

重大事故等対策の有効性評価のうち，シビアアクシデント解析業務
はプラントメーカに委託しているものの，解析コード／評価手法の開発に当たっては，以下のとおり当社としても従前より積極的に関与している。

・各種解析コードの妥当性を審議する検討会（当時の通産省原子力発
電技術顧問会（基本設計）ＬＯＣＡ検討会「沸騰水型原子炉のＬＯ
Ｃ Ａ ／ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 解 析 コ ー ド （ Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ ） に つ い て 」（ 昭 和 61 年 7月）等）における，検討のために必要な材料を当社より当時の通産省に対し積極的に提供している。
（ Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ ，Ｃ Ｈ Ａ Ｓ Ｔ Ｅ ，Ｒ Ｅ
ＤＹ，ＳＣＡＴ，ＡＰＥＸ）
・安全評価を実施する上で適切な保守性を担保しつつ最新知見に基づく合理的な評価手法について検討した日本原子力学会標準「ＢＷＲに お け る 過 渡 的 な 沸 騰 遷 移 後 の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 」（ 2003 年 発 行 ）や「 統 計 的 安 全 評 価 の 実 施 基 準 」（ 2009 年 発 行 ）の 策 定 に 当 た り ，当社より委員として参画した上で，検討のために必要な材料を積極的に 提 供 し て い る（ Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ ，Ｓ Ｃ Ａ Ｔ ）。ま た ，シ ビ ア ア ク シ デ ン ト
解析の知見を活用した日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運
転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準」（レベル
１及びレベル２）等の策定に当たり，当社より委員として参画した
上 で ，検 討 の た め に 必 要 な 材 料 を 積 極 的 に 提 供 し て い る（ Ｍ Ａ Ａ Ｐ ）。
・ ア ク シ デ ン ト マ ネ ジ メ ン ト 整 備 の 検 討 を 開 始 し た 当 初 （ 1990 年 代 前
添付 1.4.1-1

半）より，シビアアクシデント現象の研究及びアクシデントマネジ
メント検討に当社も参画し，アクシデントマネジメント策の策定，
整 備 に 対 し て 貢 献 し て い る （ 第 1 表 参 照 。 Ｍ Ａ Ａ Ｐ ）。
・現在においても，以下【参考】及び第 1 表に示すとおり，通常の業務の中でシビアアクシデント解析及び評価手法の活用及び改良に努めている。今後も不確かさを含む現象などに対する継続的な検討を進め，さらなる知見の拡充に努めていく。

【参考】シビアアクシデント解析の活用例
・シビアアクシデント解析結果を反映した運転手順書の整備と整備した手順に基づく机上教育及び訓練の実施，さらに，有効性評価等を
踏 ま え た 改 善 等 を 行 い ，継 続 的 に 教 育 ，訓 練 を 実 施 し て い る 。ま た ，
重大事故等発生時の対応の要となる運転員に対しては，自社のシミ
ュレータ又はＢＷＲ運転訓練センターにおけるシミュレータを活用
し，シビアアクシデント時の挙動の把握・対応能力の向上に努めている。
・アクシデントマネジメント手順の改善及びＰＲＡ評価手法の改善のため，国内外関係機関（ＥＰＲＩ，ＢＷＲＯＧ等）の活動状況を踏
まえつつ，シビアアクシデント解析の知見を踏まえた手順及び評価手法の最新化に努めている。

添付 1.4.1-2

第 1表

シビアアクシデント解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与例

解析コード
ＭＡＡＰ

時

期

件

平 成 4〜 5 年 度

名アクシデントマネジメントにおける運転操作指針の開発研究

平成 5 年度

アクシデントマネジメント検討報告書

平 成 6〜 7 年 度

アクシデントマネジメントにおける運転操作指針の開発（フェーズⅡ）

平 成 8〜 9 年 度アクシデントマネジメントガイドラ
インの高度化に関する研究

平 成 13〜 14 年 度

IVR 等 を 考 慮 し た AMG の 高 度 化 に 関 す
る研究

現在継続中

EPRI MAAP Users Group (MUG)へ の 参
画

添付 1.4.1-3

添付資料 1.5.1
東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付 1

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故（ＭＡＡＰ以外）

添付 2

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故（ＭＡＡＰ）

添付 1.5.1-1

添付 1

運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故（ Ｍ
ＡＡＰ以外）

1.

解析初期条件データ
項目

原子炉熱出力

原子炉水位

数

値

3,293
( 1 0 0 ％)MW

セパレータスカート下端から+126cm(通 常 運 転 水 位 )備
設計値

プラント仕様4 8 . 3 ×1 0 ３(100％)
4 1 . 0 6 ×1 0 ３( 8 5 ％)

t／h

設計値

t／h

ＴＣ解析条件

原子炉給水温度

215.6

℃

設計値

原子炉圧力
（圧力容器ドーム部）

6.93

MPa[gage]

設計値

t／ h

設計値

炉心流量

考

主蒸気流量

6 . 4 2 ×1 0 ３

ヒートバランス

第 1図 参 照
第 1図 は 定 格 運 転 状 態 の 場 合（ 各 部 の 圧 力 ，流 量 ，エ ン タ ル を 提 示 。
ピ等のデータ）
設計値

燃料及び炉心９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )燃料仕様

燃料集合体数

764

体

設計値

最大線出力密度

44.0

kW／ m

設計値

添付 1.5.1-2

2.

解析に関する情報項

目数

初 期 MCPR
給水温度低下特性

値
1.24

備

考

設計値

給 水 加 熱 器 出 口 温 度 ，給 水 ス パ ージャーまでの時間遅れ特性等のデータ
・初期給水温度から。

包絡値

主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に よ り ， 60
秒の一次遅れで給水温度低下。
別添 8 参照
原子炉スクラム遅れ
時間

注記 10.05 秒安全保護系の遅れ時間
設計値

再循環系ポンプトリ
ップ台数

7.39MPa[gage]： 2 台原子炉水位異常低下（レベル

設計値２ ）： 2 台
再循環系ポンプトリ
ップ遅れ時間再循環系ポンプ回転
数半減時間

0.2 秒

設計値

5.25 秒

設計値

スクラム後の事象シ

スクラム後の給水制御，圧力制

ーケンス

御 ，再 循 環 系 流 量 制 御 系 等 の 事 象
シーケンスの説明

事象進展シナリオ

別添 1 参照
注 記 1： 時 間 は ， ス ク ラ ム 信 号 発 生 時 刻 を 時 刻 0と 定 義 す る 。
注 記 2： τ ＝ （ Ｊ ・ ω ） ／ Ｔτ ･･･慣 性 時 定 数 （ sec） Ｊ ･･･慣 性 モ ー メ ン ト （ 1,357 kg･m２ ）ω ･･･角 速 度 （ 154 rad／ sec） Ｔ ･･･ト ル ク （ 39,780 N･m）
τ ＝ （ 1,357×154） ÷ 39,780 ＝ 5.25 sec

添付 1.5.1-3

注記 2

3.

幾何形状データ(1)

主蒸気管，燃料棒等に関するデータ
項

目

対

象

データ

備

蒸気ドーム部出口から

長 さ ，断 面 積 ( 内 径 ) ， 第 2 図 参 照

注 記 1， 2

主蒸気隔離弁までのデ

容積，エレベーショ

設計値

ータ

ン

主蒸気隔離弁から主蒸

長 さ ，断 面 積 ( 内 径 ) ， 第 2 図 参 照

注記 2

気加減弁までのデータ

容積，エレベーショ

設計値（主蒸気ヘッダを含む）

ン

主蒸気ラインからター

長 さ ，断 面 積 ( 内 径 ) ， 第 2 図 参 照

注記 2

ビンバイパス弁までの容積，エレベーショ

設計値

データ

ン

燃 料 集 合 体 （ 9×9 燃 料

長さ

第 3 図参照

設計値

蒸気ドーム部のデータ

長さ，容積第 4 図参照

設計値

燃 料 棒 （ 9×9 燃 料 （ Ａ

長さ，半数，ギャッ

第 5 図参照

設計値型 ）） の デ ー タ

プ熱伝達係数（炉心考（ Ａ 型 ）） の デ ー タ

平均，ホット）
水位計のタップ位置

圧力容器底部からの高さ

設計値

注 記 1： 蒸 気 ド ー ム 部 か ら 主 蒸 気 隔 離 弁 ま で の 配 管 長 さ 等 の デ ー タ に つ い て は ， 各 ラ イ ン（ 4本 ） の 個 別 デ ー タ を 提 示 し た 。
注 記 2： 配 管 の 始 点 ・ 終 点 の 明 確 化 の た め 名 称 を 併 せ て 記 載 し た 。
（ 例 ） 蒸 気 ド ー ム 部 〜 主 蒸 気 隔 離 弁 入 口 ， 長 さ ××mm， 断 面 積 ××mm２ ・ ・ ・添付 1.5.1-4

(2)項

原子炉圧力容器に関するデータ
目

対

原子炉のエレベー

・蒸気ドーム部ションに関するデ（ベッセル内）高さ

ータ

寸

象

法
(m)

備

考

設計値

・蒸気乾燥器頂部高さ

設計値

・蒸 気 出 口 ノ ズ ル 下 端 高 さ

設計値

及び内径
・蒸気乾燥器底部高さ

設計値

・気水分離器頂部高さ

設計値

・通常運転水位解析では狭帯域と広帯域の初期水位は同一とする。
設計値

・シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド・ド ー

設計値

ム頂部高さ（内側）・シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド・ド ー

設計値

ム底部高さ
・チ ャ ン ネ ル ボ ッ ク ス 上 端

設計値

高さ
・燃料有効長頂部高さ

設計値

・ジ ェ ッ ト ポ ン プ 底 部 高 さ

設計値

・ジ ェ ッ ト ポ ン プ・ス ロ ー
ト入口高さ

設計値

・燃料有効長底部高さ

設計値

・再 循 環 系 水 出 口 ノ ズ ル 下

設計値

端高さ及び内径・支持板底部高さ

設計値

・制御棒案内管頂部高さ

設計値

・制御棒案内管底部高さ

設計値

・給 水 ス パ ー ジ ャ ノ ズ ル 高

設計値

さ（原子炉圧力容器底部からの高さ）

添付 1.5.1-5項目

原子炉の体積に関するデータ(1)下 部 プ レ ナ ム

対

象

積

ボイド率

（m ）

（％）

体

・下 部 プ レ ナ ム 底 部 か ら 炉

３

備

−

設計値

・制御棒案内管体積−

設計値

・下 部 体 プ レ ー ト 内 部 及 び

−

設計値

38

設計値

心支持板までの体積（制御棒案内管体積は除く）(2)炉 心（チャンネル内）

燃料サポート内部
・燃 料 有 効 長 底 部 か ら 燃 料
有効長頂部までの体積及び平均ボイド率
・燃 料 有 効 長 頂 部 か ら チ ャ

64

ンネルボックス上端ま

設計値

での体積及び平均ボイ
ド率(3)バ イ パ ス

・炉 心 支 持 板 か ら チ ャ ン ネ（シュラウド内）

ルボックス上端までの(4)上 部 プ レ ナ ム・チ ャ ン ネ ル ボ ッ ク ス 上 端0

設計値

体積及び平均ボイド率60

か ら シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ

設計値

ド・ド ー ム 頂 部 ま で の 体積及び平均ボイド率・気水分離器−（ 全 数 ，ス タ ン ド パ イ プ 及
び気水分離器スカート

設計値内を除く溢水レベルまで）・スタンドパイプ（全数）添付 1.5.1-6

−

設計値

考

項

目

(5)蒸 気 ド ー ム（主蒸気管体積を除く）(6)ダ ウ ン カ マ（再循環系配管体
積及びジェットポ
ンプ体積を除く）

対

象

・通常水位から蒸気乾燥器底部までの体積
・蒸気乾燥器底部から蒸気乾燥器底部までの体積・支持板頂部からジェットポンプ頂部（スロート入口）までの体積
・ジェットポンプサクションからのシュラウドヘッド頂部までの体積
・シュラウドヘッド頂部から通常水位までの体積体 積（ m３ ）

備
設計値
設計値
設計値
設計値

設計値

(7)再 循 環 系 配 管(8)ジ ェ ッ ト ポ ン プ

・1 ループの再循環系配管体積
・再循環系配管の底部から頂部までの高さと体積の関係
・体積・高さと内径の関係

添付 1.5.1-7

設計値

設計値

考

4.

核データ・熱水力関連データ
項目

ボイド反応度

ドップラ反応度

ボ ロ ン 反 応 度（ Ａ Ｔ
ＷＳ解析用）

スクラム反応度対象

データ

炉 心 平 均 ボ イ ド 率（ ％ ） 別 添 2 ① 参 照と ボ イ ド 反 応 度 係 数（ (Δ ｋ ／ ｋ )／ ％ ボ イド率）のデジタル値
保 守 係 数 (設 置 許 可 申
請 書 添 付 八 記 載 の 1.25
倍 等 )に つ い て も 記 載
燃料棒平均温度（℃）とドップラ反応度係数（ Δ k／ k／ ℃ ） の デ ジ
タル値
保 守 係 数 (設 置 許 可 申
請 書 添 付 八 記 載 の 0.9
倍 等 )に つ い て も 記 載
ボ ロ ン 濃 度 （ ppm） 及 び
ボイド率と反応度係数（ Δ k／ k／ ppm） ） の デ
ジタル値（ 注 ） ボ ロ ン 濃 度 0〜
600ppmに 対 し て
制御棒挿入割合とスク
ラム反応度（＄）のデ
ジタル値

備

考

設計値

別 添 2② 参 照

設計値

第 2 図参照③参照（ボイド率の影響は
冷却材密度の変化として考慮，５ほう酸
ナ ト リ ウ ム 濃 度 ：13.4wt％ ）別 添 2④ 参 照

反 応 度 Ｋ ，ボ ロ ン 反
応 度 Ｂ ，ボ イ ド 率 α
として，
Ｋ ＝ ｆ (Ｂ ， α )のテーブルで記載
設計値
設計値

設計用スクラム曲線

添付 1.5.1-8

項

目

対

象

データ

スクラム挿入速度（ＢＷＲの仕様）ス ク ラ ム 挿 入 割 合（ ％ ） Ｓ Ｏ Ｍ ：と ス ク ラ ム 時 間 *（ 秒 ）
0.2秒
のデジタル
5％ ス ト ロ ー ク ：0.375秒20％ ス ト ロ ー ク
0.90秒
50％ ス ト ロ ー ク
2.0秒
90％ ス ト ロ ー ク
3.5秒

中性子関連

中 性 子 寿 命 （ μ sec）
実効遅発中性子割合βＳ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ ，Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ ，ＳＣＡＴの各解析コー
ドで使用している平均チャンネルとホッテス
トチャンネルのデジタ
ル値
平均チャンネルと高出力チャンネル

軸方向出力分布

集合体出力

集合体入口流量

※1
※2
※3
※4
※5

※6

備

考

別 添 2⑤ 参 照＊：スクラム時間
は SOMを 含 む 。
( S O M：ス ク ラ ム 信 号
を CRD系 が 受 信 し てから動作開始までの時間)
SOM 〜 5 ％ ， 5 ％ 〜
20％ ， 20％ 〜 50％ ，50 ％ 〜 90 ％ は そ れ
ぞれ直線近似とし
た。
設計値
設計値

S A F E R：別 添 2 ⑥ 参 照

設計値

※２

REDY ： 別 添 3 ② 参 照※１SCAT ： 別 添 3 ① 参 照※２平 均 ： 4.3MW
ホット：
7.2MW（ SCAT） ※ ３
8 . 7 M W（ S A F E R ） ※ ４
平 均 ： 57.8 t／ h
ホ ッ ト ： 47.0 t／ h※

計算コード内部計
算値

平均チャンネルと高出
設計値
力チャンネル（ウォータ ー ロ ッ ド 流 量 含 ま ５
ず）
SCAT： 39.2 t／ h※ ６
バイパス流量率
平 均 ： 14 ％設計値
（ ウ ォ ー タ ー ロ ッ ド を ホ ッ ト ： 15 ％含む）
下 方 ピ ー ク（ 初 期 ボ イ ド 率 を 高 め に 設 定 ，過 圧 時 の 反 応 度 印 加 割 合 を 大 き く し た 。）
中央ピーク（代表的な出力分布として設定）
初 期 Ｍ Ｃ Ｐ Ｒ を Ｏ Ｌ Ｍ Ｃ Ｐ Ｒ と 一 致 す る よ う に 設 定 。 Ｔ Ｃ 解 析 条 件 85％ 炉 心 流 量 の値を記載。
燃 料 棒 本 数 ，最 大 線 出 力 密 度 ，軸 方 向 出 力 分 布 ，有 効 発 熱 部 長 さ に 基 づ い て 設 定 し ，
燃料被覆管温度を厳しめに評価した。
ＳＡＦＥＲでは下記のように設定される。
（ 全 炉 心 流 量 ） ×（ 流 量 配 分 比 ） ／ （ 体 数 ） − （ バ イ パ ス 流 量 ） と し て 設 定 さ れ る 。
ＳＣＡＴではホッテストチャンネル出力に応じた流量として設定される。
Ｔ Ｃ 解 析 条 件 85％ 炉 心 流 量 の 値 を 記 載 。

添付 1.5.1-9

項目
出口クオリティ，
出口ボイド率対象
データ
平 均 チ ャ ン ネ ル と ホ ッ 平均：
テストチャンネル
ク オ リ テ ィ 14％
ボイド率
64％
ホット：
ク オ リ テ ィ 33％
ボイド率
80％

備
設計値

崩壊熱曲線

SA有 効 性 評 価 ( 炉 心 損 傷
防 止 )解 析 で 用 い る 崩 壊
熱データ(ANSI ／ ANS-5.1-1979 燃
焼 度 33GWd／ t)

原子炉停止機能喪失：計 算 コ ー ド 内 部
計算値
原子炉停止機能喪失 以 外：崩 壊 熱 評 価
式 (ANSI／ ANS-5.11979)に よ る 計 算 値

原子炉停止機能喪失:
別添4
原子炉停止機能喪失
以外：別添5

添付 1.5.1-10

考5.

機器特性データ他
項目

ジェットポンプに関するデータ

ＲＩＰ又は再循環系ポンプの特性データ

ＲＩＰ又は再循環

対象・ジェットポンプ基数
・ジェットポンプ駆動
流量・ジェットポンプ吐出流量・単相ホモロガス曲線
又 は ポ ン プ Q-H 特 性
及 び Q-T特 性

データ

備

20基

設計値

設計値

・ ト ル ク (Ｎ ｍ )， 水 頭( ｍ ) ， 回 転 数 (rad ／sec)， 流 量 (m３ ／ s)，
モ ー メ ン ト (kg-m２ )水 頭 換 算 水 密 度(kg/m３ )・逆流時の抵抗係数

設計値

系ポンプ逆流時の特性
再循環系流量制御
系

REDY で 使 っ て い る 再 循
環系流量制御系の運転
モ ー ド (自 動 ／ 手 動 )及び 下 記 制 御 器 の 特 性（ 伝達関数ブロック図）
・主制御器
・速度制御器再循環系流量制御系
は手動モード。事象
発生直後に 2 台ともトリップするため制御系は使用していない。

添付 1.5.1-11

考

項目

対象

データ

原子炉給水制御系

原子炉検出水位，主蒸
気流量，給水流量を入力とし，原子炉への給水 流 量 を 算 出 す る 3要
素 制 御 系 の 制 御 特 性（ 伝 達 関 数 ブ ロ ッ ク
図）
制御特性（伝達関数ブロック図）

別 添 6「 給 水 制 御 系 ブ
ロック図」参照

設計値

原 子 炉 停 止 機 能 喪
失：圧力制御は主蒸
気隔離弁閉止による逃がし弁機能にて実施しているため圧力制御系は使用していない。
3.(1)参 照

設計値

セパレータスカート
下端から（第 4 図の⑬参照）

初期水位の値
設計値

原子炉圧力制御系

水位計

狭帯域及び広帯域水位計のタップ位置と初期
水位の値

備考

タップ位置

逃がし安全弁設計値
ＲＥＤＹ
0.2秒 （ 包 絡 値 ）
0.1秒
下表参照

開遅れ時間
全閉−全開時間
閉設定値

ＳＡＦＥＲ
0.1秒
同左
同左
（表中の値は全て設計値）

逃がし弁機能／安全弁機能（逃がし弁機能）

（安
全弁
機
能）

弁個数

容量／個
（吹出圧力にお い て ）（ t ／
h）

7.37

2

354.6

7.79

2

385.2

7.44

4

357.8

8.10

4

400.5

7.51

4

361.1

8.17

4

403.9

7.58

4

364.3

8.24

4

407.2

7.65

4

367.6

8.31

4

410.6

吹出圧力
（ MPa[gage]）

吹出圧力（ MPa[gage]）

弁個
数

容量／個
（ t／ h）（表中の値は全て設計値）（表中の値は全て設計値）

添付 1.5.1-12

初期定格状態のパラメータ（ 炉 心 出 力 10 0 ％ ，炉 心 流 量

10 0％ ，蒸 気 ド ー ム 圧 力

6. 9 3MP a [ g ag e] ）・ 流 量 ： 6.42×10３ t／ h
・ 圧 力 ： 6.93MPa[gage]

・蒸気湿り度：
蒸気ドーム

0.3％

・ 差 圧 ： 0.38 MPa[gage]・ 圧 力 ： 6.93MPa[gage](ﾄﾞｰﾑ部 と ﾀｰﾋﾞﾝ入 口 間 )

主蒸気配管

炉心部

ドライヤ

・圧損：

・流量

中 央 領 域 :0.12 MPa
周 辺 領 域 :0.05 MPa

上部
ﾀﾞｳﾝｶﾏ・燃料集合体内流量：
３43.5×10 t／ h

セパレータ

・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：ｽﾀﾝﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ

給水配管

下部
ﾀﾞｳﾝｶﾏ・圧力・バイパス流量：： 6.52×10３ t／ h

上 部 ﾌﾟﾚﾅﾑ

925.3kJ／ kg： 6.93 MPa[gage]・ ｾﾊﾟﾚｰﾀｷｬﾘｰｱﾝﾀﾞ率 ：4.8×10３ t／ h

0.25

中 央 領 域 :0.04 MPa
周 辺 領 域 :0.11 MPa
・流量：

炉心バイパス

平均出力炉心高出力炉心・ ｵﾘﾌｨｽ圧 損 ：・圧力： 7.01 MPa[gage]・圧力： 7.01 MPa[gage]・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ： 1.47 MJ／ kg

中 央 領 域 :64.7 t／ h(1 体 )周 辺 領 域 :33.9 t／ h(1 体 )下 部 ﾌﾟﾚﾅ
ﾑ：7 . 1 9 M P a [ g a g e ]・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ： 1.23 MJ／ kg

制御棒案内管・圧 力

下 部 ﾌﾟﾚﾅﾑ(下 )・燃料集合体への流量：
46.6×10３ t／ h・圧力・ 炉 心 ﾊﾞｲﾊﾟｽへ の 流 量 ：：・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：

7.06 MPa[gage]
1.23 MJ／ kg

・圧力： 8.47 MPa[gage]・流量： 16.2×10３ t／ h・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：

1.7×10３ t／ h

第 1図

圧力容器内ヒートバランスデータ

添付 1.5.1-13

1.23 MJ／ kg

原子炉
圧力容器

添付 1.5.1-14

主蒸気隔離弁主蒸気配管データ
・内径，長さ，エレベーション

主蒸気止め弁主蒸気ヘッダデータ
・内径，長さ，エレベ
ーション

蒸気加減弁

ﾀｰﾋﾞ ﾝﾊﾞｲﾊﾟｽ弁
主蒸気ヘッダバイパス配管データ
・内径，長さ，エレベーション

注記１：主蒸気ヘッダから主蒸気止め弁及びタービンバイパ
ス弁へのラインは同一エレベーションである。

第 2図

原子炉圧力容器から蒸気加減弁までの配管長さとエレベーション

Ｌ１

Ｌ２

Ｌ４
ウォーターロッド
Ｌ５
Ｌ３

Ｌ６

燃料棒

項

目

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）備考Ｌ １ (mm)
Ｌ ２ (mm)
Ｌ ３ (mm)
Ｌ ４ (mm)
Ｌ ５ (mm)コーナ部曲率半径

Ｌ ６ (mm)ギャップ
コンダクタンス(W／ m２ ･K)

第 3図

平均：
REDY 7380 W／ (m2･K)
SAFER 別 添 2 参 照（軸方向一定値）
ホット：
SAFER 別 添 2 参 照
SCAT 別 添 3 参 照

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 集 合 体 略 図

添付 1.5.1-15

⑪ 蒸 気 ﾄ ﾞ ｰ ﾑ 部（ 通 常
水位から上の部分 ）の 自 由 空 間 体
積及び炉内構造物 体 積（ ド ラ イ ヤ
を含む）

蒸気ドーム
① RSD（ 蒸 気 ド ー ム 内 径 ）② LV65
⑧ L60
③ Ld2

⑨ L55
④ Ld3

⑤ Ld1

⑩ L50
ﾄﾞﾗｲﾔｽｶｰﾄ

⑫
⑬ Lss
セパレータ

ベッセル底部からの絶対高さ

第 4図

蒸気ドーム周辺略図

添付 1.5.1-16

蒸気出口

Ｒ FCOＲ FCI

Ｒ REL
燃 料 ﾍﾟﾚｯﾄ

Ｒ GP

被覆管

項

目

仕

様

Ｒ PEL(mm)

燃料ペレット半径

Ｒ FCI(mm)

被覆管内半径Ｒ GP(mm)

ギャップ幅

Ｒ FCO(mm)

被覆管外半径Ｌ F(mm)

燃 料 棒 有 効 長 (標 準 )燃 料 棒 有 効 長 (部 分 長 )下 端 位 置 (部 分 長 )上 端 位 置 (部 分 長 )ペレット
径方向発熱分布

入力値

備

考

部分長の下端／上
端位置は標準の下
端 を 基 準 (0mm) と したときの値とする。
SAFER： 平 坦
SCAT： 別 添 3①参照

ペレット密度(kg／ m３ )ペレット物性値

温 度 (K) と 熱 伝 導 率 (W ／ m ･ K) の テ ー ブ 第 5-1 表 参 照 温 度 300〜 3000K のル
範囲
温 度 (K)と 比 熱 (J／ kg･K)の テ ー ブ ル(kg／ m３ )

被覆管密度
被覆管物性値

ギャップ
コンダクタンス(W／ m２ ･K)

温 度 (K) と 熱 伝 導 率 (W ／ m ･ K) の テ ー ブ 第 5-2 表 参 照 温 度 300〜 1100K
ル(被 覆 管 の 物 性 値 と温 度 (K)と 比 熱 (J／ kg･K)の テ ー ブ ル
して現実的な範囲)
平均：第 3 図 9×9 集 合 体 の ギ ャ ッ プ
燃 料 (A 型 )集 コ ン ダ ク タ ン ス のホット：合 体 略 図 参 照 た め ，第 3 図 へ の 記
載とする。

第 5図

9×9 燃 料 (Ａ 型 )燃 料 棒 略 図

添付 1.5.1-17

第 5-1 表
ペレット温度
（ K）
300
400
500
600
700
800
900
1000
1100
1200
1300
1400
1500
1600
1700
1800
1900
2000
2100
2200
2300
2400
2500
2600
2700
2800
2900
3000

ペレット物性値

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ）熱伝導率（ W／ (m・ K)）

添付 1.5.1-18

比熱（ Ｊ ／ Kg・ K）

第 5-2 表
被覆管温度
（ K）
300
400
500
600
700
800
900
1000
1100

被覆管物性値

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ）熱伝導率（ W／ (m・ K)）

添付 1.5.1-19

比熱（ Ｊ ／ Kg・ K）

ジェットポンプ
ジェットポンプ
再循環系内部ライザ管
再循環系流量再循環系外部ライザ管
再循環系吸込側配管
再循環系リングヘッダ

再循環系吐出側配管

再循環系ポンプ
出口止め弁

再循環系ポンプ

再循環系ポンプ

炉心

項

目

数値

再 循 環 系 吸 込 側 配 管 内 径 (D1)
再 循 環 系 吐 出 側 配 管 内 径 (D2)
再 循 環 系 リ ン グ ヘ ッ ダ 内 径 (D3)
再 循 環 系 外 部 ラ イ ザ 管 内 径 (D4)
再 循 環 系 内 部 ラ イ ザ 管 内 径 (D5)再 循 環 系 吸 込 側 配 管 長 さ (L1)
再 循 環 系 吐 出 側 配 管 長 さ (L2)
再 循 環 系 リ ン グ ヘ ッ ダ 長 さ (L3)
再 循 環 系 外 部 ラ イ ザ 管 長 さ (L4)
再 循 環 系 内 部 ラ イ ザ 管 長 さ (L5)
再 循 環 系 外 部 ラ イ ザ 管 イ ン タ ー バ ル (I1〜 I2)

第 6図

備

考

設計値

ノズル出口まで
30°間 隔再循環系配管の底部から頂部までの高さと内径の関係

添付 1.5.1-20

項目
スロート上端内 径 (D1)
スロート下端内 径 (D2)
デ フ ュ ー ザ 下 端 内 径 (D3)ノズル
内 径 (D4)
テイル部
長 さ (L1)
デフューザ
長 さ (L2)
ス ロ ー ト （ 下 部 ） 長 さ (L3)ス ロ ー ト （ 上 部 ） 長 さ (L4)ノズル
個 数 (N1)

第 7図

数値

備

考

5 個

ジェットポンプの底部から頂部までの高さと内径の関係

添付 1.5.1-21

別添 1
原子炉側
シーケンス
高圧・低圧
注水機能喪
失

設備
給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

高圧注水・
減圧機能喪
失

給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

長 期 TB／ 津
波浸水によ
る最終ヒー
トシンク喪
失

TBD／ TBU

給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

TBP

給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

崩壊熱除去
機能喪失
(取 水 機 能喪失)

LOCA 時 注 水
機能喪失

動作
起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ

水 位 低 Ｌ １ +10 分 後 ， 過 渡 時 ADS 2 個 自 動 減 圧
LPCS＠ 減 圧 後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
LPCI 3 系 統 注 水 ＠ 減 圧 後
停止：Ｌ８
SBO の た め 事 故 と 同 時 に 喪 失MSIV 閉 @0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ
SRV 7 個 手 動 減 圧 ＠ 8 時 間 1 分
RCIC(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低圧代替注水系（可搬型）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
24 時 間 5 分 後 停 止
RHR-LPCI 注 水 開 始 ＠ 24 時 間 10 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
SBO の た め 事 故 と 同 時 に 喪 失MSIV 閉 @0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ

圧力制御

MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒

再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

給水制御
圧力制御

PCV ベ ン ト

RHR1 系 列 -S/P 冷 却

冷 却 開 始 @水 位 高 Ｌ ８ +5 分

代 替 PCV ス プ レ イ

S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
24 時 間 5 分 後 停 止
PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ LPCI 注 水 停 止 後 Ｌ ８ +5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止

RHR-PCV ス プ レ イ

代 替 PCV ス プ レ イ

RHR-PCV ス プ レ イ

RHR-S/P 冷 却

S/P 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

津波浸水による最終ヒートシンク喪失においては緊急用 海 水 系 を 用 い て 24 時 間 25 分 後 に 開 始
S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
24 時 間 5 分 後 停 止
PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止
S/P 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

代 替 PCV ス プ レ イ

S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
24 時 間 5 分 後 停 止

RHR-PCV ス プ レ イ

PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止
S/P 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

RHR-S/P 冷 却

RHR-PCV ス プ レ イ

RHR-S/P 冷 却

PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止
S/P 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
SRV 7 個 手 動 減 圧 @S/C 水 温 65℃
RCIC(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 後 Ｌ ８ に て 停 止
RHR-LPCI 注 水 ＠ PCV ｽﾌﾟﾚｲ停 止 後 Ｌ ３ +5 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ

代 替 PCV ス プ レ イ
PCV ベ ン ト

SRV 7 個 手 動 減 圧 ＠ S/C 水 温 65℃
RCIC(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
HPCS(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
HPCS 停 止 ： 21 分
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御事故と同時に喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉

再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

動作
S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止
S/C 圧 力 0.31MPa 到 達 時

RHR-S/P 冷 却

SRV 7 個 手 動 減 圧 ＠ 8 時 間 1 分
高 圧 代 替 注 水 系 ＠ 25 分
高圧代替注水系停止：減圧と同時
低圧代替注水系（可搬型）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
24 時 間 5 分 後 停 止
RHR-LPCI 注 水 開 始 ＠ 24 時 間 10 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
SBO の た め 事 故 と 同 時 に 喪 失MSIV 閉 @0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ

給水制御

給水制御
圧力制御

設備
代 替 PCV ス プ レ イ

SRV 7 個 手 動 減 圧 ＠ 25 分
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ

SRV 7 個 手 動 減 圧 ＠ 3 時 間 1 分
RCIC(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ＠ 原 子 炉 圧 力 1.04MPa[gage]
低圧代替注水系（可搬型）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
24 時 間 5 分 後 停 止
RHR-LPCI 注 水 開 始 ＠ 24 時 間 10 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
起因事象のため喪失

再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

崩壊熱除去
機能喪失
(RHR 機 能 喪
失)

PCV 側

S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止
S/C 圧 力 0.31MPa 到 達 時

代 替 PCV ス プ レ イ

S/C 圧 力 0.279MPa 到 達 時 開 始 ， 0.217MPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止

PCV ベ ン ト

S/C 圧 力 0.31MPa 到 達 時

水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
25 分 後 ， SRV 7 個 手 動 減 圧
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
S/C 水 位 13.53m 到 達 後 は 崩 壊 熱 相 当 の 流 量

添付 1.5.1-22

原子炉側
シーケンス
原子炉停止
機能喪失

設備
給水制御

圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉注水

ISLOCA（ RHR-B
Hx)

給水制御
圧力制御
再循環系流量制御
系
原子炉減圧
原子炉注水

PCV 側
動作
給 水 流 量 は 3 要 素 制 御 。M S I V 閉 鎖 か ら ，5 秒 で 6 8 ％
給 水 流 量 ま で 低 下 後 ，復 水 器 水 位 低 に よ り 給 水 ポ ン
プ が 停 止 し 5 秒 で 給 水 流 量 0％ 。
MSIV 閉 の た め ， 圧 力 制 御 は SRV の 開 閉 に よ る 。
MSIV 閉 に 伴 う 炉 圧 高 で 2 台 RPT
RCIC(起 動 ： Ｌ ２ )(Ｌ １ +150 と Ｌ １ +250cm で 維 持 操 作 )S/P 水 温 106℃ で ト リ ッ プ
HPCS（ 起 動 ： PCV 圧 力 高 ）(Ｌ １ +150 と Ｌ １ +250cm で 維 持 操 作 )事故と同時に喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ

設備
RHR-S/P 冷 却

動作
事 象 開 始 か ら 17 分 で S/P 冷 却 開 始

RHR(A)-S/P 冷 却
RHR(B)隔 離 操 作 完 了S/P 冷 却 起 動 ＠ 25 分
5 時間

配管破断による減圧
15 分 後 ， SRV 7 個 手 動 減 圧
RCIC(〜 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 〜 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） 起 動 ＠ 17 分
Ｌ ３ +1 分 〜 ： Ｌ ３ 維 持 の 水 位 制 御
5 時間 1 分後停止
LPCS 起 動 ＠ 減 圧 後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
LPCS 停 止 ： Ｌ ３ +1 分
再注水開始＠5 時間

添付 1.5.1-23

別添 2①ボイド反応度
１ ． ボ イ ド 反 応 度 （ ×10 − ４ Δ k／ k ／ ％ ボ イ ド ）
ボイド率
（％）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
0
10
20
30
40
50
60
70

保 守 係 数 ： 1 . 2 5 （ 9 × 9 燃 料 （ Ａ 型 ））②ドップラ係数
２ ． ド ッ プ ラ 反 応 度 （ ×10 − ５ Δ k／ k／ ℃ ）（ 減 速 材 ： ， ボ イ ド 率 ＝ 40 ％ ）
燃料温度
（℃）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
520
750
1000
1250
1500
1750
2000
2250
2500
2750
3000

保 守 係 数 ： 0 . 9 （ 9 × 9 燃 料 （ Ａ 型 ））③ボロン反応度
３．ボロン反応度
サイクル初期
ボ ロ ン 価 値 （ ％ Δ k／ ppm）

④スクラム反応度
４．スクラム反応度（＄）
設計用スクラム曲線（サイクル末期）

挿入割合
0.00
0.05
0.10
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.70
0.80
0.90
1.00

⑤中性子関連５．中性子関連
9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
43

項目
中 性 子 寿 命 （ μ sec）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
0.0053

グループ
トータルβ⑥平均／ホッテストチャンネル軸方向（ＳＡＦＥＲ）【ＳＡＦＥＲ】
軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

軸方向出力分布0.53170.75171.03421.27581.38171.36251.22081.04420.845

0.5525

ギャップコンダクタンス
9×9 燃 料 （ Ａ 型 ）軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Btu/hr-ft2-F

781.561126.44

1571.76

1938.24

2082.962063.88

1847.88

1585.81230.12816.84W/(m2-K)4437.96396.28924.911005.8

11827.6

11719.3

10492.89004.66984.94638.2

添付 1.5.1-24

別添 3①【ＳＣＡＴ】
軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

軸方向出力分布

0.431

0.511

0.596

0.692

0.797

0.912

1.037

1.158

1.253

1.318

軸方向ノード

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

軸方向出力分布

1.363

1.393

1.403

1.378

1.333

1.268

1.193

1.118

1.048

0.972

軸方向ノード

21

22

23

24

25

軸方向出力分布

0.887

0.792

0.672

0.516

0.346

【ＳＣＡＴ】
半径方向出力分布
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）
規格化
半径
0.00
0.10
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.70
0.80
0.90
1.00

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11

相対出力
0.929
0.929
0.930
0.932
0.937
0.944
0.955
0.971
0.991
1.027
1.478

ギャップコンダクタンス【ＳＣＡＴ】
単位換算[Btu/hr-ft2-F]*5.678264

９ ×９ 燃 料（Ａ型）
平均

軸方向一定値

Btu/hr-ft2-F

1900

W/(m2-K)

10788.7

ホットロッド軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Btu/hr-ft2-F

860.5

989.7

1126.91280.31527.71820.32108.42334.32576.22822.8W/(m2-K)

16028.6

4886.15619.86398.87269.98674.710336.1

11972.1

13254.8

14628.3

軸方向ノード

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Btu/hr-ft2-F

2990.53058.43081

3024.52879.82633.12418.32261.42131.5

1958.6

W/(m2-K)

16980.8

17366.4

17494.7

17173.9

16352.3

14951.4

13731.712840.8

12103.2

11121.4

21

22

23

24

25

軸方向ノードBtu/hr-ft2-F

1759.71514.8

1248

997.8

714.6

W/(m2-K)9992.08601.47086.55665.84057.7②【ＲＥＤＹ】
規格化高さ

相対出力

0.000

0.00

0.042

0.44

0.167

0.77

0.292

1.14

0.500

1.46

0.625

1.35

0.708

1.07

0.792

0.94

0.917

0.69

1.000

0.40

サブクール環境計算のための分布

添付 1.5.1-25

別添 4
崩壊熱曲線（原子炉停止機能喪失）
時 間 (s)

崩壊熱割合

0.1

0.064470.2

0.063960.3

0.063490.4

0.06305

0.5

0.062620.6

0.062220.7

0.061830.8

0.061450.9

0.061091

0.0607420.057830.05558

40.0538350.0523960.0511870.0501480.0492290.04841100.0476820

0.0428830

0.0401340

0.0381950

0.0366960

0.0354870

0.0344680

0.0335990

0.03283100

0.03217200

0.02812300

0.02602400

0.0246500

0.02351600

0.02261700

0.02183800

0.02116900

0.020551000

0.020012000

0.016393000

0.014384000

0.01315000

0.01226000

0.011537000

0.011018000

0.010599000

0.01023

10000

0.00993

添付 1.5.1-26

別添 5
崩壊熱曲線（原子炉停止機能喪失以外）
時 間 (s)
崩壊熱割合0.1
0.064450.2
0.06394
0.3
0.4
0.5
0.6
0.7

0.06347
0.06303
0.0626
0.0622
0.06180.8
0.9

0.06143
0.06106

1
2
3
4
5
6

0.06072
0.057780.05557
0.05382
0.052390.05118789
100.050140.04923
0.048420.047692030
400.04290.040150.03822

50
60
70
80
90
100

0.03673
0.035510.03449
0.033620.03287
0.0322

200
300
400
500

0.028170.026070.02465
0.02355

600
700
800
900

0.02265
0.02187
0.021190.02059

1000
2000
3000
4000

0.02004
0.016410.01440.01311

5000
6000
7000
8000
9000

0.012210.011540.011020.010590.01024

10000
20000
30000
40000

0.009944
0.008262
0.007455
0.006928

50000
60000
70000
80000

0.006542
0.006242
0.006001
0.005802

90000
1000002000003000004000000.005634
0.005490.004574
0.003971
0.003565

5000006000000.003265
0.00303

7000008000009000001000000
2000000
3000000

0.00284
0.002684
0.002554
0.002443
0.001810.001495

4000000
5000000

0.001294
0.001157

6000000
7000000
8000000
9000000
10000000

0.001052
0.0009714
0.0009032
0.0008464
0.0007959

添付 1.5.1-27

別添 6

第 1図

PLR ポ ン プ 特 性

ポンプ流量／台
最大流量運転回転速度

10 20 m

揚程245.4 m

添付 1.5.1-28

第 2図

給 水 制 御 ブ ロ ッ ク 図 （ 1/3）

添付 1.5.1-29

第 3図

給 水 制 御 ブ ロ ッ ク 図 （ 2/3）

第 4図

給 水 制 御 ブ ロ ッ ク 図 （ 3/3）

添付 1.5.1-30

別添 7
3.00
低圧代替注水系（常設）

原子炉圧力(MPa[gage])

2.50

2.00

1.50

1.00

0.50

0.00
0

100

200

300

400

注水流量（m３／h）

第 1図

原子炉圧力

注水流量

(MPa[gage])(m ３ ／ h)

2.38
1.00
0.00

0
286
378

低圧代替注水系（常設）注水特性

添付 1.5.1-31

500

別添 8

250

給水温度（℃）

200
150
100
50
0
0

200

400
600
時間（sec）
第 1図

給水温度時間変化

添付 1.5.1-32

800

1000

別添 9

添付 1.5.1-33

添付 2

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故（ＭＡＡＰ）

1.

定常運転条件等に関するデータ
項

1.

目

数

値

崩壊熱曲線

備

考

平衡炉心サイクル末(1)崩 壊 熱 曲 線

第 1.1 図 参 照(2) ス ク ラ ム 時 の 炉 内 イ ン ベ ン ト リ （ 同 位 体
毎，非放射性物質を含む）

期相当
Xe
Kr
I
Rb
Cs
Sr
Ba
Y
La
Zr
Nb
Mo
Tc
Ru
Sb
Te
Ce
Pr
Nd
Sm
Np
Pu

添付 1.5.1-34

項
2.

目

数

値

炉内相対出力分布(1)径 方 向 相 対 出 力 分 布(2)軸 方 向 相 対 出 力 分 布

備

考

設計値
第 1.2 図 参 照
1.16 37

リ ン グ 1[内 側 ]1.11 12リング 2

1.10 98

リング 3

1.05 63

リング 4

0.55 91

リ ン グ 5[外 側 ]第 1.3 図 参 照
0.0

添付 1.5.1-35

非加熱部

0.37 44

ノ ー ド 10[上 端 ]0.99 00

ノード 9

1.21 62

ノード 8

1.28 58

ノード 7

1.36 24

ノード 6

1.32 08

ノード 5

1.21 13

ノード 41.01 65

ノード 30.79 73

ノード 2

0.42 53

ノ ー ド 1[下 端 ]

0.0

非加熱部

0.0

非加熱部

2.

幾何形状等に関するデータ
項

1.

目

数

値

備
設計値

定常運転時の圧力，温度，湿度(1) 格 納 容 器 圧 力 （ ド ラ イ ウ ェ ル ）5.0kPa［ gage］(2) 格 納 容 器 温 度 （ ド ラ イ ウ ェ ル ）330K(3) 格 納 容 器 湿 度 （ ド ラ イ ウ ェ ル ）0.2％(4) ベ ン ト 管 圧 力

5.0kPa［ gage］(5) ベ ン ト 管 温 度

305K(6) ベ ン ト 管 湿 度

0.2％(7) 格 納 容 器 圧 力 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン

5.0kPa［ gage］

バ）
305K

(8) 格 納 容 器 温 度 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン
バ）

1.0％

(9) 格 納 容 器 湿 度 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン
バ）(10)サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度

305K(11)原 子 炉 建 屋 圧 力

大気圧(12)原 子 炉 建 屋 温 度

300K(13)原 子 炉 建 屋 湿 度

0.1％(14)格 納 容 器 気 体 成 分 比

窒 素 100％(15)原 子 炉 建 屋 気 体 成 分 比

窒 素 80％酸 素 20％添付 1.5.1-36

考

項
2.

目

数

値

備

容積

設計値

(1) 原 子 炉 圧 力 容 器
・自由空間体積（冷却材がない場合，解第 2.1 図 参 照

析で想定される空間区分毎）(2) ド ラ イ ウ ェ ル （ ベ ン ト 管 及 び ペ デ ス タル（ドライウェル部）を含む）
5,70 0m ３・ドライウェル自由空間体積(3) ド ラ イ ウ ェ ル （ ベ ン ト 管 及 び ペ デ ス タル（ドライウェル部）を除く）

5,17 8m ３・ドライウェル自由空間体積・ド ラ イウ ェ ル 床か ら ド ライ ウ ェル頂 部までの高さと自由空間体積の関係

高さ
0.0m
30.1m

体積
0.0m ３
5,17 8m ３(4) ペ デ ス タ ル （ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）・自由空間体積・ペデスタル（ドライウェル部）底部から頂部までの高さと自由空間体積の関係222. 0m ３
高さ
体積
0.0m

0.0m ３9.5m

222. 0m ３300m ３(5) ベ ン ト 管
・ベント管自由空間体積（プール水がな
い場合）(6) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ

7,40 0m ３・サプレッション・チェンバ自由空間体
積（プール水がない場合）

高さ

体積

・サプレッション・チェンバ底部からサ

0.0m

0.0m ３

プレッション・チェンバ頂部までの高16.1m

7400m ３

さ と 自 由 空 間 体 積 の 関 係（ プ ー ル 水 がない場合）

3,30 0m ３・サプレッション・プール水量(7) 原 子 炉 建 屋
・原子炉建屋自由体積

71,7 13m ３
高さ
体積

・原子炉建屋底部（マット）から原子炉

0.0m

0.0m ３

建屋頂部までの高さと自由空間体積67.8 55m

7171 3m ３の関係

添付 1.5.1-37

考

項
3.

目

数

値

備

原子炉圧力容器形状に関するデータ

設計値
材質
鉄鋼
クロム
ニッケル
炭素

(1) 内 部 構 造 材 材 質 及 び 重 量

割合
0.74
0.18
0.08
0

729. 6t(2) 燃 料 集 合 体 材 質 及 び 重 量 （ ウ ラ ン 含 む ）・燃料ペレットUO ２

・燃料被覆管Zr・チャンネルボックス

Zr
材質
鉄鋼
クロム
ニッケル

・構造材

割合
0.687
0.19
0.093

223. 21t(3) Ｌ Ｏ Ｃ Ａ が 起 こ り 得 る 配 管 の 口 径 及 び 位

設計値551. 0mm

置

24.3 99m

4．

ドライウェル形状に関するデータ(1) ド ラ イ ウ ェ ル 床 高 さ
第 2.2 図 ① 参 照(2) 圧 力 容 器 底 部 高 さ
第 2.2 図 ② 参 照(3) ド ラ イ ウ ェ ル 頂 部 高 さ
第 2.2 図 ③ 参 照(4) ド ラ イ ウ ェ ル 床 内 径
第 2.2 図 ④ 参 照(5) ド ラ イ ウ ェ ル ラ イ ナ 材 質
鋼材(6) ド ラ イ ウ ェ ル ラ イ ナ 厚 さ(7) ド ラ イ ウ ェ ル ラ イ ナ と 原 子 炉 圧 力 容 器 遮
蔽壁との間隔第 2.2 図 ⑥ 参 照EL.1 3891:7899.5mm
EL.1 9800:6083.5mm
EL.3 4420:1997.5mm

添付 1.5.1-38

考

項
5.

目

数

値

サプレッション・チェンバ形状に関する

備

考

設計値

データ
(1) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 内 径

第 2.2 図 ⑦ 参 照(2) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 深第 2.2 図 ⑧ 参 照(3) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度

32℃(4) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ ラ イ ナ 材 質

鋼材(5) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ ラ イ ナ 厚 さ

壁：床：(6) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ ラ イ ナ と サ―

プレッション・チェンバ遮蔽壁との間隔
6.

ベント管形状に関するデータ

設計値(1) ベ ン ト 管 頂 部 高 さ

第 2.2 図 ⑨ 参 照(2) ベ ン ト 管 材 質 及 び 重 量

鋼 材 1,480kg／ 本(3) ベ ン ト 管 外 径 及 び 内 径

610m ／(4) ベ ン ト 管 長 さ

第 2.2 図 ⑩ 参 照(5) ベ ン ト 管 本 数

108 本(6) ベ ン ト 管 入 口 障 壁 の 形 状 及 び ベ ン ト 管 と(1)及 び (3)と 同 じの位置関係(7) ベ ン ト 管 出 口 の プ ー ル 底 部 か ら の 高 さ

第 2.2 図 ⑪ 参 照(8) 真 空 破 壊 装 置 の 内 径(9) 真 空 破 壊 装 置 の 個 数

11 個(10) 真 空 破 壊 装 置 の 作 動 条 件

3.45 kPa

ドライウェル−サプ
レッション・チェン
バ差圧(11)真 空 破 壊 装 置 の 位 置 （ 高 さ ）W/W 床 上 ：14.30m(288°以 外 )15.1 9m(288°)

添付 1.5.1-39

項
7.

目

数

値

備

考

設計値

格納容器圧力逃がし装置／耐圧強化ベント系に関するデータ
ベ ン ト 管 口 径：508 .0m m(1) ベ ン ト 配 管 口 径 ， 位 置

サプレッション・チェ
ン バ 床 上 高 さ ： 15.4m(2) 放 出 高 さ8.

MAAP モ デ ル 化 な し
設計値

原子炉遮蔽壁形状に関するデータ(1) 原 子 炉 遮 蔽 壁 頂 部 高 さ

第 2.2 図 ⑫ 参 照(2) 原 子 炉 遮 蔽 壁 長 さ

第 2.2 図 ⑬ 参 照(3) 原 子 炉 遮 蔽 壁 外 径 及 び 内 径

9.092m／ 7.876m(4) 原 子 炉 遮 蔽 壁 と 圧 力 容 器 壁 と の 間 隔(5) 原 子 炉 遮 蔽 壁 材 質
9.

564m mモルタルと鋼板
設計値

ペデスタル形状に関するデータ(1) 原 子 炉 キ ャ ビ テ ィ 床 高 さ

第 2.2 図 ⑭ 参 照(2) 各 部 の 長 さ

第 2.2 図 ⑮ 参 照(3) ペ デ ス タ ル 開 口 部 数

ドライウェル：
人通用開口部 1 箇所
サプレッション・チェ
ンバ：
人通用開口部 8 箇所

(4) コ ン ク リ ー ト 組 成(5) コ ン ク リ ー ト 密 度

玄 武 岩 系 ｺﾝｸﾘｰﾄ
組成
割合
SiO ２
0.5484CaO
0.0882
Al ２ O ３
0.08 32
K２ O
0.0539Na ２ O
0.0180
MgO+MnO+TiO
0.0721
Fe ２ O ３
0.06 26Fe
0.00 00
Cr ２ O ３
0.00 00
H２ O
0.0586CO ２0.0150O２
0.00 00
2,300kg／ m

３

文 献 値 （ NUREG ／ CR
− 3920）

文 献 値（ コ ン ク リ ー
ト標準示方書）
文 献 値 （ NUREG ／ CR(6) コ ン ク リ ー ト 融 解 温 度

1,380℃

添付 1.5.1-40− 2282）項目

数(7) コ ン ク リ ー ト 凝 固 温 度

値1,08 0℃

備
2282 ）

10.

原子炉建屋形状に関するデータ

設計値(1) 原 子 炉 建 屋 の 縦 ， 横 長 さ67m×6 7m

(2) 原 子 炉 建 屋 頂 部 高 さ

EL.63.65m(3) 燃 料 交 換 建 屋 床 高 さ−(4) 原 子 炉 建 屋 マ ッ ト 厚 さ5m(5) サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 遮 蔽 壁 厚 さ−(6) ド ラ イ ウ ェ ル 遮 蔽 壁 厚 さ−(7) 原 子 炉 建 屋 壁 サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ

−

部厚さ
1.8m

(8) 原 子 炉 建 屋 壁 ド ラ イ ウ ェ ル 部 厚 さ(9) ブ ロ ー ア ウ ト パ ネ ル 個 数(10)ブ ロ ー ア ウ ト パ ネ ル 位 置(11)ブ ロ ー ア ウ ト パ ネ ル 開 口 面 積(12)ブ ロ ー ア ウ ト パ ネ ル 吹 出 し 圧 力(13) 原 子 炉 建 屋 内 の 開 口 部 の 個 数 ， 位 置 ， 開
口部面積

添付 1.5.1-41

なし

考

文 献 値（ NU REG ／ C R−

3.

工学的安全施設等に関するデータ
項

1.

目

数

値

高圧炉心スプレイ系

備

考

設計値

(1) ポ ン プ 台 数

1台(2) 注 水 特 性 曲 線

1,419m ３ ／ h(3) 水 源 切 替 条 件

水源切替しない(4) ス パ ー ジ ャ ノ ズ ル 注 水 高 さ

9.99 m1.38 MPa［ dif］

原子炉圧力容器底部
からの高さ

2.

低圧炉心スプレイ系(1) ポ ン プ 台 数

1台(2) 注 水 特 性 曲 線

1,419m ３ /h

設計値

0.84 MPa[dif]9.68 m(3) 注 水 位 置

原子炉圧力容器底部
からの高さ

3.

低圧注水系

(1) ポ ン プ 台 数

3台(2) 注 水 特 性 曲 線

1,605m ３ ／ h（ 1 台 当 た

0.14 MPa［ dif］り）
(3) 注 水 位 置

9.46 m

原子炉圧力容器底部
からの高さ

4.

低圧代替注水系

設計値(1) ポ ン プ 台 数

1台(2) 注 水 特 性 曲 線

恒 設 代 替 ： 286m ３ ／ h

1.0M Pa[gage]

送 水 車 ： 110m ３ ／ h（ 10MPa [gage]

台当たり）(3) 注 水 位 置

低圧注水系と同一※１計算コードへの入力は，当該計算コードの単位系の取扱いに応じて，体積流量又は質量流量に換算しているが，出力は温度圧力等の影響を受けない質量流量としている。

添付 1.5.1-42

項
4.

目

数

値

原子炉隔離時冷却系

備

考

設計値

(1) ポ ン プ 台 数

1台(2) 注 水 特 性 曲 線

136.7m ３ ／ h

7.86 〜
1.04 MPa[gage](3) 水 源 切 替 条 件

水源切替しない(4) タ ー ビ ン 駆 動 蒸 気 量

高 圧 ： 14.9t/h
低 圧 ： 5.3t/h(5) タ ー ビ ン 駆 動 蒸 気 凝 縮 水 の 温 度

下記条件の飽和温度
高 圧 ： 79.1kg／ cm ２ ･g
低 圧 ： 9.5kg／ cm ２ ･g

(6) 注 水 位 置

給 水 系 ： 22.1m

原子炉圧力容器底部
からの高さ

5.

残留熱除去系

設計値(1) 熱 交 換 器 基 数(2) 伝 熱 容 量2基
16.6×10 6 kcal／ h（ 1 基
当たり）810m ２(3) 伝 熱 面 積(4) 一 次 側 定 格 流 量

1,692m ３ ／ h(5) 二 次 側 定 格 流 量

1,681m ３ ／ h(6) 一 次 側 入 口 温 度

52℃(7) 一 次 側 出 口 温 度

42℃(8) 二 次 側 入 口 温 度

22℃(9) 二 次 側 出 口 温 度

32℃※１計算コードへの入力は，当該計算コードの単位系の取扱いに応じて，体積流量又は質量流量に換算しているが，出力は温度圧力等の影響を受けない質量流量としている。
※２ＳＡＦＥＲコードは蒸気ドームの蒸気を飽和と扱い，過熱エネルギは蒸気ドームに接する水面の冷却水の蒸発に置換する。ＲＣＩＣ注水時にダウンカマ部が未飽和の場合には蒸気への置換を行
わず，過熱エネルギを蓄積する。蓄積した過熱エネルギはＲＣＩＣ停止後にダウンカマ部が飽和に復帰した時点で蒸気に置換する。このため，蒸気量が増加し，ＲＣＩＣ起動停止に伴う原子炉
圧力低下幅が小さくなる。

添付 1.5.1-43

項

目

数

値

備

残留熱除去系-

代替循環冷却系

緊急用海水系-緊 急 用 海 水 系

1基

1基(2) 伝 熱 容 量

約 24MW

約 14MW(3) 伝 熱 面 積――(4) 一 次 側 定 格 流 量760m 3 ／ h

250m 3 ／ h(5) 二 次 側 定 格 流 量600m 3 ／ h

600m 3 ／ h(6) 一 次 側 入 口 温 度

100℃

100℃

(7) 一 次 側 出 口 温 度

73℃

50℃

(8) 二 次 側 入 口 温 度

32℃

32℃

(9) 二 次 側 出 口 温 度

67℃

52℃

6.

残留熱除去系／代替循環冷却系(1) 熱 交 換 器 基 数

7.

復水貯蔵タンク

考

設計値

期待しない

(1) 縦 幅(2) 横 幅(3) 高 さ(4) 水 量(5) 水 温8.

代替淡水貯槽

設計値(1) 水 量4,300m(2) 水 温30℃

３解 析 で は 外部 水 源 の 水
温 35℃ を 用いる

添付 1.5.1-44

項
9.

目

数

値

格納容器スプレイ

備

考

設計値

(1) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 位 置

5.8m(2) 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 流 量130m ３ ／ h

ダイヤフラムフロア
からの高さ

10. 逃 が し 安 全 弁

設計値(1) 自 動 減 圧 機 能 を 有 す る 逃 が し 安 全 弁 個 数

7個(2) 自 動 減 圧 機 能 を 有 す る 逃 が し 安 全 弁 容 量385. 2t／ h（ 1 個 当 たり）(3) 自 動 減 圧 機 能 を 有 す る 逃 が し 安 全 弁 流 路

92cm ２ ／ 個

面積（代替ＡＤＳを含む）
11. 格 納 容 器 圧 力 と 自 動 減 圧 閉 鎖 特 性 の 関 係−

12. 非 常 用 ガ ス 処 理 系−

解析 では 使 用 し ない。

添付 1.5.1-45

項

目

数

値

備

13. プ ラ ン ト イ ン タ ー ロ ッ ク 等 に 関 す る デ ータ(1) 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 作 動 条 件

原子炉停止機能喪失

設計値

シーケンス以外：
自 動 起 動：原 子 炉 水 位
異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
＋ 27 秒
原子炉停止機能喪失
シ ー ケ ン ス：格 納 容 器
圧力高（ 13.7kPa[gage]） で自動起動(2) 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 停 止 条 件

自 動 停 止：原 子 炉 水 位
高 （ レ ベ ル 8） 到 達(3) 低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 作 動 条 件

自 動 起 動：原 子 炉 水 位

設計値

異 常 低 下 （ レ ベ ル 1）
＋ 40 秒(4） 低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 停 止 条 件

自 動 停 止：原 子 炉 水 位
高 （ レ ベ ル 8） 到 達(5) 低 圧 注 水 系 作 動 条 件

自 動 起 動：原 子 炉 水 位

設計値

異 常 低 下 （ レ ベ ル 1）
＋ 40 秒(6) 低 圧 注 水 系 停 止 条 件

自 動 停 止：原 子 炉 水 位
高 （ レ ベ ル 8） 到 達(7) 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 作 動 条 件

自 動 起 動：原 子 炉 水 位
異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
＋ 30 秒(8) 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 停 止 条 件

自 動 停 止：原 子 炉 水 位
高 （ レ ベ ル 8） 到 達(9) 残 留 熱 除 去 系（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） イ ン タ ー ロ ッ ク 動 作
作動条件

はない

(10) 残 留 熱 除 去 系 停 止 条 件―

添付 1.5.1-46

設計値

考

項

目

数

(11)代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 作 動 条 件

値

（常設）

備

考

手順書に基づく設定

炉心損傷前：
279kPa[gage]到 達
炉心損傷後：
465kPa[gage]到 達 ，原子炉圧力容器破損時（可搬）
279kPa[gage]到 達(12)代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 停 止 条 件（常設）

手順書に基づく設定

炉心損傷前：
217kPa[gage]到 達
炉心損傷後：
400kPa[gage]到 達 ，原子炉圧力容器破損から格納容器圧力の低下後（可搬）
217kPa[gage]到 達(13)過 渡 時 自 動 減 圧 機 能 作 動 条 件

自 動 起 動：原 子 炉 水 位
異 常 低 下 （ レ ベ ル 1）
＋ 10 分(14)自 動 減 圧 系 停 止 条 件なし(15)格 納 容 器 ベ ン ト 開 始 条 件

手順書に基づく設定
炉 心 損 傷 前 ： 1Pd
炉 心 損 傷 後：ス プ レ イ
停 止 時（ サ プ レ ッ シ ョ
ン・プ ー ル 水 位 通 常 水
位 +6.5m 到 達 時 ）， ド
ライウェル又はサプレ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ
酸 素 濃 度 4.3％ 到 達 時(16)格 納 容 器 ベ ン ト 経 路

サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ
ンバからのベント(17)格 納 容 器 ベ ン ト 面 積

100％ 面 積

添付 1.5.1-47

項

目

数

値

14. 破 損 に 関 連 す る 条 件

備考

文 献 値 （ MATPRO）(1) 材 料 溶 融 温 度・ジルカロイ2,12 5K

・酸化ジルコニウム

2,91 1K・二酸化ウラン

3,11 3K

・ステンレス鋼

1,70 0K

・ステンレス鋼酸化物

1,65 0K

・Ｂ４Ｃ

2,70 0K(2) 下 部 ヘ ッ ド 破 損 条 件
・貫通部毎の過温破損条件

貫通部における破損

解析モデル

モードは２種類による判定を実施。
①溶接部のせん断応
力が限界せん断応力を超える場合②溶接部のひずみ量
がしきい値を超えた
場合・下部ヘッドクリープ破損条件

クリープ破損はLarson-Miller パ ラ メータ手法により評価

・ Larson-Miller 評 価 に 用 い る パ ラ メ ー タ

ＭＡＡＰによる内部計算(3) 被 覆 管 破 損 条 件

1,00 0K

実験に基づく設定値(4) コ ア ・ コ ン ク リ ー ト 反 応 条 件

1,65 3K

文 献 値（ NU REG ／ C R−
2282 ）(5) 水 素 燃 焼 条 件
・燃焼開始濃度（水素，酸素，水蒸気）

水 蒸 気 75％ 以 下
水 素 4.1％ 以 上
酸 素 5％ 以 上

添付 1.5.1-48

実験に基づく設定値

1.0E+10

1.0E+08

1.0E+07

1.0E+06)

崩 壊 熱

1.0E+09

0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

時 間 (h)

第 1.1 図崩壊熱曲線

添付 1.5.1-49

120

132

144

156

168

1.4
1.2

相対出力

1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

1

2

3

4

5

径方向ノード

第 1.2 図

径方向出力分布

13
12
11
10

軸方向ノード

9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
0.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

相対出力

第 1.3 図軸方向出力分布

添付 1.5.1-50

1.2

1.4

蒸 気 ドーム
スタンドパイプ，セパレータ内
シュラウドヘッド内
炉心
ダウンカマ
下 部 プレナム内

第 2.1 図原子炉圧力容器内自由空間体積

添付 1.5.1-51

EL.46500③ EL.43958⑤ φ9652⑬ 14569⑫ EL.34420

φ7876

608

② EL.20292⑥④ φ24905⑨ EL.13946 ① EL.13891⑮ 9118

φ610

φ6172

⑪ 36583372

EL.3030(NWL)
2058⑧ 7030⑩ 14288⑭ EL.11656⑦ 12954

第 2.2 図格納容器形状に関するデータ

添付 1.5.1-52

EL.-4000

環境

ドライウェルStandpipe&
Separator

MS Line

第 2.3 図Upper
Down-Comer

Shroud Head

格納容器ノード分割

添付 1.5.1-53

Lower
Down-ComerCore

D/WベントLOCA junc

RPVボトムドレン

D/W-ベント管

Corium junc

S/RV Discharge

ペデスタル-D/W

S/Cベント

ペデスタル

ベント管

真空破壊弁
S/C-ベント管

サプレッション・チェンバベント管-S/C(注)D/W : Drywell, P/D : Pedestal, S/C : Suppression Chamber, S/RV : Safety Relief Valve4.

溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）(1) 計 算 体 系 の 幾 何 形 状
第 1 図にＭＣＣＩにおけるＭＡＡＰ評価モデルの概要図を示す。
モデル化において想定される各評価条件について以下にまとめる。
・溶融炉心は，初期条件として溶融炉心全量がペデスタル床面に均一に堆積していると仮定しており，溶融炉心上部には冷却材プール （ 約 1m） が 形 成 さ れ て い る 。
・溶融炉心が落下する領域はコリウムシールド床面（
ウ ム シ ー ル ド 側 面（
デスタル床面（約）， コ リ）が 設 置 さ れ て お り ，更 に そ の 外 側 は ペ）， ペ デ ス タ ル 側 壁 （ 約）に囲まれている。
・局所形状のモデル化の取扱いについては，ペデスタル領域内の配管 ，構 造 物 ，サ ン プ ，ス リ ッ ト に つ い て は モ デ ル 化 さ れ て い な い 。

ペデスタル側壁

コリウムシールド
冷却材プール
溶融炉心

ペデスタル床第 4-1 図ＭＣＣＩ解析モデル図

添付 1.5.1-54

(2)溶融炉心固相線・液相線
ＭＡＡＰコード内蔵されているものを使用している。
第 1 表に主要入力値を示す。

第 4-1 表
No.

入

主要入力値

力

1

エ ン ト レ イ ン メ ン ト 係 数（ R icou-Sp aldin g 係 数 ）2

溶融炉心から下部，側面，上部クラストへの対流熱伝
達係数

入力値

備考

0.5484

文献値（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−
3920）

下部
側面
上部

3

4

上部プール水とデブリ間熱流束※１

コンクリート組成※２（玄武岩系コンクリート）

SiO 2
CaO
Al 2 O 3
K2O
Na 2 O
MgO+MnO+TiO 2
Fe 2 O 3
H2O
CO 2

0.08820.0832
0.05390.01800.0721
0.0626
0.05860.0150

コンクリート融点5コンクリート特性

液相温度

固相温度
侵食開始温度6

コリウムシールド特性

比熱
熱伝導率

※1

※2

上 部 プ ー ル 水 と デ ブ リ 間 熱 伝 達 係 数 （ Kut atel adz e 係 数 ） と 記 載 し て い る が ， Kutat eladz e型 水 平 平 板 限 界 熱 流 束 相 関 式 が 適 用 さ れ て い る 間 の 熱 伝 達 係 数 と Kut atela dze 係 数 は 同 じ
ものではないため，総じて表現されている熱流束を示す。
代表的な玄武岩コンクリート組成を採用。本シナリオは侵食量が小さく，コンクリート組
成が異なることによる侵食時の発生ガス量及び発生ガスによる侵食挙動への影響は小さい。

添付 1.5.1-55

添付資料 1.5.2
有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び破断面積設定の考え方について

重大事故等対策の有効性評価においてＬＯＣＡを想定する事故シーケンスの破断位置及び破断面積の設定の考え方は，以下のとおり。

1．

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(1)

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
ａ．破断位置
燃料被覆管破裂が発生しない範囲の破断面積（約 3.7cm ２ ）を考慮し，気相部配管，シュラウド外の液相部配管及びシュラウド内の液相部配管の各配管（第 1 表）について，流出量の観点からそれぞれ最も低い位置に存在する配管で破断が発生した場合の感度解析を実施した。
その結果，第 2 表に示すとおり，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。また，液相部配管についてはシュラウド内外
で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。
したがって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損））での想定との整合も考慮し，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環系配管（出口ノズル）を設定した。

添付 1.5.2-1

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

第2表

破断位置の感度解析結果
破断面積

破断位置
①主蒸気系配管（出口ノズル）（気相部配管）②再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）③底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

燃料被覆管
最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

約 616℃
約 617℃ｂ．破断面積炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲で「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事象進展の特徴を代表
添付 1.5.2-2

できる破断面積約 3.7cm２ （0.004ft２ ）を設定した。
また，第 3 表に示すとおり，破断面積の感度解析を実施し，再循環系
配管（シュラウド外の液相部配管）の破断について，破断面積約 9.5
cm ２ までは燃料被覆管破裂が発生しないことを確認している。
破断面積が約 9.5cm ２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂を含む。）に至る場合については，「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）」にて確認する。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２有

2．重大事故(1)

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温）
ａ．破断位置
破断位置は以下の理由から再循環系配管（出口ノズル）を想定している。（第1図参照）(a)

ＬＯＣＡ事象は，破断面積が大きいほど原子炉水位低下及び炉心溶融までの事故進展が早く，格納容器破損防止対策を講じるための余
裕時間が厳しくなるため，配管面積が大きいものを選定する。（第1 表参照）
なお，気相部配管の破断及び液相部配管（シュラウド内及びシュラ
ウド外）の破断を原子炉水位低下及び炉心溶融までの時間で比較した場合，液相部配管の破断の方が厳しいことから，配管位置が低く，配管面積が大きい再循環系配管（出口ノズル）を想定する。
添付 1.5.2-3

(b)再循環系配管（出口ノズル）以外の配管破断を想定した場合の影響は以下のとおり。

①

再循環系配管（ジェットポンプノズル）での破断を想定した場合，ジェットポンプノズルに比べて面積の大きい再循環系配管（出口ノズル）から破断口に向かう流路に圧力損失を生じさせる再循環系ポンプがあるため，破断流量は再循環系配管（出口ノズル）より少なくなる。
原子炉圧力容器内の水温は出口ノズルとジェットポンプノズルで差異はなく，また，再循環系ポンプを通過する場合にはポンプ入熱により温度上昇するが，破断流量が低下する影響が大きいことから，ポンプ入熱を考慮しても格納容器内の圧力上昇及び温度上昇への影響は再循
環系配管（出口ノズル）よりも小さくなる。また，残留熱除去系配管（注水ノズル）等のその他のシュラウド外液相配管については，再循
環系配管（出口ノズル）より配管口径が小さく接続部高さも高いため，破断流量は再循環系配管（出口ノズル）より少なくなり，格納容器内の圧力上昇及び温度上昇への影響は再循環系配管（出口ノズル）よりも小さくなる ※ 。そのため，格納容器内の圧力上昇及び温度上昇に対して厳しくなる再循環系配管（出口ノズル）を想定する。
※

ＭＡＡＰ解析上，初期状態において残留熱除去系配管（注水ノズル）等が接続しているシュラウド内領域は他の領域より10℃程度水温が高いが，ＬＯＣＡ事象発生後初期の事象進展としては破断流量が大きくなる再循環系配管（出口ノズル）の方が厳しくなる。

②

大口径配管ではないが，再循環系配管（出口ノズル）より下部にほう酸水注入系配管及び底部ドレン配管があり，炉心冠水後も継続して
原子炉圧力容器から格納容器内への流出が継続し，サプレッション・
添付 1.5.2-4

プールの水位上昇を早めることとなる。本影響については，ｃ．において述べる。

原子炉圧力容器
主蒸気配管
炉心

再循環系配管第1図

再循環系配管（出口ノズル）破断の概要

ｂ．破断面積破断面積を大きくすると，原子炉からの冷却材漏えい量が多くなり，格納容器へのエネルギ放出量が多くなることから，再循環系ポンプ吸込
配管の両端破断（0.29m２ ）を想定する。

ｃ．ほう酸水注入系配管及び底部ドレン配管からのＬＯＣＡについて
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」における起因事象は，原子炉内の保有水量の減少及び炉心のヒートアップを厳しく見積もる観点から，再循環系ポンプ配管の両端破断を選定した。
一方，再循環系ポンプ配管のような大口径配管は存在しないが，炉心位置よりも下部に存在する配管もある。このような配管は原子炉圧力容器内の保有水量及び炉心のヒートアップの観点からは厳しくないが，炉添付 1.5.2-5

心冠水過程において，破断箇所から漏えいした冷却材はペデスタル（ドライウェル部）へ流入し続けるため，当該配管が破断した場合についても考慮する必要がある。しかしながら，全般的に静的な過圧・過温という観点では，今回選定した再循環系ポンプ配管の両端破断のシナリオより格納容器圧力・温度は緩慢に推移するため，ほう酸水注入系配管及び底部ドレン配管の破断は，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温）として想定した再循環系ポンプ配管の両端破断シナリオに包絡される事象となる。

添付 1.5.2-6

添付資料 1.5.3
サプレッション・プール初期水位について

1.

格納容器ベント実施までに格納容器内に蓄積する熱量
格納容器ベント実施の直前までに格納容器内に蓄積する熱量（Ｑ VENT ）は，
ベントまでの期間に崩壊熱により格納容器内に蓄積する熱量（Ｑ ｄ ），格納
容器内の液相部（サプレッション・プール初期水量＋格納容器スプレイ注水量）の初期熱量（Ｑ ｗ ）及び格納容器気相部の初期熱量（Ｑ ｇ ）の合計となる。
ただし，気相部に満たされている窒素の比重及び比熱は水と比較して非常に小さいことからＱ ｇ は無視する。ここで簡単のため事象進展によらずＱ ＶＥＮＴが一定との仮定をおくと，Ｑ Ｗ の大小によりベントまで余裕時間の大小が決定される。
Ｑ ＶＥＮＴ ＝Ｑ ｄ ＋Ｑ Ｗ

2.

サプレッション・プール初期水位の違いによるＱ Ｗ への影響
有効性評価では，外部水源の水温（35℃一定）をサプレッション・プール（以下「Ｓ／Ｐ」という。）の初期水温（32℃）よりも高く設定している。
このため，Ｓ／Ｐの初期水位が高い場合，格納容器スプレイ停止時（Ｓ／Ｐ
底部から 13.53ｍ到達時）のＳ／Ｐ水に占める外部水源の割合が低下することで，第 1 図に示すとおりＱ Ｗ は小さくなる。これに伴い，格納容器スプレ
イの開始が遅くなり，定性的には格納容器ベントの実施も遅くなると考えられる。
以上より，Ｓ／Ｐ初期水位は，格納容器ベントまでの余裕時間が短くなる
条件として，通常運転値の下限水位である「6.983ｍ」とする。

添付 1.5.3-1

Ｑ Ｗ(Ｌ)＞Ｑ Ｗ(Ｈ)13.53ｍ(スプレイ停止基準)

35℃

35℃
7.07ｍ
6.983ｍ
32℃

32℃

初期水位 6.983ｍ（有効性評価）第1図

初期水位 7.07ｍ（運転実績最大）
格納容器スプレイ停止時のＳ／Ｐ水熱量13h

スプレイ開始27h
スプレイ停止28h
格納容器ベント実施

初期水位：6.983ｍ（有効性評価）ｔ

初期水位：7.07ｍ（運転実績最大）ｔ−20 分 ※(※)Ｓ／Ｐ水位が解析条件で設定した 6.983ｍから運転実績最大値の 7.07ｍまで上昇した場合の水量の増分は約 42ｍ ３ であり，130ｍ ３ ／ｈでスプレイすることから，スプレイ期間は 20 分程度短くなる
第2図

Ｓ／Ｐ初期水位の違いによるベント実施時期の違い

添付 1.5.3-2

添付資料 1.5.4
外部水源温度の条件設定の根拠について

代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は地下埋設式であり，外気温の影響を受けにくく，年間を通じて安定である。また，地下数十cmであれば地中温度
は30℃を下回るため（第1図），これを包含する高めの水温として35℃を設定
する。

35.0
地面

30.0

地下5㎝
地下10㎝

25.0
温度（℃）

地下20㎝
20.0

地下30㎝
地下50㎝

15.0

地下1m
地下2m

10.0

地下3m
地下5m

5.0

地下10m
0.0
1月

2月

第1図

3月

4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

地中温度の年間月別平均温度の変動（水戸市）（「地中温度等に関する資料」（農業気象資料第3号,1982）に基づく）

添付 1.5.4-1

添付資料 1.5.5
給水流量をランアウト流量（68％）で評価することの妥当性

今回の申請において示した解析ケースでは，給水流量をランアウト流量（68％）
で評価しているが，原子炉圧力が高い場合，給水流量は 68％以下となることが考えられる。この場合，復水器ホットウェル水位低による給水・復水系停止までの時間が長くなり，評価結果に影響を与える可能性がある。以下に，現状の解析条件の妥当性について示す。

給水流量は，原子炉圧力が高くなることにより減少する傾向であるが，次のとおり，原子炉停止機能喪失解析において 68％を設定していることは有効性評
価の目的に照らして妥当であると判断している。
給水流量を 68％よりも少なく設定した場合には，復水器ホットウェル水位低による給水・復水系停止までの時間は長くなる。一方で，給水流量が少ない場
合は，炉心入口サブクール度の変化が小さくなり出力上昇が抑制される傾向となるため，燃料被覆管温度はより低下すると考えられる。同様に，原子炉から発生する蒸気量が低下するため，サプレッション・プール水温度や圧力上昇は抑制される。
給水流量が少なくなり，給水・復水系停止までの時間が長くなったとしても，出力が抑制されることになるため，解析結果としては給水流量 68％の場合と同程度になり，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいと考えられる。
なお，給水流量 68％は，添付書類十の過渡解析における「給水制御系の故障」の最大給水流量条件として，炉心入口サブクール度の増加による出力上昇を大きめにすることにより解析結果を厳しくする観点から設定されている値である。

添付 1.5.5-1

添付資料 1.5.6
逃がし安全弁の解析条件設定について

東海第二発電所では，原子炉停止機能喪失を除く有効性評価においては，原子炉圧力が高めに維持され，また，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなることで評価項目に対して厳しい条件として，逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御に期待した評価としている。
逃がし安全弁（逃がし弁機能）に期待した場合に評価項目となるパラメータに与える影響について，以下に述べる

1.

燃料被覆管温度及び燃料被覆管の酸化量
事象発生時に高圧注水機能の喪失を想定する事故シーケンスでは，原子炉を減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉注水を実施することで炉心損傷を防止する。これらの事故シーケンスにおける燃料被覆管温度の上昇は，おおむね原子炉圧力が低圧の注水機能の締切圧力まで低下して，原子炉注水が開始されるタイミングに依存する。
第 1 表 に「 高 圧 注 水・減 圧 機 能 喪 失 」に お い て ，逃 が し 安 全 弁（ 安全弁機能）による原子炉圧力制御に期待した場合（ベースケース）と逃がし安全弁（逃がし弁機能）による原子炉圧力制御に期待した
場合の燃料被覆管温度の比較を示す。なお，逃がし安全弁以外の解析条件は同じである。
高圧注水機能喪失を想定する事故シーケンスにおいては，逃がし
安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御に期待した方が，低圧の注水機能による原子炉注水が開始されるタイミングが遅くなることで燃料被覆管温度は高くなる。また，燃料被覆管温度が高くなっ
添付資料 1.5.6-1

た場合は，燃料被覆管の酸化量の観点でも厳しくなる。
事象発生時に原子炉隔離時冷却系等の高圧注水機能が健全な事故
シーケンスでは，原子炉を減圧し低圧の原子炉注水に移行するまでの期間，原子炉隔離時冷却系等の高圧注水機能による原子炉注水を確保することが可能なため，逃がし安全弁の条件設定の違いが燃料
被覆管温度及び酸化量に与える影響はない。

2.

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（原子炉圧力）逃がし安全弁（安全弁機能）に期待した方が，原子炉圧力が高めに推移することから，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は高めとなるが，この場合でも，逃がし安全弁（安全弁機能）の設定
圧力を勘案すると原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は評価項目を満足する。

3.

格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度（格納容器圧力及び雰
囲気温度）
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は，主に崩壊熱に依存することから，逃がし安全弁の解析条件が与える影響は軽微である。

第 1表

燃料被覆管温度の比較（高圧注水・減圧機能喪失）
解析条件

燃料被覆管温度安全弁機能（ベースケース）

約 711℃

逃がし弁機能約 684℃

添付資料 1.5.6-2

添付資料 1.5.7
原子炉停止機能喪失の解析条件設定の考え方について

原子炉停止機能喪失の有効性評価では，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，給水加熱喪失後の反応度の観点
で 厳 し い 条 件 と し て 給 水・復 水 系 が 運 転 継 続 す る 条 件 を 設 定 し て い る 。
これを踏まえて，高圧炉心スプレイ系については，注水流量が大きくなり原子炉水位が高めに維持される条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量を設定するとともに，遅れ時間を 0 秒と設定している。加えて，高圧炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，原子炉圧力が低めに維持されることで高圧炉心スプレ
イ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし安全弁については逃がし弁機能を設定している。また，原子炉隔離時冷却系については，
注水流量は一定に制御されることから，遅れ時間を 0 秒と設定している。
一 方 で ，ほ う 酸 水 の ミ キ シ ン グ 効 率 は 炉 心 流 量 に 依 存 す る こ と か ら ，
原子炉水位が低めとなり炉心流量が低めに維持される場合，ほう酸水のミキシング効率が悪化することで，ほう酸水注入開始後の中性子束の低下が遅くなることも想定される。また，安全弁機能を設定した場
合，主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉出力の上昇が大きくなることで，中性子束の上昇が大きくなることも想定される。
以上を踏まえ，ここでは，高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合や安全弁機能を設定した場合の事象進展に与える影響につ
いて示す。

(1)

高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合の影響
添付 1.5.7-1

高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合には，原子炉水位が低めに維持され，自然循環力が低下することで炉心流量は低めに維持される。このため，ＲＥＤＹコードでは実験結果に基づき炉心流量依存の保守的なボロンミキシング効率を設定して
い る こ と（ 別 紙 1）と 相 ま っ て 中 性 子 束 の 低 下 は 遅 く な り ，こ れ に伴いサプレッション・プール水温度及び格納容器圧力が最高となる時刻も遅くなることが考えられるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなることから，事象進展に与える影響は小さいと考えられる。
原子炉水位が低めに維持された場合の事象進展への影響を確認するため，高圧炉心スプレイ系の注水流量として安全解析で用いる最小流量特性を設定するとともに，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の遅れ時間を設定した感度解析を実施した。これら以外の解析条件はベースケースと同じとしている。ベースケ
ー ス か ら 変 更 し た 解 析 条 件 を 第 1 表 に ，解 析 結 果 を 第 2 表 に 示 す 。
感度解析では，サプレッション・プール水温度等が最高となるタ
イ ミ ン グ が 10 分 程 度 遅 く な っ て い る も の の ， 炉 心 流 量 の 低 下 に 伴い中性子束も低めに維持されることから，サプレッション・プー
ル水温度の上昇が緩和されることで，サプレッション・プール水
温度及び格納容器圧力の最高値は同等となっている。以上により，
原子炉水位が低めとなる解析条件を設定した場合でも事象進展に与える影響が小さいことを確認した。

(2)

安全弁機能を設定した場合の影響
安全弁機能を設定した場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力
添付 1.5.7-2

の上昇が大きくなる。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は大きくなり，また，原子炉圧力上昇に伴い印加される正の反応度も大きくなることが考えられるが，中性子束の上昇に伴い燃料温度も上昇し，ドップラフィードバック等の自己制御特性が働き，また，原子炉圧力高信号にて事象発生から数秒で再循環系ポンプトリップが発生することから，中性子束の上昇は同程度となり，事象初期の原子炉圧力上昇に伴う過渡変化挙動に与える影響は小さいと考えられる。
事象初期の原子炉圧力の上昇が大きくなった場合の影響を確認するため，解析条件として安全弁機能を設定した場合の感度解析を実施した。安全弁機能を設定した以外はベースケースと同じ解析条件としている。ベースケースから変更した解析条件を第 3 表に，解析結果を第 4 表に示す。感度解析では，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最高値が大きくなっているものの，ドップラフィードバック等の自己制御特性の効果及び事象発生から数秒で再循環系ポンプトリップが発生することにより，中性子束の最高値は同等となっている。以上により，解析条件として安全弁機能を設定した場合でも，事象初期の原子炉圧力上昇に伴う過渡変化挙動に与える影響が小さいことを確認した。

（ 3） ま と め
高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合の中長期的な事象進展に与える影響及び安全弁機能を設定した場合に事象初期の原子炉圧力上昇に伴う過渡変化挙動に与える影響を確認し，いずれも影響が小さいことを確認した。
添付 1.5.7-3

よって，原子炉停止機能喪失における解析条件については，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，反応度の観点で厳しい条件として給水・復水系が運転継続する条件を設定し，さらに高圧炉心スプレイ系及び逃がし安全弁について
も，注水流量が大きくなり原子炉水位が高めに維持される条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量及び逃がし弁機能を設定することを妥当と判断した。
なお，燃料被覆管温度については，別紙 2 に示すとおりＳＣＡ
Ｔコードの評価法のもつ不確かさ幅の範囲で差異が発生するが，これを踏まえて，リウェットを考慮しない場合の感度解析（添付資 料 2.5.5 参 照 ） を 実 施 し ， こ の 場 合 に も 評 価 項 目 を 満 足 す る ことを確認している。

添付 1.5.7-4

第 1表
解析条件
高圧炉心スプレイ系

原子炉隔離時冷却系

解析条件（原子炉水位を低めとする条件）

感度解析（原子炉水位を低めとする条件）

ベースケース（原子炉水位を高めとする条件）

ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa[gage]） に て 自 動 起 動（ 遅 れ 時 間 ： 17 秒 ）・ 注 水 流 量 ： 375〜 1,419m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 0〜 7.65MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（ 遅 れ 時 間 ： 30 秒 ）・ 注 水 流 量 ： 136.7m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 1.04〜 7.86MPa[gage]

ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa[gage]） に て 自 動 起 動（遅れ時間：0 秒）
・ 注 水 流 量 ： 145〜 1,506m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 0〜 8.30MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・ 注 水 流 量 ： 136.7m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 1.04〜 7.86MPa[gage]

添付 1.5.7-5

第 2表
パラメータ
サプレッション・プール水温度
格納容器圧力解析結果（原子炉水位を低めとする条件）
感度解析（原子炉水位を低めとする条件）
約 115℃ （ 約 55 分 ）約 0.20MPa[gage] （ 約 55 分 ）ベースケース（原子炉水位を高めとする条件）
約 115℃ （ 約 45 分 ）約 0.20MPa[gage] （ 約 45 分 ）

第 3表
解析条件

逃がし安全弁

解析条件（安全弁機能）

感度解析（安全弁機能）
安全弁機能
7.79MPa[gage]×2 個 ， 385.2t／ h（ 1 個 当 た り ）8.10MPa[gage]×4 個 ， 400.5t／ h（ 1 個 当 た り ）8.17MPa[gage]×4 個 ， 403.9t／ h（ 1 個 当 た り ）8.24MPa[gage]×4 個 ， 407.2t／ h（ 1 個 当 た り ）8.31MPa[gage]×4 個 ， 410.6t／ h（ 1 個 当 た り ）添付 1.5.7-6

第 4表
パラメータ
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力
中性子束

ベースケース（逃がし弁機能）
逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個 ， 354.6t／ h（ 1 個 当 た り ）7.44MPa[gage]×4 個 ， 357.8t／ h（ 1 個 当 た り ）7.51MPa[gage]×4 個 ， 361.1t／ h（ 1 個 当 た り ）7.58MPa[gage]×4 個 ， 364.3t／ h（ 1 個 当 た り ）7.65MPa[gage]×4 個 ， 367.6t／ h（ 1 個 当 た り ）解析結果（安全弁機能）
感度解析（安全弁機能）
約 8.98MPa[gage]
約 560％

ベースケース（逃がし弁機能）
約 8.49MPa[gage]
約 560％

別紙 1
ＲＥＤＹコード説明資料抜粋

従来型ＢＷＲの場合
炉心下部の下部プレナムスタン
ドパイプから注入される従来型Ｂ
Ｗ Ｒ で は ，原 子 炉 に 一 定 速 度 で 注 入
さ れ る ほ う 酸 水 は ，炉 心 流 量 が 小 さい場合にはその一部が下部プレナ
ムに滞留し反応度に寄与できない
こ と が 考 え ら れ る 。こ れ を 模 擬 す る
た め に ほ う 酸 水 拡 散 モ デ ル で は ，注入速度に炉心流量依存のボロンミ
キ シ ン グ 効 率 を 掛 け て い る 。こ の ボ
ロ ン の ミ キ シ ン グ 効 率 は 図 -1 従 来型ＢＷＲのボロンミキシング効率のようにモデル化されている。
従来型ＢＷＲ向けの試験結果を
図 -2 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン 混 合 試
験 結 果 に 示 す 。な お ，ミ キ シ ン グ 効
率 は「 反 応 度 に 寄 与 す る 領 域 の 濃 度 」
を「 炉 内 全 領 域 で 十 分 に 混 合 し た 時の 濃 度 」で 割 っ た 無 次 元 数 で 定 義 され る 。試 験 の 結 果 か ら 以 下 が い え る 。

(2)

こ れ に よ り ，従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ に お いて，

図 -1 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン ミ キ シ ン グ 効 率

図 -2 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン 混 合 試 験 結 果することは妥当である。
以上より，ほう酸水拡散モデルは妥当であることが確認された。なお，拡散モデルにおけるボイドの影響を添付６に示す。
原子炉スクラム失敗を仮定した事象が発生し，ほう酸水注入系が作動する
時点では，ある程度の変動は有るものの，燃料棒での中性子発生及び中性子吸収，減速材による中性子減速及び中性子吸収などがバランスしている。この状態でほう酸水注入系が作動すると，炉心が沸騰状態であっても減速材中にはボロンが含まれ，吸収効果が増加する。このため，前述の状態よりも反応度は低下する。ボロン濃度が一定であれば，上記状態よりも出力が低下したところで再びバランスするが，ボロン濃度は増加し続けるため，沸騰状態においても確実に出力は低下して原子炉停止に至ると考える。

添付 1.5.7-7

別紙 2
安全弁機能を設定した場合の燃料被覆管温度について

ＳＣＡＴコードでは，クオリティの計算値が相関式２により計算したリウェットクオリティを下回った時点でリウェットを判定し，
修 正 Ｄ ｏ ｕ ｇ ａ ｌ ｌ -Ｒ ｏ ｈ ｓ ｅ ｎ ｏ ｗ 式 に て 算 出 し た 熱 伝 達 係 数を用いて燃料被覆管温度の最高値を評価する。
この評価法に従って計算した結果，安全弁機能を設定した場合には 燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 が 約 842℃ と な り ，逃 が し 弁 機 能 を 設 定 し た ベ
ー ス ケ ー ス と 比 較 し て 約 30℃ 燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 が 低 下 す る こ と となった。
一方，燃料被覆管最高温度が高温となったときのＳＣＡＴコードの 不 確 か さ は ， 同 じ 評 価 法 に 従 っ て 評 価 を 実 施 し た ５ ×５ 高 温 ポ ス
ト Ｂ Ｔ 試 験 結 果 と の 比 較 結 果（ Ｓ Ｃ Ａ Ｔ コ ー ド 説 明 資 料 の 添 付 3「 沸
騰 遷 移 後 の 被 覆 管 表 面 熱 伝 達 モ デ ル の 適 用 性 」 の 添 付 図 3-2 参 照 ）から，おおむね計算値が保守的な結果を与えるものの，不確かさの
幅はに 及 ぶ こ と が 確 認 で き る 。し た が っ て ，前 述 の 差 異 は Ｓ

ＣＡＴコードの燃料被覆管温度評価法のもつ不確かさと比較して十分に小さく，この幅に包含されると評価できる。このため，逃がし
弁機能と安全弁機能との相違に端を発して，圧力変化特性の相違による核熱結合現象，炉心流量の差異に結び付く炉心内での熱水力挙動，出力−冷却特性の不整合によるリウェット特性，燃料被覆管温度の差異等，ＲＥＤＹコードの影響も含む，種々の複雑な特性の違いによる感度の差異を分析することは必ずしも有効な分析とはならない。
また，ＳＣＡＴコードの不確かさについては，前述のＳＣＡＴコ
添付 1.5.7-8

別紙 2
ー ド 説 明 資 料 の 添 付 ３ で の 修 正 Ｄ ｏ ｕ ｇ ａ ｌ ｌ -Ｒ ｏ ｈ ｓ ｅ ｎ ｏ ｗ
式の高温範囲への適用性の確認に加えて，リウェットを考慮しない
場合の感度解析を実施することで，燃料被覆管温度の最大幅を押さえることとしている。東海第二発電所においてもリウェットを考慮
しない場合の感度解析を実施し，この場合でも評価項目を満足することを確認していることから，逃がし弁機能（ベースケース）及び安全弁機能を設定した場合のどちらの燃料被覆管最高温度の評価値についても，前述の不確かさの幅を踏まえた上で，有効な評価と考えられる。

（ＳＣＡＴコード説明資料より引用）
添 付 図 3-2

燃料被覆管温度の最大値の比較

添付 1.5.7-9

添付資料 1.5.8
重大事故等対処設備としての逃がし安全弁 7 個の十分性について

1.

はじめに
第 46 条 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て の 逃 が し 安 全 弁 の 弁 数 は ，以 下を考慮することにより，操作・設備の信頼性を確保するとともに，十分な減圧能力を確保するよう設定している。
・ 操 作 の 信 頼 性 （ 減 圧 操 作 の 容 易 性 （ 必 要 時 に 一 括 開 操 作 可 能 ））・設備の信頼性（作動電源の多重性，耐震性）
・高圧注水機能喪失時において低圧注水のために必要な弁数
・格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）発生防止に必要な弁数
こ こ で は ，Ｓ Ａ 設 備 と す る 逃 が し 安 全 弁 の 弁 数（ 7 個 ）が ，高 圧 注
水機能喪失時おける低圧注水及びＤＣＨ防止の観点から，十分な確保されていることについて説明する。

2.

高圧注水機能喪失時における逃がし安全弁 7 個のＳＡ設備化の十分性について(1)

原子炉減圧操作時の逃がし安全弁作動数の影響について
原子炉減圧操作時の逃がし安全弁の作動数が少なくなった場合，

原 子 炉 圧 力 の 低 下 が 遅 く な る 。7 個 に て 原 子 炉 減 圧 を 実 施 す る「 高圧・低圧注水機能喪失」及び 2 個にて原子炉減圧を実施する「高圧注水・減圧機能喪失」における減圧開始から所定の圧力に低下するまでに要する時間を第 1 表に示す。このように，作動する逃がし安全弁数が 2 個まで減少した場合，原子炉圧力の低下タイミ
ン グ は 1MPa[gage]到 達 時 点 で 約 10 分 程 度 遅 く な る 。

添付 1.5.8-1

第 1表

逃がし安全弁作動数による減圧時間の違い

原子炉圧力

7 個減圧
（高圧・低圧注水
機能喪失）

2 個減圧
（高圧注水・
減圧機能喪失）時間の差

3MPa[gage]

約 1.7 分 後

約 6.4 分 後

約 4.7 分2MPa[gage]

約 2.7 分 後

約 9.2 分 後

約 6.5 分1MPa[gage]

約 4.6 分 後

約 14.3 分 後

約 9.7 分(2)

逃がし安全弁作動数を 7 個から 2 個にした場合に評価項目に与える影響
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価においては，高圧注水機能が喪失することから，運転手順に従い逃がし安全弁 7 個にて原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
こ れ ら の 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ， 減 圧 操 作 の 開 始 が 10 分 程
度遅れた場合でも，評価項目を満足するとともに燃料被覆管の破裂が発生しないことを確認している。
よって，原子炉減圧時の逃がし安全弁の作動数を 7 個から 2 個にした場合でも，炉心損傷防止対策の有効性評価における評価項
目 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ，逃 が し 安 全 弁 の 作 動 数 に つ い て は ，7 個確保されていれば十分と考えられる。

3.

ＤＣＨ発生防止に対する逃がし安全弁 7 個のＳＡ設備化の十分性
炉心損傷後，原子炉注水手段がない場合には，燃料有効頂底部＋20％ 水 位 に て 逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）2 個 を 開 け 原 子 炉 を 減 圧
添付 1.5.8-2

し，ＤＣＨを防止することとしている。重大事故等対処設備としての逃がし安全弁 7 個は，ＤＣＨ防止に必要な弁数 2 個に対しても十分余裕があると言える。

添付 1.5.8-3

添付資料 1.5.9
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（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件について

1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
施 設 定 期 検 査 時 に お い て ，多 く の 場 合 は プ ー ル ゲ ー ト が 開 放 さ れ ，使 用 済 燃 料 プ ー ル は 原 子 炉 ウ ェ ル ，ド ラ イ ヤ 気 水 分 離 器 貯 蔵 プ ー ル ，
キャスクピットとつながっているが，有効性評価においてはプール
ゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水
分離器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

第 1図

2.

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について
第 2 図に放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について示す。
添付 1.5.9-1

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位は，その状況（必要となる現場及び操作する時間）によって異なる。重大事故等であることを考慮し，例えば原子炉建屋原子炉棟 6 階において 10mSv／ h の 場 合 は ，通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 の 位 置 よ り 高 い 遮 蔽
水位が必要となる。

通 常 水 位 （ NWL）
約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv／ h の 場 合 ）約 6.4m
制御棒貯蔵ハンガ

約 7.3m

燃料有効長頂部
使用済燃料

約 4.3m

制御棒貯蔵ラック

第 2図3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積

及び保有水の容積を第 1 表に示す。

添付 1.5.9-2

通常水位① 約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv／ h の 場 合 ）約 7.3m② 約 6.4m
制御棒貯蔵ハンガ

燃料有効長頂部
使用済燃料③ 約 4.3m

制御棒貯蔵ラック第 3図東海第二発電所

使用済燃料プールの高さ

第 1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目

断 面 積 (m ２ )

容 積 (m ３ )①

約 11 6約 100②

約 11 5

約 737

③

約 83

約 352

合計

約 1,189

第 3 図に示す各領域①〜③の保有水の容積は，使用済燃料プール
容積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積について
は，①の領域では使用済燃料プールの寸法より求めた断面積を使用
し ，② ，③ の 領 域 で は 求 め た 各 領 域 の 容 積 か ら 高 さ を 除 し て 求 め た 。
なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面下部に
あ る た め ，平 均 化 に よ っ て 上 部 の 断 面 積 が 実 際 よ り 狭 く 評 価 さ れ る 。
保有水量に対する水位の低下という観点では断面積が小さいほど水位低下速度は速くなることから，保守的な評価となっている。

添付 1.5.9-3

4.

想定事故１における時間余裕
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を保守的に評価するため，使用済燃料プールの 初 期 水 温 は ， 運 用 上 許 容 さ れ る 上 限 値 で あ る 65℃ と す る 。 ま た ，
発生する崩壊熱は全て水温上昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。

(1)

算定方法，算定条件
ａ．冷却機能停止から沸騰までの時間

沸騰までの時間(h)＝100(℃)−65(℃)

水の比熱(kJ／kg／℃)※１ 使用済燃料プールの水量(m３) 水の密度(kg／m３)
燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600

※２ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
1時間当たりの沸騰による蒸発量(m３／h)＝

水位低下時間(h)＝

燃料の崩壊熱(MW ) 10３ 3600
水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg)※３

通常水位から燃料有効長頂部までの水量(m３) 水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg )※３
燃料の崩壊熱(MW ) 10３ 3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度 ( m／h )＝通常水位から燃料有効 長頂部までの高低差 ( m )通常水位から燃料有効 長頂部まで水位低下に かかる時間 ( h )使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少ないため，使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料プール上部では水位低下速度は遅い。ここでは，燃料有効長
頂部に水位が到達するまでの時間評価では，保守的に一律の水位低下速度を想定する。
添付 1.5.9-4

上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１(kJ／kg／℃)
4.185

使用済燃料プールの水量(m３)
約 1,189通常水位から燃料有蒸発潜熱※３
効長頂部までの水量（kJ／kg）（m３）
2,256.47
約 837※1

水の密度※２（kg／m３）958

燃料の崩壊熱（MW）
約 9.1

通常水位から燃料有
通常水位から約
効長頂部までの高低 0.86m 下までの水量
差（m）
（m３）
約 7.3
約 100

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 比 熱 の う ち ，最 小 と な る 65℃ の
値 を 使 用 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※2

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃の 値 を 使 用 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※3100℃ の 飽 和 水 の 比 エ ン タ ル ピ と 100℃ 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル
ピ の 差 よ り 算 出 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）なお，ａ．〜ｃ．の算出においては以下の保守的な仮定と非保守的な仮定があるが，総合的に使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡易的な評価とするため，プール水は全て均一の温度と仮定し，
プ ー ル の 全 体 が 100℃ に 到 達 し た 時 間 を 沸 騰 開 始 と し て い る 。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評価の仮定による影響は無視できる程度であると考える。
添付 1.5.9-5

(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（h）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３／h）
必要注水流量（m３／h）※４
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間（h）

算定結果
約 5.1
約 16
約 13
約 11

※５

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までの時間（day）※５
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）

※4

約 2.5
約 0. 13

必要注水流量は次の式で求める
必 要 注 水 流 量 ＝ （ 崩 壊 熱 ×3,600） ／ （（ ｈ ｓ − ｈ ｆ ） ×ρ ｆ ）ｈ ｓ ： 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） ＝ 2,675.57
ｈ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） ＝ 146.64
ρ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 密 度 （ kg／ m ３ ） ＝ 994※5

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により 使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 5.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，
蒸 発 に よ り 水 位 低 下 が 始 ま る 。 こ の と き の 蒸 発 量 は 約 16m ３ ／ h で ある。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低 水 位（ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る 時 間 は 約 11 時 間 後で あ り ，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）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。
＜参考＞
有効性評価では崩壊熱が厳しい施設定期検査中に全炉心燃料が取り出されている想定であり，通常運転中の想定は以下のとおりとなる。
使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使添付 1.5.9-6

用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 1.5 日 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，そ の 後 ，
放 射 線 の 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 最 低 水 位 （ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ） ま で使 用 済 燃 料 プ ー ル の 水 位 が 低 下 す る の は 約 2.7 日 後 と な る 。 こ の よ うに原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃料プールに比べて更に長い時間余裕がある。
項目

算定結果
約 2.1
40
約 1.5

燃料の崩壊熱（MW）
使用済燃料プールの初期水温（℃）※６
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（day）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３
約 3.5
／h）
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまで
約 2.7の時間（day）※７
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約 11下するまでの時間（day）※７
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）
約 0.03※6 使用済燃料プールの水温の実績値を包含する高めの水温を設
定※7 事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 1.5.9-7

5.

燃料取出スキーム(1)

算定条件
燃料取出スキームの算定条件を下表に示す。

項目
算定条件
使 用 済 燃 料 プ ー 2,250 体
ル合計燃料体数
施設定期検査時
764 体
取出燃料体数
燃料取替体数

168 体

冷却期間

13 ヶ 月

停止期間

30 日

算定根拠
使用済燃料プール貯蔵容量
原子炉内装荷全燃料
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 燃 料 取
替体数
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 運 転 日
数
過去の施設定期検査における発電機解
列 か ら 併 入 ま で の 期 間 の 実 績（ 65 日 ）よ
りも短い日数を設定
炉 心 燃 料 の 取 出 し に か か る 期 間（ 冷 却 期間 ）は 過 去 の 実 績 よ り 最 も 短 い 原 子 炉 停止後の日数を設定

原子炉停止から
全燃料取出しに9日かかる日数
施設定期検査毎に 取 出 さ れ た 使 45GWd／ ｔ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 燃 料 取 出 平 均 燃 焼 度
用済燃料の取出
平均燃焼度
イ ク ル の 運 転 期 間 (13 ヶ 月 )に 調 整 運
サ イ ク ル 末 期 平 33GWd／ ｔ 1転サ
期
間 (約 1 ヶ 月 )を 考 慮 し た 運 転 期 間 に
均燃焼度
おけるサイクル末期平均燃焼度(2)

燃料取出スキーム
崩壊熱を保守的に評価するに当たり，使用済燃料プール内に，貯蔵 容 量 で あ る 2,250 体 の 燃 料 が 貯 蔵 さ れ て い る と し た 。 そ の う ち 施
設 定 期 検 査 時 取 出 燃 料 は 原 子 炉 内 に 装 荷 さ れ て い る 全 燃 料（ 764 体 ），そ れ 以 前 の 施 設 定 期 検 査 時 に 取 り 出 さ れ た 燃 料 は ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）の 平 衡 炉 心 に お け る 燃 料 取 替 体 数（ 168 体 ）ず つ 取 り 出 さ れ た も の と仮定した。

添付 1.5.9-8

使用済燃料プール
貯蔵燃料

冷却期間

取出平均燃
燃料体
焼度
数
（GWd／t）

142
体
8 サイクル冷却燃料 8×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
7 サイクル冷却燃料 7×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体168
6 サイクル冷却燃料 6×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日
体
5 サイクル冷却燃料 5×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
4 サイクル冷却燃料 4×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
3 サイクル冷却燃料 3×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
2 サイクル冷却燃料 2×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
1 サイクル冷却燃料 1×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日 168
体
施設定検検査時
764
9日
取出燃料
体
2,250
合計
−
体
9 サイクル冷却燃料 9×(13 ヶ 月 +30 日 )+9 日

注1

崩壊熱
（MW）

45

約 0.04545

約 0.05645

約 0.05945

約 0.06545

約 0.07345

約 0.08645

約 0.11245

約 0.16545

約 0.29333

約 8.104−

約 9.058

炉 心 燃 料 の 取 出 し に か か る 期 間 は 過 去 の 実 績 よ り 最 も 短 い 原 子 炉 停 止 後 9日 を 採
用 す る 。 原 子 炉 停 止 後 9日 と は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。 通 常 停 止
操 作 に お い て 原 子 炉 の 出 力 は 発 電 機 解 列 以 前 か ら 徐 々 に 低 下 さ せ る が ，崩 壊 熱 評 価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

添付 1.5.9-9

6.

使用済燃料からの線量率の計算条件
使用済燃料プール内のラックに全てに使用済燃料が貯蔵された状態を仮定し，その時の使用済燃料を線源とする。
計算条件を以下に示す。

○線源形状：使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が満たされた状態○線源材質：使用済燃料及び水を考慮（密度g／ cm ３ ）○γ線エネルギ：計算に使用するγ線は，エネルギ 4 群とする。
○線源強度：文献※１に記載のエネルギ当たりの線源強度を基に，９×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で 算 出 し た 。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，本評価で使用している
線 源 強 度 （ 文 献 値 ） に 対 す る 燃 料 照 射 期 間 は 10 6 時 間 （ 約 114 年 ）であり，東海第二発電所の燃料照射期間を十分に包絡している。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・原子炉停止後の期間※２：停止後 9 日（実績を考慮した値を設定）
・ 燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力 ： 4.31MW／ 体 （ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））・燃 料 集 合 体 体 積：7.2E+04cm ３（ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））※1

B li zar d E .P. a nd Abbot t L.S.,ed.,Vol. Ⅲ P art B, SHIELDINGREACTOR H ANDBOOK.2nd ed.

, INTERSCIENCE PU BLISHER S,New

York ,Lon don ,19 62※2

原 子 炉 停 止 後 9 日 と は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入以前から徐々添付 1.5.9-10に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な条件となっている。

○計算モデル：直方体線源線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 4 図に示す。また，式①で算出した体積当たりの線源強度を第 2 表に示す。なお，評価モデルにおいては，燃料有効長以外の構造体は評価対象に含めていないが，実際の使用済
燃料では，燃料有効長以外の構造体（上部タイプレート等）においても，放射化等により線源を有している。しかしながら，燃料有効
長 以 外 の 構 造 体 の 線 源 強 度 は ， 10 ９ cm − ３ ・ s − １ 程 度 と 考 え ら れ ※ ３ ，
燃 料 有 効 長 に 比 べ て 1％ 程 度 と 小 さ い 。本 線 量 評 価 は ，使 用 済 燃 料 プールにおいて放射線の遮蔽が維持される水位を評価するものであり，
放 射 線 の 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ） に お いて は ， 使 用 済 燃 料 由 来 の 線 量 率 は 小 さ く （ 第 10 図 参 照 ）， 線 量 率 全
体 の 0.01％ 未 満 の 寄 与 で あ る た め ， 評 価 結 果 に 対 す る 燃 料 有 効 長 以外の構造体からの影響は十分に無視できる。
※3

同等の材料組成及び中性子照射量を受けていると考えられる制御棒
中間部と同等の線源強度と仮定（第 3 表参照）

添付 1.5.9-11

約 9.9− Ｔ

評価点

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）EL.約 38.9

約 3.7

線源（直方体）約 7.8×約 7.8×約 3.7

EL.約 35.2
約 7.8※Ｔ：遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

第 4図

使用済燃料の線量率計算モデル

添付 1.5.9-12

第 2表

使用済燃料の線源強度1

γ線エネルギ（ Me V）
1.0

線源強度（ cm − ３ ・ s − １ ）4.4×10 １ １2

2.0

7.5×10 １ ０3

3.0

1.3×10 ９4

4.0

2.7×10 ７

群

添付 1.5.9-13

7.

使用済制御棒（制御棒貯蔵ラック）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ラックの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。

○線源形状：制御棒貯蔵ラックの制御棒用スペースが全て満たされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 とな る 100℃ の 値 を 設 定○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ Ｉ Ｇ Ｅ
Ｎ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt） を
炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 と し た （ 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ラックには冷却期間が異なる使用済制御棒が貯蔵されていることを想定し，制御棒貯蔵ラックに保管されている使用済
制御棒を 3 領域毎に分割した平均線源強度を式②により算出した。
平均線量強度＝

制御棒タイプ・冷却期

間別の線源強度
制御棒タイプ・冷却期
全貯蔵本数

間別の保管本数･･･②制 御 棒 の タ イ プ は Ｂ ４ Ｃ 型 の 1 タ イ プ ， 冷 却 期 間 は 0〜 1 サ イ ク ルの 2 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 24 本 と し た 。

○計算モデル：直方体線源
添付 1.5.9-14

線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ -Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ 2Ｒ コ ー ド を 用 い て お り ， そ の 評 価モデルを第 5 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 3 表

約 8.9− Ｔ

に示す。

約 0.2

水
（ 密 度 ： 0.958／ cm３ ）EL.約 39.1

3 , 36 .3 62
約
597.8
約 0.6

4 , 441.34
約

制御棒上部
線源（直方体）約 1.7×約 1.3×約 4,4制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.約 34.7
約 1.7※Ｔ：遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

第 5図

制御棒貯蔵ラックの線量率計算モデル

添付 1.5.9-15

第 3表

制御棒貯蔵ラック内の使用済制御棒の線源強度

1

γ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２2

2.50×10−２

1.8×10５

1.1×10６

5.1×10６3

3.75×10−２

1.3×10５

8.8×10５

1.1×10７4

5.75×10−２

1.5×10５

9.0×10５

8.9×10８5

8.50×10−２

9.1×10４

5.1×10５

8.3×10７6

1.25×10−１

1.7×10５

1.3×10６

1.8×10８7

2.25×10−１

1.8×10５

1.3×10６

2.6×10８8

3.75×10−１

9.7×10６

2.6×10８

5.9×10８9

5.75×10−１

3.4×10７

1.6×10８

2.7×10８10

8.50×10−１

1.2×10８8.4×10８

1.6×10９11

1.25×10０

7.9×10７

6.9×10８

5.5×10９12

1.75×10０

6.3×10５

2.9×10６

5.0×10６13

2.25×10０

4.2×10２

3.7×10３

2.4×10４14

2.75×10０

9.9×10０

1.1×10１

7.5×10１15

3.50×10０

5.9×10−３

2.1×10−１０

1.0×10−９16

5.00×10０

6.1×10−５

2.2×10−１２

1.1×10−１１

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

2.8×10８

2.4×10９

1.1×10１０

群

合計

制御棒中間部
制御棒下部
制御棒上部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm−３・s−１） （cm−３・s−１） （cm−３・s−１）
3.6×10７
4.9×10８
1.3×10９

添付 1.5.9-16

8.

使用済制御棒（制御棒貯蔵ハンガ）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
○線源形状：制御棒貯蔵ハンガの全てに制御棒が吊るされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 とな る 100℃ の 値 を 設 定○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ Ｉ Ｇ Ｅ
Ｎ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｈ ｆ 型 ： 4snvt， Ｂ ４ Ｃ
型 ： 1.5snvt）を 炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 とし た （ Ｈ ｆ 型 ： 1,160 日 ， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ハンガには，タイプ別でかつ冷却期間の異なる使用済
制御棒が混在して貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に貯蔵使用済制御棒全体の放射能を保存して平均した線源強度を式③により算出した。
平均線量強度＝

制御棒タイプ・冷却期 間別の線源強度
制御棒タイプ・冷却期 間別の保管本数
全貯蔵本数

･･･③

制 御 棒 の タ イ プ は Ｈ ｆ ，Ｂ ４ Ｃ の 2 タ イ プ ，冷 却 期 間 は 0〜 10 サ イ
ク ル の 11 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 156 本 と し た 。

添付 1.5.9-17

○計算モデル：直方体線源
線量率計算はＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 6 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 4

約 2.3− Ｔ

表に示す。

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒上部
上段線源（直方体）
約 7.7×約 0.7×約 4.4

約 3.6

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）約 0.6

制御棒中間部

制御棒下部

約 0.2

約 4.4

約 0.2

EL.約 44.2

EL.約 39.8

制御棒上部
上段線源（直方体）
約 7,7×約 0.7×約 4.4

約 3.6

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

約 0.6

約 4.4

制御棒中間部

制御棒下部
EL.約 35.3
約 7.7※Ｔ：遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

第 6図

制御棒貯蔵ハンガの線量率計算モデル

添付 1.5.9-18

第 4表

制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒の線源強度

1

γ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２2

2.50×10−２

1.3×10４

8.7×10４

5.3×10５3

3.75×10−２

7.1×10３

5.0×10４

3.1×10５4

5.75×10−２

8.0×10３

5.6×10４

1.7×10６

58.50×10−２

3.2×10３2.2×10４

2.6×10５

6

1.25×10−１

1.2×10３

8.6×10３

3.3×10５

7

2.25×10−１

4.5×10２

3.1×10３

4.1×10５8

3.75×10−１

1.2×10３

8.6×10３

5.3×10４95.75×10−１

6.5×10３

3.0×10４

5.3×10４10

8.50×10−１

2.5×10４

7.3×10６

1.5×10７11

1.25×10０

3.5×10７

2.4×10８

1.5×10９12

1.75×10０

1.2×10２

5.5×10２

9.7×10２13

2.25×10０

1.8×10２

1.3×10３

7.8×10３14

2.75×10０

5.7×10−１

3.9×10０

2.4×10１15

3.50×10０

4.1×10−１６

1.9×10−１５

2.7×10−１５16

5.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

3.5×10７

2.5×10８

1.5×10９

群

合計

制御棒中間部
制御棒下部
制御棒上部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm−３・s−１） （cm−３・s−１） （cm−３・s−１）
8.0×10４
1.5×10６
5.5×10６

添付 1.5.9-19

○使用済制御棒の冠水時及び露出時の線量率計算モデルについて使用済制御棒はステンレスの使用済制御棒ハンガにハンドル部を通して格納又は制御棒貯蔵ラック内へ格納されている。評価では，これ
らの制御棒貯蔵ハンガ及び制御棒貯蔵ラックの構造材を含めた使用済
制 御 棒 設 置 個 所 を 直 方 体 の 線 源 と し て モ デ ル 化 し て い る （ 第 7 図 ）。
遮蔽計算をする際，線源材にも密度を設定することで自己遮蔽等の計算を行う。本評価では制御棒が①冠水時，②一部露出時，③露出時のいずれにおいても遮蔽性能の低い水として計算している。
こちらは③露出時において，制御棒間等は気中であるが，制御棒は
水 よ り 密 度 の 大 き い ス テ ン レ ス や Ｂ ４ Ｃ（ 又 は Ｈ ｆ ）等 で 構 成 さ れ て い
ること，線源以外にも制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラックのような構造材があることから十分保守的なモデルとなっている。
①冠水時，②一部露出時の状態においては使用済制御棒等の遮蔽効
果に加えて，制御棒間の隙間等，気中であった箇所に水が入るため，遮蔽効果は更に高まるが，評価においては③露出時と同様，水と設定
して評価をすることで更に保守的なモデルとなっている。
評価結果において，水位低下により使用済制御棒露出が開始した際の現場の線量率と，完全に露出した後の現場の線量率にあまり差異がないことは，評価で上記に示すとおり①冠水時と③露出時を等しく，
線 源 が 水 と し て 計 算 し て い る た め で あ る （ 第 8 図 ）。

＜参考＞
一 例 と し て Ｃ ｏ − 60 を 線 源 と し た と き の 1／ 10 価 層 は 水 で あ る と
約 70cm で あ る の に 対 し て ， 鉄 （ 密 度 ： 7.87g／ cm ３ ） で あ る と 約 9cmとなり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
添付 1.5.9-20

参 考 文 献 ： ア イ ソ ト ー プ 手 帳 11 版

公益社団法人日本アイソトー

プ協会
事故時に操作の可能性がある作業箇所を考慮して設定した評価点（原子炉建屋原子炉棟6階床付近）と線源との最短距離と等しい距離を線源の真上に置いたもの
評価点
評価点
評価点

水位の低下

制御棒貯蔵ハンガ

制御棒
貯蔵
ラック

水位低下時の使用済制御棒の線源モデル方法について
以降に詳細に示す

第 7図

使用済燃料

使用済燃料プール

使用済燃料プール概要図

添付 1.5.9-21

①冠水時

遮蔽の効果は水などの触媒の通過距離等を，散乱線は触媒の材質によるビルドア
評価点

ップ係数でその影響を考慮
する。

制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（冠水時）②一部露出時評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（一部露出時）

③露出時
評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

第 8図

制御棒の線源モデル（露出時）

冠水時及び露出時の線量率計算モデル
添付 1.5.9-22

9.

線量率の評価線 量 率 は ，Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て 計 算
している。
一般的に点減衰核積分法では，線源領域を細分化し点線源で近似を行い，各点線源から計算点までの媒質の通過距離から非散乱γ線束を求める。これにビルドアップ係数をかけ，線源領域全空間で積分した後，線量率換算係数をかけることで計算点での線量率を求める。
ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードでは，式④を用い，線量率を計算している。第 9 図にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体系を示す。

・ D j＝ F j･
i

Sij

･e
2

jk･tk
k

4･ ･Ri･Bij ･･･④

ｊ：エネルギ群番号ｉ：線源点番号ｋ：領域番号（遮蔽領域）
Ｆ j： 線 量 率 換 算 係 数
Ｓ i j：ｉ 番 目 の 線 源 点 で 代 表 さ れ る 領 域 の 体 積 で 重 み づ け さ れ た エ
ネルギｊ群の点線源強度
Ｒ i： ｉ 番 目 線 源 点 と 計 算 点 の 距 離
Ｂ ij： ビ ル ド ア ッ プ 係 数
μ jk： 領 域 ｋ に お け る エ ネ ル ギ ｊ 群 の γ 線 に 対 す る 線 吸 収 係 数
ｔ k： 領 域 ｋ を γ 線 が 透 過 す る 距 離
こ れ に よ り 求 め ら れ た エ ネ ル ギ 第 ｊ 群 の 線 量 率 Ｄ j か ら ，全 て の 線 源
エネルギ群について加えることによって全線量率を計算している。

添付 1.5.9-23

第 9 図ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算

10. 線 量 率 を 求 め る 際 の 評 価 点 と 放 射 線 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 に つ いて(1)

線量率を求める際の評価点
線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，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における可搬型スプレイノズルの設置個所を考慮して，原子炉建屋原子炉棟 6 階床付近とした。第 7 図に示すように，制御棒貯蔵ハンガ線
源，制御棒貯蔵ラック線源及び使用済燃料ラック線源の各線源毎に，線源から上記評価点との最短距離と等しい距離を線源の真上においた時の，使用済燃料プール水位に応じた線量率算出結果を合 計 し た も の を 第 10 図 に 示 す 。
なお，評価では第 4 図及び第 5 図の線量率計算モデルに示すよ
うにプール筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。
(2)

放射線の遮蔽が維持される水位

添付 1.5.9-24

想定事故１，２及び運転停止中の各有効性評価における必要な
遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 は ， 10mSv／ h と 設 定 し た 。 想 定 事 故 １ ，想定事故２及び運転停止中の各有効性評価における原子炉建屋原
子 炉 棟 6 階 で の 作 業 時 間 及 び 作 業 員 の 退 避 時 間 は 2.2 時 間 以 内 で
あ り ，作 業 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSv／ h と な る た め ，緊 急 作
業 時 に お 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における可搬型スプレ
イノズル及びホース敷設が想定される。
必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ h は ，東 海 第 二 発 電 所 の施設定期検査作業時での原子炉建屋原子炉棟 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 ，第 10 図 よ り ，通 常
水 位 か ら 約 0.86m 下 の 位 置 で あ る 。 な お ， 本 評 価 で は バ ッ ク グ ラ
ウンドの線量率は考慮していないが，原子炉建屋原子炉棟 6 階での バ ッ ク グ ラ ン ド の 線 量 率 の 実 績 値 は 約 0.05mSv／ h 未 満 と 小 さ く ，本評価の通常水位時の線量率を下回っており，バックグラウンドの影響については本評価の保守性に包絡される。

添付 1.5.9-25

1.0E+07

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+06

使用済制御棒の自己遮蔽のモデル
は露出後も露出前と同様の水として評価をしているため，ほぼ同等の値となっている（露出前の評価
は 大 き な 保 守 性 を 持 っ て い る ）。

1.0E+05

1.0E+04

使用済制御棒の露出開始
1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

使用済制御棒を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6 .4m

1.0E-03

約 0. 86 m

第 10 図放射線の遮蔽が維持される水位

添付 1.5.9-26

添付資料 1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー
解析条件（操作条件）の不確かさ

解析コードにおける重要現象の不確かさ

解析条件（操作条件）

解析条件（初期条件，事故条
件 及 び 機 器 条 件 ）の 不 確 か さ

訓練実績等
比較
※1

6 因子に分解した要因分析※ １

運転員等操作時間に与える影響

操作の不確かさの要因を以下の 6 因子に分解して運転員等操
作時間に与える影響
を分析
・認知
・要員配置
・移動
・操作所要時間・他の並列操作有無
・操作の確実さ評価項目となるパラメータに与える影響操作遅れ等を考慮した時間余裕の把握
評価項目となるパラメータに対して余裕が大きくなる方向か？※２

Yes

Yes
No

操 作 時 間 余 裕 は お おむね１時間以上か？

定性的な考察により影響を確認する

定量的な方法により影響がないことを容易に判断できるか？※２

No
解 析 条 件 の う ち 操 作
条件か？

Yes
No
解 析 結 果 等 を 用 い て ，影響の程度を確認する

定 量 的 な 方 法 に よ り
影 響 が な い こ と を 容易に判断できるか？

Yes

No
No
感度解析により影響を確認する※2

定性的な考察により影響を確認するYes

解 析 結 果 等 を 用 い て ，影響の程度を確認する

操作開始時間の遅れを考慮した条件を設定し感度解析を実施

評価項目となるパラメータに対する影響評価の考え方
解析コードにおける重要現象の不確かさの場合①真値が解析結果に包含されるもの⇒定性的に影響がないことを確認

解 析 条 件（ 初 期 条 件 ，事 故 条 件 及び機器条件）の不確かさの場合

解析条件（操作条件）の不確
かさの場合①解析上の操作時間の余裕があるもの①最確条件※３が解析条件に包含される⇒定性的に影響がないことを確認
もの⇒定性的に影響がないことを確認
解析条件
※ 3

解析結果
最確条件
真値

プ ラ ン ト パ ラ メ
ー タ の 最 確 条 件に は 実 測 値（ 実 績値 ）を ，機 器 の 最
確 条 件 に は 設 計
値を用いる

解析上の
操作時間

実際の操作時間②真値が解析結果に包含されないもの ②最確条件が解析条件に対して正負の値 ②解析上の操作時間の余裕がないもの⇒解析結果等を用いて，定量的に影をとるもの⇒解析結果等を用いて，定量的に響の程度を確認又は感度解析にて⇒厳しい側において解析結果等を用影響の程度を確認又は感度解影響を確認
い て ，定 量 的 に 影 響 の 程 度 を 確 認
析にて影響を確認
又は感度解析にて影響を確認
真値
実際の操作時間
解析条件
実績値
解析結果

解析上の操作時間

添付 1.7.1-1

2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.1.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及び⑥「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失し，原子炉減圧には成功するが，低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁による圧力制御に伴う蒸気流出により
原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失等を想定する。
本事故シーケンスグループは，原子炉圧力容器内への高圧・低圧注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。
2.1-1このため，重大事故等対策の有効性評価には，高圧・低圧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。ここで，高圧・低圧
注水機能喪失が生じた際の状況を想定すると，事象発生後，重大事故等対処設備によって高圧注水を実施して炉心損傷を防止する場合よりも，高圧注水に期待せず，原子炉を減圧し，低圧注水に移行して炉心損傷を防止す
る場合の方が，原子炉の減圧により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位がより早く低下することから，事故対応として厳しいと考えられる。このことから，本事故シーケンスグループにおいては，高圧注水機
能に期待せず，原子炉の減圧後，低圧注水に移行して炉心損傷を防止する対策の有効性を評価することとする。なお，高圧・低圧注水機能喪失が生じ，重大事故等対処設備の高圧注水機能に期待する事故シーケンスとしては，全交流動力電源喪失時の原子炉隔離時冷却系喪失があり，「2.3.2 全交
流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において主に高圧代替注水系の有効性を確認している。
したがって，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系（以下「格納容器圧力逃がし装置等」という。）による格納容器除熱を実施する。なお，代替循環冷却系による格納容器除熱も実施可能である。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」における機能喪失に対して，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能と2.1-2

するため，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持する
ため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 2.1−1 図に，手順の概要
を第 2.1−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）18 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 4 名である。
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 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員は 8 名である。
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 名及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を行うための重大事故等対応要員 3名である。必要な要員と作業項目について第 2.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，18 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
2.1-3

原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．高圧・低圧注水機能喪失確認
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下し続け，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動及び手動起動に失敗する。その後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動にも失敗し全て機能喪失していることを確認する。
高圧・低圧注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
高圧・低圧注水機能喪失を確認後，低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替
注水系ポンプ 2 台を起動する。また，原子炉注水に必要な電動弁（残留熱除去系注入弁）が開動作可能であることを確認する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了後，中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開操作し原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｄ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧代替注
水系（常設）の系統圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水
2.1-4系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｅ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合又はドライ
ウェル雰囲気温度が 171℃に接近した場合は，中央制御室からの遠隔操
作により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する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却は，常設低圧代替注水系ポンプ
2 台により同時に実施可能な設計としている。
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確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェン
バ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）等である。
ｆ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準備として，第一弁を中央制御室からの遠隔操作により開する。
サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により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停止する。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器圧力は徐々に上昇する。格納容器
圧力が 0.31MPa［gage］に到達した場合，第二弁を中央制御室からの遠隔操作によって全開操作することで，格納容器圧力逃がし装置等による
2.1-5

格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力等である。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施している間に炉心損傷していないことを確認するために必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置等のベントラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッション・プール水位である。

以降，炉心冷却は，低圧代替注水系（常設）による注水により継続的に行い，また，格納容器除熱は，格納容器圧力逃がし装置等により継続的に
行う。

2.1.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まず高圧状態が継続される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却2.1-6

材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。
本重要事故シーケンスでは，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，燃料被覆管の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，輻射による影響が詳細に考慮されるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.1−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能が喪失するものとする。
2.1-7

(c)

外部電源
外部電源は使用できるものとする。
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラム
までは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，炉
心冷却上厳しくなる。
また，運転員等操作時間の評価においては，外部電源が使用できな
い場合についても考慮する。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位の低下に伴い，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循
環系ポンプ 2 台全てを自動停止するものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最大 378m ３／h にて原子炉注水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。
2.1-8

また，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230
m３ ／h にて原子炉へ注水する。
(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(f)

格納容器圧力逃がし装置等
格納容器圧力逃がし装置等により，格納容器圧力 0.31MPa［gage］
における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱を実施する。
なお，耐圧強化ベント系を用いた場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合と比較して，排出流量は大きくなり，格納容器圧力の低下傾向は大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包絡される。

ｃ．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)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，中央制御室において，
状況判断の時間，高圧・低圧注水機能喪失の確認時間及び低圧代
替注水系（常設）の準備時間を考慮して，事象発生から 25 分後に
開始する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位が通常水
位＋6.5m に到達した場合に停止する。
2.1-9

(c)

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格納容器圧
力が 0.31MPa［gage］に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.1−4 図から第 2.1−9 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.1−
10 図から第 2.1−15 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッ
ション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.1−
16 図から第 2.1−19 図に示す。
※

炉心露出から再冠水の過程を示すという観点で，シュラウド内の水位を示す。シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が
燃料有効長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展
2.1-10

給水流量の全喪失後，原子炉水位は急速に低下する。原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムするが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の起動に失敗し，その後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動にも失敗する。これにより，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。再循環系ポンプについては，原子炉水位異常低下（レベル２）で 2 台全てがトリップする。主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）で全閉する。事象発生から 25 分後に中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開することで，原子炉急速減圧を実施し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，低圧代替注水系（常設）による注水が開始されると原子炉水位が回復し，炉心は再冠水する。
燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は，原子炉減圧により，原子炉水位が低下し，炉心が露出することから上昇する。その結果，
燃料被覆管の伝熱様式は核沸騰冷却から蒸気冷却となり熱伝達係数は低下する。その後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により，燃料の露出と冠水を繰り返すため，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率及び熱伝達係数は増減する。炉心が再冠水すると，ボイド率が低下し，熱伝達係数が上昇することから，燃料被覆管温度は低下する。
平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い変化する。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱によ2.1-11

り発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器
除熱を行う。格納容器除熱は，事象発生から約 28 時間経過した時点で実施する。
なお，格納容器除熱時のサプレッション・プール水位は，真空破壊装置（約 15m）及びベントライン（約 15m）に対して，十分に低く推移する
ため，真空破壊装置の健全性は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.1−10 図に示すとおり，原子炉水位が回復するまでの間に炉心が一時的に露出するため燃料被覆管の温度が上昇し，約 338℃に到達するが，1,200℃以下となる。燃料被覆管の最高温
度は，平均出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％
以下となる。
原子炉圧力は，第 2.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧
力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.09MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納
2.1-12

容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.31MPa［gage］及び約 143℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.1−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約 28 時間後に格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント時の非居住区域境界
及び敷地境界での実効線量の評価結果は，サプレッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を見込まない厳しい評価としている「2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失」のドライウェルベント時の実効線量の評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
（添付資料添付資料 2.1.1，2.1.2，2.6.2）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
高圧・低圧注水機能喪失では，高圧注水機能が喪失し，原子炉減圧には成功するが，低圧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，事象進展に有意な影響を与えると考えられる
2.1-13

操作として，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉急速減圧操作を含む。），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは実験
結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結
果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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
2.1-14

確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，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代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）及び格納容器圧力逃がし装置等に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納
容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，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代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器圧力逃がし装置等に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.3）

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表面熱伝達の不確かさとして，実験解析では熱伝達モデルの保守性により燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内2.1-15

部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.3）(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 2.1−2 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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，解析条件の不確かさとして，
2.1-16

最確条件とした場合は，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆
管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機等」という。）並びに常設
代替交流電源設備により電源が供給され，また，低圧代替注水系（常2.1-17設）の起動操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原
子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操
作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格
納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器ベントにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，ゆらぎにより
2.1-18

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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生とともに外部電源喪失が発生する場合は，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップするため，原子炉水位の低下が遅くなり，炉心露
出時間も短くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給される。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原
子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.1.3）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉2.1-19急速減圧操作を含む。）は，解析上の操作開始時間として事象発生から25 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，高圧・低圧注水機能喪失の認知に係る確認時間，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，原子炉急速減圧の操作開始時
間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原
子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はなく，運転員等操作時間に与える影響も小さい。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.279MPa［gage］
到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，常設
低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある低圧代替注水系（常設）による原子炉注水とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操
2.1-20作においては，炉心損傷前の格納容器ベントの操作実施基準（格納容器圧力 0.31MPa［gage］）に到達するのは，事象発生の約 28 時間後であり，格納容器ベントの準備操作はサプレッション・プール水位の上昇傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。また，当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施可能であることから，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。ただし，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性があるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場
合がある操作とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。なお，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合においても，現場操作にて対応することから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉
急速減圧操作を含む。）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よりも早くなる可能性があり，その場合には燃料被覆管温度は解析結果よりも低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷2.1-21

却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，常設低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，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。仮に，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した
場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。格納容器ベント操作開始時間が遅くなった場合，格
納容器圧力は 0.31MPa［gage］より若干上昇するため，評価項目となるパラメータに影響を与えるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］
であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。
（添付資料 2.1.3）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉急速減圧操作を含む。）については，高圧・低圧注水機能喪失及び給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態が同じであり，原子炉減圧操2.1-22

作も同じ 25 分であるが，原子炉水位低下の観点では本重要事故シーケンス
より厳しい「2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，操作開始時間の10 分程度の時間遅れまでに低圧代替注水系（常設）による注水が開始でき
れば，燃料被覆管の破裂及び炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。また，格納容器ベント時の非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は燃料被覆管の破裂が発生しないことから「2.1.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(3)有効性評価の結果」と同等となり，5mSv を下回る。操作開始時間の 25 分程度の時間遅れでは，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項
目を満足する。また，格納容器ベント時の非居住区域境界での実効線量は
約 4.4mSv，敷地境界での実効線量は約 4.4mSv であり，5mSv を下回る。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 14 時間
あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作について
は，格納容器ベント開始までの時間は事象発生から約 28 時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。また，遠隔操作の失敗により，格納容器ベント操作開始時間が遅れる場合においても，格納容器圧力は0.31MPa［ gage］から上昇するが，格納容器圧力の上昇は緩やかであるため，格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］に至るまでの時間は，格納容器スプレイを停止した時点の格納容器圧力約 0.247MPa［ gage］から 0.31MPa［ gage］
到達までの時間が約 1 時間であることを考慮すると，0.31MPa［gage］から0.62MPa［gage］に到達するまでに 5 時間程度の準備時間が確保でき，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.3，2.1.7，2.6.7）
2.1-23(4)ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評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，操作時間には時間余裕がある。

2.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」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，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 18 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」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。
ａ．水源
2.1-24低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m ３ の水が必要である。水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に約 4,300m３ の水を保有している。
これにより，必要な水源は確保可能である。また，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ給水することで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様の対応である。
（添付資料 2.1.4）

ｂ．燃料

可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替淡水貯槽への給水については，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 6.0kL の軽油が必要となる。
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，この使用が可能であることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替
淡水貯槽への給水について，7 日間の継続が可能である。本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して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 2 台）による電源供給を想定し，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て，7 日間の継続が可
2.1-25

能である。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 2.1.5）

ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等による電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，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，重大事故等対策時に必要な負荷として，約 1,141kW 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 2.1.6）

2.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」では，高圧注水機能が喪失し，原子炉減圧には成功するが，低圧注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。事
故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対
2.1-26

策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納
容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウン
ダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による非居住区域境界及び敷地境
界での実効線量は，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
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，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱等の2.1-27

炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対して有効である。

2.1-28

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機
外部電源

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-29

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

西側 淡水 貯 水設 備

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機
外部電源

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-30

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

西側 淡水 貯 水設 備

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機
外部電源

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-31

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱段階）

西側 淡水 貯 水設 備

凡

(解析 上 の時 刻)(0秒)

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失発生：プ ラン ト 状態
：判 断
原子炉水位低（レベル３）到達： 操作 及び 判断：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） のみ の 作 業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ １ ， ２の共 同作 業

（約20秒） 原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作

高圧注水機能喪失の確認 ※ ３ （機器作動状況，系統流量による確認）

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

低圧注水機能喪失の確認 ※ ３（機器作動状況，ポンプ吐出圧力に
よる確認）

※１
※２
※３

高圧代替注水系による原子炉注 水は 解 析上 考慮 せず※４
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ４ ， ５

回復は解析上考慮せず

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
2 台注水準備完了※ ６（25分）（約27分）

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ を用 いた低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）の 原子 炉 注 水操 作

No

代替 の注 水 系準 備操 作

Yes

※５
※６
※７

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

高圧 ／低 圧 注水 機能の回 復操 作

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7個による原子炉急速減圧操作 ※ ７ ，８

西側 淡水 貯 水設 備か ら代 替 淡
水貯 槽へ の 補給 操作 （可 搬 型
代替 注水 中 型ポ ンプ によ る
代替 淡水 貯 槽へ の補 給）※８

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

※９
（約29分） 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達

淡水 タン ク から 代替 淡
水貯 槽へ の 補給 操作

水位 不明

水位不明ではない（約39分）

Ⅱ

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※１０

原子 炉満 水 操作

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

※１１

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※ １ ２

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設）） ※ １ ３（約14時 間）代替 循環 冷 却系 によ る
原子 炉注 水 操作 及び格納 容器 除 熱操 作 ※ １ ４

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ開始 ※ １ ５

サプ レッ シ ョン ・チ ェン バ 雰囲 気温 度
104℃ 到 達確 認後
サプ レッ シ ョン・チ ェン バス プ レイ 実施

代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器ス プレ イ 操作・代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型）によ る格 納 容器 スプ レイ 操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 スプ レイ 操 作

Ⅲ

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉
注水 と同 等 の流 量確 保又 は 注水 開始 不 可代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）常設低圧代替注水系ポンプ 2 台によるドライウェルスプレイ可能No

代替 の格 納 容器 スプ レイ 準 備操 作

Yes
（約27時 間）サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

代替 の格 納 容器 スプ レイ に よる
ドラ イウ ェ ルス プレ イ実 施Ⅲ

原 子 炉減 圧 時 に は原 子 炉 水位 計 凝 縮 槽内 の 原 子炉 冷 却 材 の減 圧 沸 騰に よ り 原 子炉 水 位 の指 示 値 の信頼 性が 損 なわ れる おそ れ があ るた め ， 原子 炉水 位 不明 でな いこ と を確 認す る 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原 子炉 水 位の 指示 値の ば らつ きが 大 き く燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※ ９ 原 子 炉水 位 が 燃 料有 効 長 頂部 以 下 と なっ た 場 合は ， 格 納 容器 雰 囲 気監 視 系 等 によ り 格 納容 器 内 の
水素 ・酸 素 濃度 を確 認す る 。
※１ ０ 炉 心損 傷は ，以 下 によ り判 断 す る（ 炉心 損 傷が 確認 され た 場合 は炉 心 損 傷後 の手 順 に移 行）。
・ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率が設計基準事故相当のガン
マ線 線量 率の 10 倍 以上 とな った 場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）による 炉心 損 傷発 生の 判断 が でき ない 場 合 は， 原子 炉 圧力 容器 温度 に より 判断 す る 。
※ １１ 原 子炉 水 位 不 明の 場 合 は， 原 子 炉 圧力 容 器 を満 水 と し ，原 子 炉 圧力 と サ プ レッ シ ョ ン・ チ ェ ン
バ圧 力の 差 圧を 確認 する こ とで ，原 子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂 部以 上 であ るこ と を 確認 する 。
※ １２ 原 子炉 水 位 （ 燃料 域 ） によ り 燃 料 有効 長 頂 部回 復 を 確 認し た 場 合は ， 燃 料 有効 長 頂 部以 下 継 続
時間 を測 定 し，「 最長 許容 炉 心露 出時 間」の禁 止領 域 に入 って いる こ とを 確認 す る 。炉心 損 傷の有無 を格 納 容器 雰囲 気放 射 線モ ニタ 等 に より 確認 す る。
※ １３ 常 設低 圧 代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 い た低 圧 代 替注 水 系 （ 常設 ） に より ， 原 子 炉水 位 を 原子 炉 水 位
低（ レベ ル ３） から 原子 炉 水位 高（ レ ベ ル８ ）の 間 に維 持す る。
※１ ４ 解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・事象初期における原子炉注水に当たっては，海水系による冷却水供給を必要としない低圧代替注水系（常設）を優先し，海水系による冷却水供給が確保された後に代替循環冷却系によ る原 子 炉注 水に 切り 替 える 。
・格 納容 器 圧力が 0.245MPa［ gage］ に到 達し た時 点 で， 代替 循環 冷 却系 によ る 格 納容 器ス プ
レイを実施する。また，代替循環冷却系は，原子炉注水及び格納容器スプレイの併用が可能な 設計 と して いる 。
※ １５ 常 設低 圧 代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 い た代 替 格 納容 器 ス プ レイ 冷 却 系（ 常 設 ） によ る ド ライ ウ ェ ル
スプ レイ は ，解 析上 は 130m ３ ／h 一定 流量 で， 格納 容 器圧 力を 0.217MPa［ gage］ か ら 0.279MPa［gage］ の 範囲 に 維 持 する よ う 間 欠運 転 と して い る が ，実 際 に は 運転 手 順 に 従い 格 納容 器 圧 力
を 0.217MPa［gage］から 0.279MPa［ gage］の 範囲 に維 持 する よう 102m ３ ／ h〜 130m ３ ／h の範 囲でス プレ イ 流量 を調 整す る 。
※ １６ 常 設低 圧 代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 い た代 替 格 納容 器 ス プ レイ 冷 却 系（ 常 設 ） によ る ド ライ ウ ェ ル
スプ レイ の 停止 は， 以下 に より 判断 す る 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
※ １７ 格 納容 器 除 熱 操作 前 に ，原 子 炉 水 位を 可 能 な限 り 高 く 維持 す る こと で ， 格 納容 器 へ の放 熱 を 抑制し ，格 納 容器 圧力 の上 昇 を緩 和す る （ 解析 上考 慮 しな い。）。
※ １８ 格 納 容器 圧 力 0.31MPa［ gage］ 到 達（ 格 納 容 器最 高 使 用圧 力 ） に より ， 炉 心損 傷 が な いこ と を格納 容器 雰 囲気 放射 線モ ニ タ等 によ り 確 認し ，格 納 容器 ベン トを 開 始す る。
※ １９ 残 留熱 除 去 系 等に よ る 除熱 が 可 能 であ る こ と， 水 素 濃 度制 御 が 可能 で あ る こと 等 を 確認 し た 後に 格納 容 器 圧 力逃 が し 装置 に よ る 格納 容 器 除熱 を 停 止 する 。 格 納容 器 圧 力 逃が し 装 置に よ る 格
納容 器除 熱 の停 止後 は， 格 納容 器及 び フ ィル タ装 置 内の 窒素 置換 を 実施 する 。
※ ２０ 機 能喪 失 し て いる 設 備 の復 旧 手 段 とし て ， 格納 容 器 除 熱手 段 で ある 残 留 熱 除去 系 及 び残 留 熱 除
去 系海 水 系 の 復旧 手 順 を整 備 し て おり ， 残 留熱 除 去 系 海水 系 ポ ンプ 電 動 機 を予 備 品 とし て 確 保
して いる 。
また，可搬型熱交換器，可搬ポンプ等を用いた可搬型の格納容器除熱系統による格納容器除熱を実 施す る こと も可 能で あ る。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ停止 ※１６（約28時 間）

格納容器圧力0.31MPa［gage］到達

原子 炉満 水 操作 ※ １ ７

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作 ※ １ ８
No「格納容器圧力逃がし装置」（サプレッション・チェンバ側ベント）
Yes
格納容器ベント
停止条件不成立 ※１９Yes

Ⅰ

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水と同等の流量 確保 又 は注 水開 始不 可

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

原子炉水位不明でないことの確認

重 大 事故 等発 生を 通 信連 絡設 備 に より 確認 し た現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出 圧力 ， 系統 流量 ， 原 子炉 水位 （ 広帯 域），
原子 炉圧 力 等に て確 認す る 。
常 設 低圧 代替 注水 系 ポン プを 用 い た低 圧代 替 注水 系（常 設）の起 動 操作 は，以下 によ り 判断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失
外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替交 流電 源 設備 によ る緊 急 用母 線受 電 操 作を 実施 す る。
原 子 炉注 水に 必要 な 弁が 動作 可 能 であ るこ と を確 認す る。
逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉急 速減 圧 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以 上起 動 でき た場 合No以下 の優 先 順位 で格 納容 器 ベン トを 実 施 する
優先 ② 「 格納 容器 圧力 逃 がし 装置 」「 ド ライ ウェ ル 側ベ ント 」
優先 ③ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 サ プレ ッ ショ ン・ チ ェン バ側 ベン ト 」
優先 ④ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 ド ライ ウ ェル 側ベ ン ト」
格納 容器 ベ ント 停止

低圧 代 替注 水系（常設）により原子炉水位を維持し，格納容 器 圧力 逃 がし 装 置 に よる 格 納容 器 除 熱操 作 を継 続 する こ とで 格納 容 器圧 力 等 の低
下傾 向 を確 認する。また，機能喪失している設備の復旧を試 み ，代 替 循環 冷 却 系 又は 残 留熱 除 去 系に よ る除 熱 が可 能 であ るこ と ，水 素 濃 度制
御が 可 能で あること等を確認した後に格納容器圧力逃がし装 置 によ る 格納 容 器 除 熱操 作 を停 止 し ，格 納 容器 を 隔離 状 態と する 。 残留 熱 除 去系の復 旧後 は ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷 温停 止 状態 とす る 。 ※ ２ ０

第 2.1−2 図【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用する こと は 困難 であ るが ， プラ ント 状 況 によ って は ，事 故対 応に 有 効な 設備 と なる代 替循 環 冷却 系， 制御 棒 駆動 水圧 系 ， ほう 酸水 注 入系 ，消 火系 ， 補給 水系 ， 可
搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ を 用い た低 圧 代 替注 水系 （ 可搬 型） 及び 可 搬型 代替 注 水
大型 ポン プ を用 いた 低圧 代 替注 水系 （ 可 搬型 ）に よ る原 子炉 注水 も 実施 可能 で ある。
Ⅱ「淡 水タ ン ク」 から 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プ又 は 可搬 型代 替注 水 大型 ポン プによ る代 替 淡水 貯槽 への 補 給も 可能 で あ る。ま た，「海 水」から 可 搬型 代替 注水 中型ポ ンプ 又 は可 搬型 代替 注 水大 型ポ ン プ によ る代 替 淡水 貯槽 への 補 給も 可能 で ある。
Ⅲ常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 常設 ）に よる格 納容 器 スプ レイ を優 先 する が， 可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プを 用 いた 代替 格 納
容器 スプ レ イ冷 却系 （可 搬 型） によ る 格 納容 器ス プ レイ も実 施可 能 であ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用する こと は 困難 であ るが ， プラ ント 状 況 によ って は ，事 故対 応に 有 効な 設備 と なる可 搬型 代 替注 水大 型ポ ン プを 用い た 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系（ 可搬 型），消火系 及び 補 給水 系に よる 格 納容 器ス プ レ イも 実施 可 能で ある 。

高圧・低圧注水機能喪失の対応手順の概要

2.1-32

高圧 ・ 低圧 注水 機 能 喪失

経過 時間 （ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

30

約20秒

60

70

80

90

100

110

備 考

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達

中央監視運転操作指揮プラ ント 状 況判 断
操作の内容

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡約21分※1

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）到 達
25分

当直運転員
（現場）

50

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
（中央制御室）40

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員
責任者

10

シュラウド内水位に基づく時間

原 子 炉減 圧開 始約27分

原 子炉 注水 開始

約29分

重大事故等対応要員（現場）

燃 料有 効長 頂部 到 達（ ※1）
約39分

燃 料有 効長 頂部 回 復（ ※1）●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●再循環系ポンプトリップの確認
2人
A，B

状況判断

−

−

●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動失敗の確認

10 分●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●外部電源喪失の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
高圧注水機能喪 失
の確認

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）2分

常設代替交流電 源
設備による緊急 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分

高圧代替注水系 の起動操作（※2）

【1人】
A

−

−

●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

低圧注水機能喪 失
の確認

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系）の手動起動操作（失敗）

高圧注水機能及 び
低圧注水機能の 回
復操作

−

2人
C，D

−

●給水・復水系，高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作，失敗
原因 調 査常設低圧代替注 水系ポンプを用い た
低圧代替注水系（常設）の起動 操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬型代替注水 中型ポンプを用い た
低圧代替注水系（可搬型）の起 動
準備操作

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

逃がし安全弁（ 自動減圧機能）に よる原子炉急速減 圧
操作

【1人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

原子炉水位の調 整
操作(低 圧代替 注
水系（常設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の調整操作※2

外部電源がない場合に実施する

4分

解析上考慮 しない

4分
適宜 実施

3分

170 分

1分

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持

本事 故 シー ケン ス グル ー プに おい て は機 能 に 期 待し な い こ とと する 。

第 2.1−3 図

解析上考慮 しない

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.1-33

解析上考慮 しない高 圧・ 低圧 注 水機 能 喪失

経過 時間 （ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生
実施箇所・必要要員数

約27分
操作項目

原 子炉 注水 開始
約14時間【 】は他作業後移動してきた要員

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達

操作の内容

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員（現場）

原子炉 水位 の調 整
操作 (低 圧代 替 注
水系（常設）)

【1人】
A

−

−

● 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用い た 低 圧 代 替 注 水系
（常設）による原子炉注水の調整操作

常設低 圧代 替注 水系ポン プを 用い た
代替格 納容 器ス プ
レイ冷却系（常設）による 格納 容器 冷
却操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

【1人】
A

−

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧力 0.31MPa［gage］ 到達

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

●代 替 循環 冷却 系 に よる原 子 炉 注水操 作
代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器除熱操 作

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

当直運転員
（中央制御室）通 常水 位 ＋5.5m到 達

解析上考慮 しない
代替 循環 冷却 系の みで 状態
維持 が可 能な 場合 は， 常設−

低圧 代替 注水 系ポ ンプ を用

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●代 替 循環 冷却 系 に よる格 納 容 器冷却 操 作

いた低圧代 替注水系（ 常設）による注水 を停止す る

原子炉満水 操作

【1人】
A

−

−

● 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用い た 低 圧 代 替 注 水系
（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●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）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作
使用済 燃料 プー ルの除熱操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準備操作
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サプレッ ション・チェンバ側）
可搬型 代替 注水 中型ポン プを 用い た
低圧代替注水系（可搬 型） の起 動
準備操作

西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操 作

【1人】
A−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動
操作

20 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分
5分

−

−

●格 納 容器 圧力 逃 が し装置 等 に よる格 納 容 器除 熱 の準備 操作 （中 央 制御 室 での 第一 弁 操作 ）−【2人 】＋ 1人
C，D，E−●第 一 弁現 場操 作 場 所への 移 動●格 納 容器 圧力 逃 が し装置 等 に よる格 納 容 器除 熱 の準備 操作 （現 場 での 第 一弁 操作 ）

【1人】
A

−

−

● 格納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 に よ る 格納 容 器 除 熱 操作
（中央制御室での第二弁操作）

−

−

3人
（参集）

●第二弁現場操作場所への移動● 格納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 に よ る 格納 容 器 除 熱 操作
（現場での第二弁操作）

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【8人】
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【2人】
a，b

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

タンクローリによる燃料給油操作−

必要要員合計2人
A，B−

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

−

【1人】
A

2人
（参集）

解析上考慮 しない
約 25 時 間 後 ま で に 実 施 す
る

125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
遠隔 操作 に 失敗 した 場合 は ，現 場操 作 に て格 納容 器 圧力 逃が し装 置 等に よる 格 納 容器
除熱 を行 う操作 は， 現 場へ の移 動を 含 め， 約45分 か ら開 始可 能 であ る。（操 作完 了は 約75分 後 ）具体 的な 操 作方 法は ，遠 隔 人力 操作 機 構 によ り， 原 子炉 建屋 付属 棟 内の 二次 格 納 施設
外か ら操 作 を行 う

75 分

170 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給
油

90 分

適宜 実施

8人 a〜h（参集要員5人）

第 2.1−3 図

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C，D，E

解析上考慮 しない

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.1-34

10

逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（25 分）

8

原子炉圧力

6

MPa[abs]）(MPa[abs])

主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−4 図

原子炉圧力の推移
再冠 水以 降の 蒸気 発生 に伴 うボ イ ド
率変化に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウド内 水位）

原子炉水位（シュラウド内水位）（ｍ）

逃がし安全弁（安全弁機能）から原子炉減圧に伴う減圧の蒸気の流出による水位の低下
沸騰による水位上昇（25 分）
原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下

炉心上部プレナム ※ １

15

注水開始後
徐々に水位が回復

10
燃料有効長頂部 ※ ４

平均出力燃料集合体 ※ １ ※ ３

燃料有効長底部 ※ ４5

炉心下部プレナム ※ １

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化(m)

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなる
ため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）※２※２
SA3NT2LOF99AG2NR000
第第2.1−6
2.1−5図図 原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移
原子炉水位（シュラウド内水位）の推移※１

ＳＡＦＥＲでは炉心シュラウド内側を下から炉心下部プレナム，炉心，炉心上部プレナムの領域に分け水位を計算している。事象発生 30〜40 分程度では炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード内水位なしの状態），
事象発生 30 分程度までは平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。例えば，炉心上部プレナムの水位を「下限の水位」と表現しているのは，その領域の冷却材が完全になくなった状態を示し，炉心部又は平均出力燃料集合体と炉心下部プレナムの水位を「上限の水位」と表現しているのは，各々の領域が満水となっている状態を示している。
なお，図の点線は炉心上部プレナム，実線は平均出力燃料集合体，一点破線は炉心下部プレナムそれぞれの領域の水位を示す。
※２ シュラウド内外水位はボイドを含む場合は二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を 0.9と制限している。（蒸気単相を仮定している蒸気ドームを除く各領域では，水と蒸気の質量及び二相混合相のボイド率が計算され，二相混合体積から二相水位を求めている。ボイド率が 1.0 となるまで二相混合体積を計算し続けると，水がほぼない状態でも，二相混合体積（水位）として扱われるため水位を高めに評価することとなる。）※３ 「燃料被覆管温度計算の観点から，集合体初期出力を保守的な設定とした燃料集合体」として高出力燃料集合体もモデル化している。
（付録 3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて 第 1 部 ＳＡＦＥＲコード 3.3 解析モデル 3.3.1 熱水力モデル (1) ノード分割 ⑨ノード 9：燃料集合体 参照）※４ 燃料有効長頂部及び燃料有効長底部に当たる高さ位置を図に破線で示す。

2.1-3520
原子炉減圧に伴う減圧沸騰による水位上昇（25 分）

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）
原子炉水位（シュラウド内外水位）

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8

注水開始後
徐々に水位が回復

レベル 3
レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

燃料有効長底部

5
シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)
（ｍ）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

1000

注水流量

800

600

低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）(m ３ ／h)
）

400

200

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1−7 図

注水流量の推移

2.1-36

50

60

3000

蒸気流量

逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個開放による手動減圧（25 分）

2500

2000

(t／h)
1500
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.1-37

60

1200

1000

燃料被覆管最高温度発生（約 338℃，約 35 分）（発熱部 10 分割中，下から 9 番目の位置）

燃料被覆管温度

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

(℃)
200
炉心露出による燃料被覆管温度上昇

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.0E+6
蒸気冷却

核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

遷移沸騰冷却
膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))
K)）
1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−11 図

燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

2.1-381.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水1

ボ イ ドボ
率イ ド 率0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
(−)

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−12 図

燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率の推移

1.2

1
減圧率の低下に伴う 下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化
ボイド率減少ボ イ ドボ
率イ ド 率

0.8

0.6

(−)
(−)

逃がし安全弁（安全弁）開閉によるボイド率増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1−13 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

2.1-39

60

1.2

1

ボイド率

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

0.8

減圧率の低下によるボイド率減少

0.6

(−)
0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0.2

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1−14 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.1-4060

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線(N／mm２ )(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.1−15 図

燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.1-41

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施（約 14 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
0.4

格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達にて格納容器ベントを実施（約 28 時間）
最大圧力：約 0.31MPa［gage］（約 28 時間）(MPa[gage])(MPa［gage］)

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

原子炉減圧に伴う格納容器
圧力上昇

48

72

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

144

168

JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

格納容器圧力の推移

ド ラ イ ウェ ル温 度 は以 下 により 初 期 温度 から
ドライウェル
急激に上昇する・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する。

200

(℃)

(℃)

120

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

第 2.1−16 図

300

96

事故後の時間(h)格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

100

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.1−17 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.1-42168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）停止(約 27 時間)

10ー

サプレッシ ョン・ プール水位

ベントライン（約 15m）
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 14 時間）

ル
水
位

5

外部水源である低圧代替注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が
上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1−18 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッション・ プール水温度

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）

200

最高温度：約 139℃（約 29 時間）

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 14 時間）

ル
水
温
度

100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1−19 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.1-43168

第 2.1−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム確認

高圧・低 圧注水 機能喪失
確認2.1-44高圧代替 注水系 による原
子炉注水

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉水位異常低下（レベル２）による自動起動信号が発生し，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動及び手動起動の失敗後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を実施するが，各ポンプの起動失敗又は各ポンプの系統流量等の指示が上昇しないことにより高圧・低圧注水機
能喪失を確認する。
高圧注水機能喪失確認後，高圧代替注水系を起動し，原子炉水位を回復する。

−−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊−起動領域計装 ＊

−

高圧代替注
水系
−

逃がし安 全弁に よる原子炉急速減圧

高圧・低圧注水機能喪失確認後，常設低圧代替
注水系ポンプを 2 台起動し，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を全開し，原子炉急速減圧を実施する。

＊

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力 ＊残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊高圧代替注水系系統流量
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊

常設低圧代
替注水系ポ
ンプ
−
逃がし安全
弁（自動減圧機能） ＊既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作

第 2.1−1 表
操作及び確認低圧代替 注水系 （常設）による原子炉注水

2.1-45

代替循環 冷却系 による原
子炉注水 及び格 納容器除熱高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（2／3）

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，低 常 設 低 圧 代 可搬型代替注 原子炉圧力 ＊
圧代替注水系（常設）の系統圧力を下回ると原 替 注 水 系 ポ 水中型ポンプ 原子炉圧力（ＳＡ）
子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。 ンプ
タンクローリ 原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）から 代 替 淡 水 貯
原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
槽
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
可搬型設備
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
用軽油タン
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ラク
イン用）
代替淡水貯槽水位
代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施す 緊 急 用 海 水
ドライウェル圧力る。また，格納容器圧力が 0.245MPa［gage］ 系
サプレッション・チェンバ圧力に到達した場合は，格納容器スプレイを実施す 代 替 循 環 冷
サプレッション・プール水温度
る。
却系
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作
手順

第 2.1−1 表
操作及び確認
代替格納 容器ス プレイ冷
却系（常 設）に よる格納容器冷却

2.1-46

格納容器 圧力逃 がし装置
等による格納容器除熱

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（3／3）

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した 常 設 低 圧 代 可搬型代替注 ドライウェル圧力
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に 替 注 水 系 ポ 水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力より格納容器冷却を実施する。また，低圧代替 ンプ
タンクローリ 原子炉水位（広帯域） ＊注水系（常設）による原子炉注水を継続する。 代 替 淡 水 貯
原子炉水位（燃料域） ＊槽
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
可搬型設備
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
用軽油タン
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
ク（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
代替淡水貯槽水位
格納容器圧力が 0.31MPa［gage］に到達した場 格 納 容 器 圧
ドライウェル圧力合，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器 力 逃 が し 装
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水位除熱を実施する。
置
耐圧強化ベ
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）−
ント系
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
フィルタ装置圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
手順

第 2.1−2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（1／5）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.1-47

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度として設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.1−2 表項目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設定値

6.983m（通常運転範囲の下限値） 通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

2.1-48
事故条件

32℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

外部水源の温度35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能及び低圧注水機能
喪失

外部電源

外部電源あり高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失を，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，炉心冷却上厳しくなる

第 2.1−2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム信号

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ
プ機能）

再循環系ポンプが，原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）のイ
ンターロックとして設定

重大事故等対策に関連する機器条件

2.1-49

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁
逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係から設定第 2.1−2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

2.1-503.0

３

最大 378m ／h で注水（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（常設）

原子炉圧力（MPa[dif]）

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

4.0

常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台による注水特性

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

230m３ ／h（格納容器スプレイ実施中）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

130m３ ／h にて格納容器内へスプレイ

格納容器圧力逃がし装置等

格納容器圧力が 0.31MPa［gage］における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定格納容器圧力逃がし装置等の設計値を考慮して，格納容器圧
力及び雰囲気温度を低下させるのに必要な排出流量として設定

第 2.1−2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（5／5）

目

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生 25 分後

中央制御室において，状況判断の時間，高圧・低圧注水機能喪失の確認時間及び低圧代替注水系（常設）の準備時間を考
慮して設定

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮して設定

格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

2.1-51

添付資料 2.1.1
平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について

1.

燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響の整理
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」等において，平均出力燃料集合体で燃料被覆管最高温度が発生する理由は，以下のように整理できる。

・注水設備の観点からは，これらの事故シーケンスでは事象発生後，早期に低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を行うため，原子炉水位の低下により平均出力燃料集合体及び高出力燃料集合体は一部露出するものの
高出力燃料集合体が過度に露出することはない。平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体は，上下プレナム間差圧が均等になるよう集合体入口流量が分配されるため，初期の燃料集合体出力が高く，発生するボイドの割合が大きい高出力燃料集合体では，二相水位としては高めとなり，燃料被覆
管温度が最大となる位置においても炉心の露出時間が長期間とならないことから，燃料被覆管温度の上昇が抑制される。
・崩壊熱の観点からは，設計基準事故のＬＯＣＡ解析と比較して，これらの事故シーケンスは事故後時間が経過しているため崩壊熱が十分低下しており，平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体の燃料棒1本当たりの出力の差（絶対値）は，事故直後に比べて小さくなり，温度上昇率の差が小さくなる。このため，二相水位が低いことにより炉心露出期間が長くなる平均出力燃料集合体における燃料被覆管温度が高くなる傾向となる。

2.

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響を確認するため，第 1
表に示すとおり，代表的な事故シーケンスについて，高出力燃料集合体の初添付 2.1.1-1

期出力を変化させた場合の燃料被覆管最高温度に関する感度解析を実施した。
なお，燃料棒の線出力密度については，初期出力に比例して変化させている。
第 1 図に，燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係を示す。高圧
注水・減圧機能喪失では，申請解析条件での高出力燃料集合体初期出力の場合において燃料被覆管最高温度が最も高くなり，高圧・低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ時注水機能喪失では，いずれの高出力燃料集合体初期出力の場合においても，ほぼ同等の燃料被覆管最高温度となっている。
以上から，高圧・低圧注水機能喪失等において，平均出力燃料集合体の燃料被覆管最高温度を代表としても問題とならない。

添付 2.1.1-2

第 1表

高出力燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係

事故シーケンス
高 圧・低 圧 注 水 機
能喪失

約 8. 7M W
約 6. 0M W

高 圧 注 水・減 圧 機
能喪失

約 4. 3M W
約 8. 7M W
約 6. 0M W

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

約 4. 3M W
約 8. 7M W
約 6. 0M W

高出力燃料集合体初期出力
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等

約 4. 3M W

燃料被覆管最高温度（℃）

1000
申請解析条件900
800

高圧・低圧注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧注水・減圧機能喪失（高出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧・低圧注水機能喪失（平均出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（平均出力燃料集合体）

700
600
500
400
300
200
100
0
4

5

6

7

8

9

燃料集合体初期出力（MW）

第 1図

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
結果

添付 2.1.1-3

平均出力燃料集合体

第 2図

高出力燃料集合体

原子炉水位挙動の例（高圧・低圧注水機能喪失）

添付 2.1.1-4

添付資料 2.1.2
安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）
高圧・低圧注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾
向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲
気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている
126℃ を 上 回 る こ と は な く ，格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。な お ，除 熱 機 能 として格納容器圧力逃がし装置等を使用するが，敷地境界における実効線量は，
サプレッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を見込
ま な い 厳 し い 評 価 と し て い る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」 の 評 価 結 果 約
6.2×10 − １ mS v 以 下 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ，
周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（別紙１）

添付 2.1.2-1

（別紙 1）
安定状態の維持について

1.

安定状態の維持に関する定量評価
サプレッション・プール水温度に関する長期間解析及び残留熱除去系の復旧に関する定量評価について以下に示す。

(1)

格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・プール水温度に関する長期間解析
格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水温度の挙動を確認するため，運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故において，格納容器ベントを実施する事故シーケンスのうち，
サプレッション・プール水温度が高く推移する「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」について，サプレッション・プール水温度が約 100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
第 1 図から第 4 図に格納容器圧力及び雰囲気温度，サプレッション・プ
ール水温度並びにサプレッション・プール水位の解析結果を示す。第 3 図に示すとおり，事象発生から 7 日後時点では，サプレッション・プール水
温度は最高使用温度の 104℃（格納容器設計条件を決定するための冷却材喪失事故時の解析結果での最高温度に余裕をもたせた温度）を上回ってい
るが，事象発生から 7 日以降の 100℃に低下するまでの全期間にわたって150℃を下回っている。トップヘッドフランジや機器搬入用ハッチに使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材は一般特性として耐温度性は 150℃であることから，格納容器の放射性物質の閉じ込め機能は維持される。したがって，事故発生 7 日以降にサプレッション・プール水温度が最高使用温度を上回っていても格納容器の健全性が問題となることはない。
第 4 図に示すとおり，サプレッション・プール水位は，事象発生 30 日後
添付 2.1.2-2

において安定しており，緩やかな低下傾向となっている。これ以降も，仮にサプレッション・プールからの放熱が全て流入蒸気の凝縮に使われるとして計算した場合，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生から 1 年後程度となることから，長期間にわたって格納
容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の継続が可能である（別紙 2）。
なお，実際には準備が完了した時点で，代替循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱に移行する。緊急用海水系及び代替循環冷却系の起動操作は，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，第 5 図に示すとおり事象発生 7 日までに十分な時間余裕をもって完了することができる。

添付 2.1.2-3

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
格納容器圧力

0.6

格
納
容
器
圧
力

格納容器ベントによる圧力低下
0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第1図

格納容器圧力の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

300
ドライウェル格 納 容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ

格納容器ベントによる温度低下

200

(℃)
(℃)
100

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第2図

格納容器雰囲気温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
添付 2.1.2-4

720

300

サプレッション・プー
ール 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

格納容器ベントによる温度低下

200

104℃到達時間
約 334h

100

(℃)
（℃）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第3図

サプレッション・プール水温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

20

15

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

（m）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG3B001

第4図

サプレッション・プール水位の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
添付 2.1.2-5720

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系 が故 障 した 場 合）

経過 時 間（ 時間 ）
4

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プ レッ ショ ン ・プ ール 水 温度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

格納 容器 圧 力0.279MPa［gage］到 達
約24時間

サプ レッ シ ョン ・ プー ル水 位
約27時間

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ シ ョン ・ プー ル水 位

当 直運 転員（中央制御室）

当直 運 転員（現 場 ）

重大 事 故等 対応 要 員（現 場 ）

原子炉水位の調整操作(原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速
減圧操作

【1人 】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） から 原子 炉 水位 高（ レ ベル ８ ）の 間に 維 持

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
操作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

格納 容器 ス プレ イ中 ， 適宜 状 態監 視

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧 力0.31MPa［ gage］ 到達

サプレッショ ン・ プール熱容量制限 到達 までに実施

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容器除熱 操作● 代替 循環 冷 却系 に よる 原 子 炉 注水 操作
【1人 】
A

−

注水 開始 後 ，適 宜原 子 炉水 位 調整

は，低 圧代替注 水系（常格納 容器 ス プレ イ中 ， 適宜 状 態監 視

● 代替 循環 冷 却系 に よる 格 納 容 器冷 却操 作

原子炉満水操作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限 り高 く 維持

●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの除熱操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準備操 作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サプレッショ
ン・チェン バ側）

【1人】
A

【1人 】
A

−

−

−

【2人 】+1人
C，D， E

−

【1人 】
A

−

−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置 等 に よる 格納 容 器除 熱 の 準備操 作（中 央 制御 室で の 第 一 弁操 作 ）

−

−

3人
(参集 )

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作−−【 2人 】
a，b●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

タンクローリによる燃
料給油操作

−

−

2人
（参 集 ）

必要要員合計

2人
A，B

3人
C，D，E

8人 a〜h（参集要員5人）

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施する

解析上考慮 しない

125 分
格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視

遠隔 操作 に 失敗 した 場 合は ，現 場 操作 に て格 納容 器 圧力 逃が し 装置 等 によ る
格納 容器 除 熱を 行う
操 作 は ， 現 場 へ の 移 動 を 含 め ， 約 45分 か ら 開 始 可 能 で あ る 。（ 操 作 完 了 は 約
75分 後）
具体 的な 操 作方 法は ，遠 隔人 力 操作 機構 によ り ，原 子 炉建 屋 付属 棟内 の 二次
格納 施設 外 から 操作 を 行う

75 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間

添付 2.1.2-6

解析上考慮 しない
代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第5図

る

5分

● 第一 弁現 場 操作 場 所へ の 移 動● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置 等 に よる 格納 容 器除 熱 の 準備操 作（現 場 での 第一 弁 操 作 ）●格納容器圧力逃がし装置等 による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）●第二弁現場操作場所への移動●格納容器圧力逃がし装置等 による格納容器除熱操作（現場での第二弁操作）

設）による 注水を停 止す

解析上考慮 しない
スロッシング によ る水
位低下がある 場合 は代
替燃料プール 冷却 系の起動までに 実施する

適宜 実施

−

−

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合−

代替淡水貯槽 の残 量に応じて適宜補 給を 実施する

タンクローリ 残量 に応じて適宜軽油 タン クか
ら給油

(2)

残留熱除去系の復旧に関する定量評価
ここでは，残留熱除去系の復旧による安定状態の維持に関する定量評価として，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）を例に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 6 図から第 8 図に格納容器圧力，格納容器雰囲気温度及びサプレッション・プール水温度の解析結果を，それぞれ事象発生の 14 日後まで示す。
第 8 図に示すとおり，サプレッション・プール水温度は事象発生の約 13
時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始した以降に低下傾向となり，事象発生の 7 日後までに最高使用温度（104℃）を下回る。その後，事象発生の 7 日後に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 6 図及び第 8 図に示すとおり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は大幅に低下する。
以上から，残留熱除去系の復旧により安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能である。

添付 2.1.2-7

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器スプレイによる
圧力低下
0.4

(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）

0.2

0
0

48

96

144

192

240

288

336

事故後の時間(h)第6図

格納容器圧力の推移

300

格納容器スプレイによる圧力低下
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）(℃)(℃) 100

0
0

48

96

144

192

240

事故後の時間(h)第7図

格納容器雰囲気温度の推移

添付 2.1.2-8

288

336

300

サプレッション・プール水温度
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

格納容器スプレイによる温度低下
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始

200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）
100

(℃)
（℃）

0
0

48

96

144

192

240

288

事故後の時間(h)第8図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.1.2-9

336

2.

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系の復旧方法について(1)

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系の復旧方法並びに予備品の確保
について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，1 ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能な場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する（詳細は技術的能力に係る審査基準への適合状況
説明資料の添付資料 1.0.3「予備品等の確保及び保管場所について」参照）。
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある 1 系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系の復旧手順について
炉心損傷又は格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，災害対策要員が残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を復旧するための手
順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドライン」にて整備している。
添付 2.1.2-10

本手順では，機器の故障個所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択するものとしている。具体的には，故障個所の特定と対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。

添付 2.1.2-11

（別紙 2）
長期間でのサプレッション・プール水位の挙動について

格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水位の挙動を確認するため，サプレッション・プールからの放熱量の概算値からサプレッション・プール水位の上昇によるベントライン到達までの期間を算出した。

(1)

評価条件
サプレッション・プールからの放熱の概要図を第 1 図に示すとともに，評価条件を以下に示す。なお，事象発生の 30 日後においては，サプレッション・プール水及びサプレッション・チェンバ内の蒸気は飽和状態で平衡しており，温度差が非常に小さいことから，サプレッション・プール上面
からサプレッション・チェンバ空間部への放熱は考慮しない。

第1表
項

目

評価に使用するデータ一覧
値

備

サプレッション・プール内径（Ｒ １ ）

25.9m

設計値

サプレッション・プール外径（Ｒ ２ ）

29.5m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（床面）(Ｄ １ )

5.0m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（壁面）(Ｄ ２ )

1.8m

設計値

考

熱伝達率（水→コンクリート間）
2.0W／m２ ・℃（Ａ １ ）

原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系ポ ンプ 室 温 評 価（添付資料 2.3.1.3 補足資料 2）における鉛直壁面の熱伝達率を使用

熱伝達率（コンクリート→空気間）（Ａ ２ ）2.0W／m２ ・℃

原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系ポ ンプ 室 温 評 価（添付資料 2.3.1.3 補足資料 2）における鉛直壁面の熱伝達率を使用

コンクリートの熱伝導率（λ）

1.6W／m・℃

伝熱工学資料第 5 版より

添付 2.1.2-12

項

目

値

備

考

高温側の温度（Ｔ １ ）102℃

格 納 容 器 ベ ン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後のサプレッション・プ
ール水温度（解析値）

低温側の温度（Ｔ ２ ）10℃

原子炉建屋換気系の設計温度下限値
なお，床面からの放熱先は地中となるが，本評価では簡易的に本温度を適用

潜熱（Ｅ）

2,251kJ／kg

水温 102℃の値

ベントライン高さ（Ｈ Ｖ ）

15.1m

設計値

サプレッション・プール水位（Ｈ Ｓ ）

12.8m

格 納 容 器 ベ ン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後の水位（解析値）

単位長さ当たりのサプレッション・プール水量（Ｌ）

472m３

水位 6.983m 時の水量 3,300m３ （設計値）より算出

＜評価式＞①床面からの放熱量（Ｑ Ｆ ：単位 kW）
Ｑ Ｆ ＝Ｋ Ｆ （Ｔ １ −Ｔ ２ ）π（Ｒ １ ／2） ２ ／1000
1／Ｋ Ｆ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ １ ／λ＋1／Ａ ２②壁面からの放熱量（Ｑ Ｗ ：単位 kW）
Ｑ Ｗ ＝Ｋ Ｗ （Ｔ １ −Ｔ ２ ）πＲ ２ Ｈ Ｓ ／1000
1／Ｋ Ｗ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ ２ ／λ＋1／Ａ ２③サプレッション・プール水の増加速度（Ｉ：単位 kg／sec）
Ｉ＝（Ｑ Ｆ ＋Ｑ Ｗ ）／Ｅ④ベントライン水没までの時間（Ｐ：単位 sec）
Ｐ＝30×24×60×60＋1000（Ｈ Ｖ −Ｈ Ｓ ）Ｌ／Ｉ

添付 2.1.2-13温度（℃）

サプレッション・プール水

高温側の温度

コンクリート
（壁，床）

原子炉建屋
地中

コンクリート内部における熱伝導コンク リート →空気間 にお
ける熱伝達
熱の移動

水→コ ンクリ ート間に おける熱伝達

低温側の温度

位置（m）

第1図

(2)

サプレッション・プールからの放熱の概要図

評価結果
サプレッション・プールからの放熱量は，約 63kW と評価され，これがサプレッション・プールへ流入する蒸気の凝縮に使われるとした場合，サプ
レッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 470 日後となる。なお，サプレッション・プールからの放熱量を保守的に 100kW と仮定した場合でも，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 310 日後となる。

添付 2.1.2-14

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.1.3-1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
最確条件を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの不確か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，
炉心が露出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高めに評価し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上昇はな い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注水系に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化量及び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式に よる 計 算モ デル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 操作 開 始の 起点 とす 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 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なり ， 原子 炉
水位 挙 動に 影響 を 与え る 可能 性が あ るが ，操 作 手順 （速 や かに 注
水手 段 を準 備す る こと ） に変 わり は なく ，燃 料 被覆 管温 度 を操 作
開始 の 起点 とす 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
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 等 によ る格 納 容器 除熱 操 作の 起
点が 変 更さ れる 。 しか し なが ら， 本 解析 にお い て格 納容 器 除熱 操
作を 実施 す るの は事 象発 生 の約 28 時間 後 であ り，十 分な 時間 余裕
があ るこ と から 運転 員等 の 判断 ・操 作 に 対し て問 題 とな らな い。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
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 。

膨れ・破裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基づいて 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のように高め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中の変化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保守的に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィット曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管最高温度に影響を与える。解析コードは，前述の判定を行
うための燃料被覆管温度を高めに評価することから，おおむね保守的 な結 果 を与 える もの と 考え る。

添付資料 2.1.3

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.1.3-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 注 水 系 を 注 水 手
段と して 用 い る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る 必
要の ない 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被 覆
管温 度に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系 の
注水 タイ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性 はないと考え られ る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 338℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む 。）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 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
向が 確 認さ れて い るが ，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 不確 かさが 小 さく なる も のと 推 定さ れ， 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 現で き てい るこ と から ，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 代替 格納 容 器ス プ
レイ 冷 却系 （常 設 ）及 び 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置等 に係 る 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。
また ， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を
確認 し てお り， そ の差 異 は小 さい こ とか ら， 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 る代 替格 納 容器 スプ レ イ冷 却系（ 常 設） 及び 格 納容 器 圧力 逃が し 装置 等に 係 る運 転員 等 操作 時
間に 与え る 影響 は小 さい 。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器

添付 2.1.3-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

格納 容器 ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
格納 容器 ベ ン ト に つ い て は ， 設 計 流 量 に 基 づ いて流 路面 積 を 入 力 値 と し て 与 え ， 格 納 容 器 各 領
域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.1.3-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大 線出 力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であ り，そ の 他の 核的 特 性等 の違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉停
止 後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 され る 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運転
員 等 操 作 時 間 及 び 評 価項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る影
響 は ， 最 大 線 出 力 密 度及 び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による水 位低 下 量は約 4cm で あ り非 常に 小 さ い 。し たが っ て，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確 条件 と した 場合 には ，最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩和
され るが ，操 作手 順（ 速 やか に注 水手 段 を 準備 する こ と）に 変 わ り は な く ， 燃 料被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起 点 とす
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 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し た が って ，事 象進 展 に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は なく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 燃 料棒
線出 力密 度 より も小 さく な るた め，燃 料被 覆管 温度 上 昇が緩和 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。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響(2／6）
解析条件の不確かさ

項

解析条件

初期条件

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）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 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操作の開始時間は遅くなる。ただし，ゆらぎによる格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇は遅くなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器ベントにより抑制されることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
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。ただし，ゆらぎによる格納容器圧力の変動は3kPa 程 度 と非 常に 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 は小 さ い 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば，サプ レッ シ ョン・プ ール の水 量 は 3,300m ３ で あるのに 対し ， ゆら ぎに よる 水 量変 化は 約 42m ３ であ り， そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，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 響は 小 さ い。

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器
雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

原子 炉停 止後の崩壊 熱

添付 2.1.3-5

条件 設定 の 考え 方目

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定
設計 値

設計 値（ 通常 運転 時 のサ プレ ッ ショ
ン・プー ル水 位の 下 限値 に基 づ き設
定）最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば ，サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に 対し ， ゆら ぎ によ る 水量 変 化 は 約 42m ３ で あり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さい。したがって，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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

初期条件

添付 2.1.3-6

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転 範囲の下限値）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

真空 破壊 装置

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

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位 が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 ま た ， 32℃ 未 満 の 場 合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり
格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器
圧力を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる 。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 は 小さ い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は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 な い 。 ま た ， 32℃ 未満の場合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，
評価 項目 と なる パラ メー タ に対 する 余 裕 は大 きく な る。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はな い 。 ま た ， 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール
水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プ
ール水位を操作開始の起点とする操作の開始は遅くなる。
最確条件とした場合には，解析条件よりも水源容量の余裕は 大き く なる 。管 理値 下 限の 容量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は 大き く なる 。管 理値 下 限の 容量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は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 な い 。 ま た ， 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ
レイによる圧力抑制効果が高まるが，格納容器最高使用
圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施することに変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されるため，評価項目となるパ
ラメ ータ に 与え る影 響は な い。

最確 条件

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの 水温 を 設定

外部 水源 の水温35℃

35℃ 以下外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響は
ない 。

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失−

事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.1.3-7

条件 設定 の 考え 方

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

原子炉水位低下の観点で厳しい事
象を 設定
高圧注水機能として高圧炉心スプ
レイ 系及 び 原子 炉隔 離時 冷 却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレ
イ系及び残留熱除去系（低圧注水系） の機 能 喪失 を設 定−−

炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循
環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早
くな るよ う に外 部電 源が あ る状 態を 設 定 して いる 。な お，
外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給され，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循
環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生とともに外部電源喪失が発生する場合は，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップするため，
原子炉水位の低下が遅くなり，炉心露出時間も短くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼ
ル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給され る。
解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響は
ない 。

外部 電源

外部電源あり−外部 電源 が ある 場合，事 象発 生と 同時に再循環系ポンプがトリップしない こと に より，原 子炉 水位 低（ レベル ３）に よ る原 子炉 ス クラ ムま では原 子炉 出 力が 高く 維持 さ れ，原 子
炉水 位の 低 下が 早い ため ，炉 心冷 却
上厳 しく な る

原子 炉ス ク ラム信号

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代替再 循環 系 ポンプト
リッ プ機 能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で 2 台全 て がト リッ プ

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（代 替 再循 環系 ポ
ンプ トリ ッ プ機 能）の イ ンタ ーロ ッ
クと して 設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響は
ない 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目
解析条件

添付 2.1.3-8

重大事故等対策に関連する機器条件

逃が し安 全弁

低圧 代替 注水系
（常 設）

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉 手 動減 圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧（原子炉注水単独時）（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台）
（2 台 ）
・注水流量：
・注水流 量 ：３３0m ／h〜378m ／h
0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧力：
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

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

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

最確 条件（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：230m ３ ／h
以上

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目
解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

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

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプ レイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後 に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
実際 の流 量 が解 析よ り多 い 場合 ，格 納 容器 圧力 及び 雰 囲気
温度 上昇 の 抑制 効果 は大 き くな るが ，格納 容器 最高 使 用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等
操作 に変 わ りは なく ，格 納 容器 圧力 の 最高 値は おお む ね格
納容 器ベ ン ト時 の圧 力で 決 定さ れる た め，評価 項目 と なる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

最確 条件

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 常設）

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必 要な ス プレ イ流 量を 考 慮し，設定

格納 容器 圧 力逃がし装置 等

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力
0.31MPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
0.31MPa[gage]にお いて ）

格納容器圧力逃がし装置等の設計
値を 考慮 し て，格 納容 器 圧力 及び 雰
囲気温度を低下させるのに必要な排出 流量 と して 設定

実 際 の 流 量 が 解 析 よ り多 い 場 合 ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰囲
気 温 度 上 昇 の 抑 制 効 果は 大 き く な る が ， 操 作 手 順 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。

添付 2.1.3-9

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.1.3-10

低圧代替注
水系による
原子炉注水
操作（逃 が し
安全弁によ
る原子炉急
速減 圧操 作 ）事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

中央制御室において，状況判断の時間，高圧・低圧
注水機能喪失の確認時間及び低圧代替注水系（常設）の準備時間を考慮して設定【認 知】
中 央 制 御 室に て 機 器 ラ ン プ 表 示 ， 機 器故 障 警 報 ， 平均 出 力 領 域 計 装 ， 系統
流 量 等 に て， 原 子 炉 ス ク ラ ム 等 を 確 認す る 。 こ の 事象 初 期 の 状 況 判 断 に余裕時 間を 含 めて 10 分を 想定 して い る。こ の後，高 圧炉 心ス プレ イ 系及 び原
子炉 隔離 時 冷却 系の 手動 起 動操 作（ 失 敗 ）と して 2 分 ，解 析上 考 慮し ない
高圧 代替 注 水系 の起 動操 作 とし て 4 分 並 びに 低圧 炉 心ス プレ イ系 及 び残 留
熱除 去系 （ 低圧 注水 系） の 手動 起動 操 作 （失 敗） と して 4 分を 想 定し ，余裕時 間を 含 めて 10 分を 設定 して い る 。よ って ，高圧・低圧 注 水機 能喪 失 の認知 に係 る 確認 時間 とし て 余裕 時間 を 含 めて 20 分を 設定 し てお り ，十 分な
時 間 余 裕 を確 保 し て い る こ と か ら ， 認知 遅 れ が 操 作開 始 時 間 に 影 響 を 及ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
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 から ， 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系 （常 設） に よる 原子 炉 注 水準 備の 操 作時 間と して 3 分 及び逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 の操 作 時 間と して 1 分 を想 定し ， 余裕 時間
を含 めて 操 作時 間と して 4 分 を設 定し て いる 。い ず れも 中央 制御 室 の制 御盤 の ス イ ッチ に よ る 簡 易 な 操 作 で あ り， 操 作 所 要 時間 が 長 く な る 可 能 性は
非 常 に 低 く， 操 作 所 要 時 間 が 操 作 開 始時 間 に 影 響 を及 ぼ す 可 能 性 は 非 常に
小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
事 象 発 生 直後 ， 原 子 炉 の 停 止 確 認 後 は冷 却 材 の 確 保と し て の 原 子 炉 注 水を最優 先に 実 施す るた め ，他 の並 列 操作 が操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない。
【操 作の 確 実さ 】
中 央 制 御 室の 制 御 盤 の ス イ ッ チ に よ る簡 易 な 操 作 であ り ， 誤 操 作 は 起 こりに く い こ とか ら ， 誤 操 作 等 が 操 作 開 始時 間 に 影 響 を及 ぼ す 可 能 性 は 非 常に
小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響高圧・低圧注水機能喪失の認知に係る確認時間，低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，原子炉急速減圧の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原子炉減圧操作まで
は一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はなく，運転員等操作時間に与える影響も小さ い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間は
解析上の設定よりも早くなる可能性があり，その場合には燃料被覆
管温度は解析結果よりも低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きく なる 。

高圧・低圧 注 水機 能喪 失 及び 給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態が同じ であ り，原子 炉減 圧 操作 も同じ 25 分 で ある が， 原 子炉 水
位低下の観点では本重要事故
シ ー ケ ン ス よ り 厳 し い 「 2.6
ＬＯ ＣＡ 時 注水 機能 喪失 」に おいて ，操作 開始 時間 の 10 分 程度の時間遅れまでに低圧代替
注水 系（ 常設 ）に よる 注 水が 開
始で きれ ば，燃料 被覆 管 の破 裂
及び炉心の著しい損傷は発生
せず，評価 項 目を 満足 す るこ とから 時間 余 裕が ある 。ま た，格納容器ベント時の非居住区域
境界及び敷地境界での実効線
量は燃料被覆管の破裂が発生しないことから重要事故シーケ ン ス と 同 等 と な り ， 5mSv を
下回 る 。操 作開 始時 間の 25 分
程度 の時 間 遅れ では，一 部の 燃
料被 覆管 に 破裂 が発 生す る が，
炉心 の著 し い損 傷は 発生 せ ず，
評価 項目 を 満足 する 。ま た，格納容器ベント時の非居住区域
境 界 で の 実 効 線 量 は 約
4.4mSv，敷 地 境界 での 実 効線 量は約 4.4mSv であ り ，5mSv を 下回る 。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュ
レータ（模擬操作含む。）
にて訓練実績
を取得。解析
上 に お い ては，起因事象の給水流量の全喪失から高圧・低圧注水機能喪失の認知及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水準備後の原子炉減圧操 作ま で 25分を想定しているところ，
訓練実績は約18 分。 想定 で意図している
運転操作が実施可能なこと確認 した 。

添付 2.1.3-11

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却 操作

格納容器圧力0.279MPa[gag
e]到達時

条件設定の
考え方

格納容器ベント
実施基準である
格納容器最高使用
圧
力（ 0.31MPa[gage]）に対する余裕を考慮して設定操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また，格納容器スプレイの操作実施基準（格納容器圧力0.279MPa[gage]）に到 達す るの は 事象 発 生約 14 時間 後で あ り，比 較的 緩や かな パ ラ メー タ 変 化 であ る こ とか ら ， 認 知遅 れ が 操作 開 始 時 間に 影 響
を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
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 とか ら ，操 作開 始時 間 に与 える 影 響 はな い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
中 央制 御 室 の制 御 盤 の スイ ッ チ によ る 簡 易 な操 作 で あり ， 緩 や かな 圧 力
上 昇に 対 し て操 作 所 要 時間 は 十 分に 短 く ， 操作 開 始 時間 に 影 響 を及 ぼ す
可能 性は 非 常に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並 列し て 実 施す る 場 合 があ る 操 作は ， 同 一 の制 御 盤 によ る 対 応 が可 能 である こと か ら，他 の並 列操 作が 操 作開 始 時間 に与 え る影 響は ない 。ま た，
代 替格 納 容 器ス プ レ イ 冷却 系 （ 常設 ） は ， 低圧 代 替 注水 系 （ 常 設） と ポ
ンプ 等を 共 用し てい るが ， 常設 低圧 代 替 注水 系ポ ンプ 2 台に より 原 子炉
注 水と 格 納 容器 ス プ レ イの 流 量 を同 時 に 実 施可 能 な 流量 が 確 保 され て いる。
【操 作の 確 実さ 】
中 央制 御 室 の制 御 盤 の スイ ッ チ によ る 簡 易 な操 作 で あり ， 誤 操 作は 起 こり にく い こ とか ら ， 誤 操作 等 が 操作 開 始 時 間に 影 響 を及 ぼ す 可 能性 は 非
常に 小さ い 。

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 響常設低圧代替注水系ポンプ
2 台により格納容器スプレ
イと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因
により操作開始時間に与える影響は小さく，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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える
影響 はな い 。

常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台 によ り格 納
容器スプレイと原子炉注水を同時に実施
可能な流量が確保されて おり ，また ，並 列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能で ある た め，不確 かさ要因により操作開始時間に与える影響は小 さく ，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 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ開始までの時間は事象 発生 か ら約 14 時
間あ り，準 備時 間が 確
保で きる こ とか ら，時間余 裕が あ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，格納容
器圧力の上昇傾向を 監 視 し ，
0.279MPa[gage]]到達時に，代替格
納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作を実施し，操作
時間 は約 4 分。 想定で意図している
運転操作が実施可
能なことを確認した。

添付 2.1.3-12

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析上の操作開始条件目

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除 熱操 作

格納容器圧力0.31MPa[gage
]到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使
用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時 には 重 要監 視 パラ メ ータ で ある サ プレ ッ ショ ン ・プ ー ル水 位，
格納 容 器圧 力 等を 継 続監 視 して お り， 格 納容 器 ベン ト 準備 の 操作 実施
基準 （ サプ レ ッシ ョ ン・ プ ール 水 位通 常 水位 ＋5.5m） に到 達 する のは
事象 発生 の約 24 時 間後 ，格納 容 器ベ ント の操 作実 施 基準（ 格納 容器 圧
力 0.31MPa[gage]）に 到 達す るの は 事象 発 生の約 28 時 間後 で あり ，比較的 緩 やか な パラ メ ータ 変 化で あ るこ と から ， 認知 遅 れが 操 作開 始時
間に 与え る 影響 はな い。
【要 員配 置 】
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 か ら， 要員 配置 が 操作 開始 時 間 に与 える 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制 御室 内 での 操 作の み であ り ，移 動 が操 作 開始 時 間に 与 える 影響
はな い。
【操 作所 要 時間 】
中央 制 御室 の 制御 盤 のス イ ッチ に よる 簡 易な 操 作で あ り， 緩 やか な圧
力上 昇 に対 し て十 分 に短 く ，操 作 所要 時 間が 操 作開 始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 し て実 施 する 場 合が あ る操 作 は， 同 一の 制 御盤 に よる 対 応が 可能
であ るこ と から ，他 の並 列 操作 が操 作 開 始時 間に 与 える 影響 はな い 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制 御室 で の操 作 は， 中 央制 御 室の 制 御盤 の スイ ッ チに よ る簡 易な操作 で あり ， 誤操 作 は起 こ りに く いこ と から ， 誤操 作 等が 操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
なお ， 中央 制 御室 で の操 作 に失 敗 した 場 合は 現 場で の 操作 を 実施 すること と して お り， 操 作の 信 頼性 を 向上 し てい る 。た だ し， こ の場 合，
現場 操作 に 移動 を含 め約 75 分の 操 作開 始 時間 遅れ る が発 生す る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響実態 の運 転 操作 にお いて は ，炉心損傷前の格納容器ベントの操作実施基準（格納容器圧力0.31MPa［gage］） に到 達 するのは，事 象発 生の 約 28 時 間後であ り，格納 容 器ベ ント の 準備
操作 はサ プ レッ ショ ン・プ ール
水位の上昇傾向を監視しながらあ らか じ め実 施可 能で あ る。
また ，当 該操 作 は中 央制 御 室からの遠隔操作により実施可能
であ るこ と から ，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 。た だし ，格納 容 器ベント実施時に遠隔操作に失敗
した 場合 は，現 場操 作に て 対応
する ため ，約 75 分 程度 操 作開始時間が遅れる可能性があるが，格納容器の限界圧力は0.62MPa［gage］で ある こ とから，格納 容器 の 健全 性と い う点
では 問題 と はな らな 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 御室で行 う操 作 であ り，並列 し て実施する場合がある操作とは同一の制御盤により実施可能である こと か ら，他の 操作 に 与える影 響は な い 。な お ，格 納 容器
ベント実施時に遠隔操作に失敗し た場 合 にお いて も，現 場操
作に て対 応 する こと から ，他の操作 に与 え る影 響は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等操作条件の格納容器
圧力逃がし装置等による格納容器除熱操
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。仮に，格納容器
ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合
は，現場操作にて対応す るた め ，約 75 分
程度操作開始時間が遅れる可能性がある。格納容器ベント
操作開始時間が遅くなった場合，格納容器
圧
力は0.31MPa[gage] よ り
若干上昇するため，
評価項目となるパラ
メータに影響を与えるが，格納容器の限界 圧 力 は 0.62MPa［ gage］ で あ る こ とから，格納容器の健全性という点では問題と はな ら ない 。

操作条件の格納容器圧
力逃がし装置等による格納容器除熱操作については，格納容器ベン
ト開始までの時間は事
象 発 生 か ら 約 28 時 間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。また，遠隔操作の失敗により，格納容器ベント操作開
始時間が遅れる場合においても，格納容器圧
力 は 0.31MPa ［ gage ］
から上昇するが，格納容器圧力の上昇は緩やかであるため，格納容器 の 限 界 圧 力 0.62MPa［ gage］ に 至 る ま で の時間は，格納容器スプレイを停止した時点の格 納 容 器 圧 力 約
0.247MPa[gage] か ら
0.31MPa[gage] 到 達 ま
での 時間 が 約 1 時 間であることを考慮すると，0.31MPa[gage]から0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間 程度の準備時間が確保でき，現場操作に要する
時 間 は 75 分 程 度 で あることから，時間余裕があ る。
（添 付資 料 2.1.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，サプレッション・プール水位の上昇傾向を監視し，通常水位＋5.5m 到 達 時 に 格
納容器ベント準備
操作を実施し操作
時間 は約 4 分 ，格
納容器圧力の上昇傾向を監視し，
0.31MPa[gage] 到
達時に格納容器ベント操作を実施し操作時間は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，格納容器ベ
ントの遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動時 間 を 含 め 約 66分で操作を実施できた。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを 確認 し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析上の操作開始条件

目

代替淡水貯
槽への補給
操作

代替淡水貯槽を水源とした注水の開始時点

操作条件

添付 2.1.3-13

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油 操作

代替淡水貯槽への補給開始
から適宜

条件設定の
考え方
代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ への 給 油 90 分及 び 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プへ の給 油 20 分 ）を 考 慮し て も， 十分 な 時間 余裕 があ 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−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 で 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約98 分で 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.1.4
7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽：約 4,300m３

・西側淡水貯水設備：約 4,300m３

2.

水使用パターン①

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事象発生 25 分後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

②

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達する事象発生約 14 時間後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達後，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替大型注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側淡水添付 2.1.4−1

貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生直後から原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象発生約 360
分時点で代替淡水貯槽は枯渇していない。その後，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却開始

積算注水量(m ３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却停止

第1図4,300m３ 到達

外部水源による積算注水量（高圧・低圧注水機能喪失）

4.

水源評価結果時間評価の結果から，代替淡水貯槽が枯渇することはない。また，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m３ の水が必要となる。代替淡水貯槽及び
西側淡水貯水設備に合計約 8,600m３ の水を保有することから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.1.4−2

添付資料 2.1.5
7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

※1
※2
※3

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.1.5-1

添付資料 2.1.6
常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約702
約892

約407
約597

約1,579

約1,111

約1,220

約1,141

約 120
約 97
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④

最大 負荷 容 量
約1,579kW

⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.1.6-1

経過 時間 (h)

添付資料 2.1.7
格納容器圧力逃がし装置の第二弁開操作を現場にて実施する場合の時間余裕

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格納容器圧力が0.31MPa[gage]に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により実施する。
仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗した場合でも，格納容器圧力が0.62MPa[gage]に到達するまでに現場操作にて格納容器圧力逃がし装置の第二弁の開操作を実施することで，格納容器の破損を防止することが可能である。
現場操作の時間余裕を把握するため，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停止してから格納容器圧力逃がし装置等による格納容器
除熱を実施するまでの格納容器圧力の上昇量及び経過時間からの外挿評価により格納容器圧力が 0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでの時間を確認した。この結果，時間余裕は 5 時間程度確保されており，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。

添付 2.1.7-1

第1表
高圧・低圧注水
機能喪失

操作項目

評価条件

崩壊熱除去機能喪失(残留熱除去系が故障した場合)
格納容器圧力時間（MPa[gage]） （h）

格納容器圧力（MPa[gage]）時間（h）

約 0.247

約 27

約 0.256

0.31

約 28

0.31

格納容器
冷却停止
格納容器
除熱実施

ＬＯＣＡ時注水
機能喪失
格納容器圧力（MPa[gage]）

時間
（h）

約 27

約 0.243

約 27

約 28

0.31

約 28

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
格
納
容
器
圧
力

0.6

33h
28h

0.4

(MPa[gage])

0.2

27h

0
0

12

24

36

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第1図

外挿評価のイメージ図

添付 2.1.7-2

48

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.2.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に含まれる事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」，②「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」及び③「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失し，かつ，原子炉減圧機能（自動減圧機能）が喪失することを想定する。このため，原子炉注水ができず，逃がし安全弁による圧力制御（安全弁機能）に伴う蒸気流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉が減圧できず高圧のままで炉心損
傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，高圧注水機能又は原子炉減圧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。
ここで，高圧注水・減圧機能喪失が生じた際の状況を想定すると，事象発生後，重大事故等対処設備によって高圧注水を実施して炉心損傷を防止する場合よりも，高圧注水に期待せず，設計基準事故対処設備による原子炉減圧にも失敗した後に，重大事故等対処設備によって原子炉を減圧し，2.2-1

低圧注水に移行して炉心損傷を防止する場合の方が，原子炉の減圧により
原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位がより早く低下することから，事故対応として厳しいと考えられる。このことから，本事故シー
ケンスグループにおいては，高圧注水機能に期待せず，原子炉減圧機能に対する対策の有効性を評価することとする。なお，高圧注水及び原子炉減
圧機能喪失が生じ，重大事故等対処設備の注水手段としては高圧注水に期待する事故シーケンスとして，全交流動力電源喪失時の直流電源喪失があり，「2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において主に高圧代替注水系の有効性を確認している。
したがって，本事故シーケンスグループでは，代替自動減圧ロジックを用いた逃がし安全弁による原子炉減圧を行い，原子炉減圧後に低圧炉心ス
プレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧手段並びに低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略
2.2-2

系統図を第 2.2−1 図に，手順の概要を第 2.2−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）10 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 4 名である。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 名である。必要な要員と作業
項目について第 2.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，10 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失確認
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下し続け，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発生するが全て機能喪失していることを確認する。
高圧注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，各系統の流量等である。
原子炉水位は更に低下し，原子炉水位異常低下（レベル１）で低圧炉
心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統が自動起動する。
2.2-3

ｃ．過渡時自動減圧機能動作確認
原子炉水位異常低下（レベル１）到達の 10 分後及び低圧炉心スプレイ
系ポンプ又は残留熱除去系ポンプ運転時に過渡時自動減圧機能により，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個が自動で開放し，原子炉が急速減圧される。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力等である。
ｄ．低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水
過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）のそれぞれの系統圧力を下回ると，それぞれの系統による原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），低圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系統流量等である。
原子炉水位回復後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転
低圧炉心スプレイ系による原子炉水位維持を確認後，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却運転を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の運転を確認するために必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度等である。

以降，炉心冷却は，低圧炉心スプレイ系による注水により継続的に行い，
2.2-4

また，格納容器除熱は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により継続的に行う。さらに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を実施し，冷温停止状態とする。

2.2.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まず高圧状態が継続される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達及びサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期
間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析
コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容
器圧力，格納容器雰囲気温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
重要事故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。
2.2-5

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.2−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系，
原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は使用できるものとする。
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラム
までは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，炉
心冷却上厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位の低下に伴い，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循
環系ポンプ 2 台全てを自動停止するものとする。
2.2-6

(c)

原子炉減圧機能
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，逃がし安全弁による原子炉手動減圧に失敗することを想定する。過渡時自動減圧機能を用いた
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧は，原子炉水位異常低下（レベル１）到達から 10 分後に開始し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個により原子炉減圧する。容量として 1 個当たり定格主蒸気
流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，低圧炉心スプレイ系が自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，1,419m
３／h（0.84MPa［dif］において）（最大 1,561m３ ／h）にて原子炉注水

する。
(e)

残留熱除去系（低圧注水系）
原子炉水位異常低下（レベル１）到達後，残留熱除去系（低圧注水系）3 系統が自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，1 系統当たり 1,605m ３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m３ ／h）にて原子炉注水する。また，原子炉水位が原子炉水位
高（レベル８）まで回復し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。

(f)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，自動起動した
残留熱除去系（低圧注水系）のうち，1 系統を切り替えるものとする。
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール
水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。
2.2-7

ｃ．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)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操作は，原子炉水位高（レベル８）を確認後に切替えに要する時間を考慮し，原
子炉水位高（レベル８）到達の 5 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.2−4 図から第 2.2−9 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，
炉心下部プレナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管に破裂が発生する時
点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.2−10 図から第 2.2−15 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.2−16 図から第 2.2−19 図に示す。
※

炉心露出から再冠水の過程を示すという観点で，シュラウド内の水位を示す。シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が2.2-8燃料有効長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。
ａ．事象進展給水流量の全喪失後，原子炉水位は急速に低下する。原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムするが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の起動に失敗し，原子炉水位異常低下（レベル１）で低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統が起動する。原子炉水位異常低下（レベル１）到達の 10 分後に過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個が開き，原子炉が急速減圧される。原子炉減圧後に，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統による原子炉注水が開始される。再循環系ポンプについては，原子炉水位異常低下（レベル２）で 2 台全てがトリップする。主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）で全閉する。原子炉急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統による原子炉
注水が開始されると原子炉水位が回復し，炉心は再冠水する。
燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は，原子炉減圧により，原子炉水位が低下し，炉心が露出することから上昇する。その結果，
燃料被覆管の伝熱様式は核沸騰冷却から蒸気冷却となり熱伝達係数は低下する。その後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3
系統による原子炉注水により，燃料の露出と冠水を繰り返すため，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率及び熱伝達係数は増減する。
炉心が再冠水すると，ボイド率が低下し，熱伝達係数が上昇することか
ら，燃料被覆管温度は低下する。
2.2-9高出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い変化する。また，炉心が再冠水した以降は，残留熱除去系を用いた原子炉圧力容器及び格納容器除熱手順
に従い，冷温停止状態に移行することができる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.2−10 図に示すとおり，原子炉水位が回復するまでの間に炉心が一時的に露出するため燃料被覆管の温度が上昇し，約 711℃に到達するが，1,200℃以下となる。燃料被覆管の最高温
度は，高出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。原子炉圧力は，第 2.2−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器
底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.09MPa［gage］以
下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。格
納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.04MPa［gage］
及び約 90℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.2−5 図に示すように，低圧炉心スプレイ系による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。
その後は，約 1 時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始する
ことで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.2.1）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す（1）から（4）の評価項目について，対策の有効性を確認した。
2.2-102.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。高圧注水・減圧機能喪失では，高圧注水機能及び原子炉減圧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，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，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは実験
結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結
果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり燃料被覆管温度は低くなるが，原子炉注水は過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁による原子炉減
圧並びに低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統の自動起動により行われ，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性
2.2-11

があるが，操作手順（冠水後の流量調整操作）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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴ
Ｆ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さく，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 2.2.2）

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表面熱伝達の不確かさとして，実験解析では熱伝達モデルの保守性により燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被2.2-12

覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.2.2）(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 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な影響を与えると考えられる項目に関す
2.2-13

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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉注水は過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁による原子炉減圧及び低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統の自動起動により行われ，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への移行は冠水後の操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異2.2-14常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等により電源が供給されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，
解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水
特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プ
2.2-15

ール水位，格納容器圧力並びに格納容器雰囲気温度は，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生とともに外部電源喪失が発生する場合は，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップするため，原子炉水位の低下が遅くなり，炉心露
出時間も短くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機
等により電源が供給される。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，
解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水
特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
2.2-16

操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操
作は，解析上の操作開始時間として原子炉水位高（レベル８）到達から 5 分後（事象発生から約 41 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，低圧炉心スプレイ系及び複数の残留熱除去系を用いて原子炉水位維持操作とサプレッション・プール冷却の運転操
作を同じ運転員が行うことから，サプレッション・プール冷却の操作
開始時間は変動し得るが，その時間は短く，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早まる可能性があるが，中央制御室で行う操作であることから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操
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。
（添付資料 2.2.2）

(3)

感度解析
本重要事故シーケンスでは，安全機能の喪失に対する仮定に従い，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統による原子炉注水に期待した評価を実施している。仮に，注水流量が小さくなり，かつ，注
水圧力の最大値が低く原子炉減圧後の注水開始が遅くなる場合を想定し，2.2-17

残留熱除去系（低圧注水系）1 系統のみに期待した場合の感度解析を実施した。その結果，第 2.2−20 図から第 2.2−23 図に示すとおり，燃料被覆管の最高温度は約 821℃となり，「2.2.2(3)

有効性評価の結果」で示す最高温度約 711℃に比べて上昇するものの，1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となることから，評価項目を満足する。
（添付資料 2.2.3）(4)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操作については，サプレッション・プール冷却運転開始までの時間は事象発生か
ら約 41 分後であり，操作開始が遅れる場合においても，格納容器圧力が0.31MPa［gage］に到達するまでの時間は，事象進展が同様となる「2.1高圧・低圧注水機能喪失」に示すとおり約 28 時間であり，約 27 時間以上の時間余裕がある。また，格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］に至るまでの時間は，「2.1高圧・低圧注水機能喪失」に示すとおり事象発生約 33

時間後であり，約 32 時間以上の時間余裕がある。
（添付資料 2.2.2）

(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
2.2-18

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，操作時間には時間余裕がある。

2.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，重大事
故等対策時に必要な要員は，「2.2.1(3)10 名である。
「6.2

炉心損傷防止対策」に示すとおり

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」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。
ａ．水源

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはないため，7 日間の注水継続実施が可能である。なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様の対応であ
る。

ｂ．燃

料
2.2-19

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して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 2 台）による電源供給を想定し，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て，7日間の継続が可能である。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 2.2.4）

ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等による電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，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，重大事故等対策時に必要な負荷として，約 951kW 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。
2.2-20（添付資料 2.2.5）

2.2.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」では，高圧注水機能
及び原子炉減圧機能が喪失することで，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ｢高圧注水・減圧機能喪失｣に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として過渡時
自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧手段，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段
並びに安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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。
2.2-21

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，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧注水・減
圧機能喪失」に対して有効である。

2.2-22

凡例

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

：安全機能の喪失を仮定する設備
自動減圧系の作動ロジック

外部電源

Ｇ

：評価上考慮しない設備

過渡時自動減圧機能の作動ロジック

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-23

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

→
緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）→←
残留熱除去系ポンプ（Ａ）

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

※2

→

※1

→

※2

※1 海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

←

高所東側
接続口

↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→

※1

→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水段階）

2.2-23

凡例

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

：安全機能の喪失を仮定する設備
自動減圧系の作動ロジック

外部電源

Ｇ

：評価上考慮しない設備

過渡時自動減圧機能の作動ロジック

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-24

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

→

※1

→

※2

※1 海へ

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）←↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

高所東側
接続口

→

←

※1

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→
→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

2.2-24

(解析 上 の時刻)
(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失発生：プ ラン ト 状態
：判 断
： 操作 及び 判断

原子炉水位低（レベル３）到達：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） のみ の 作 業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ １ ， ２(約20秒)

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）によ る原 子 炉圧 力制 御の 確 認

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認

高圧 代替 注 水系の起 動操 作原子炉水位異常低下（レベル１）
低圧注水機能作動値に到達

低圧注水機能の自動起動の確認 ※ ４（機器作動状況，系統圧力による確認）(約31分)

使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

高圧注水機能喪失の確認 ※ ３ （機器作動状況，系統流量による確認）(約21分)の共 同作 業

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

高圧 注水 機 能の回復 操作
回復は解析上考慮
せず

低圧 炉心 ス プレ イ系 及び 残 留熱 除去 系
（低 圧注 水 系） によ る原 子 炉注 水開 始原子 炉水 位 回復

原子炉自動減圧の確認 ※ ７（逃がし安全弁（自動減圧機能）
2 個自動開）(約34分)

炉心損傷が確認された
場合は，炉 心 損傷 後の 対応手順に移 行す る
(約40分)

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始(約44分)

残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水開始(約44分)※１

重 大 事故 等発 生を 通 信連 絡設 備 に より 確認 し た現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。

※２

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。

※３中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，警 報， 系 統流 量等 にて 確 認す る。

※４

中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出 圧力 等 にて 確認 す る 。

※５

過 渡 時自 動減 圧機 能の 10 分 間タ イマ ー作 動 中に 高圧 代替 注 水系 の起 動 又 は高 圧注 水 機能 の回 復に 成
功し，原 子炉 水位 異 常低 下（ レベ ル１ ）以上 に回 復 した 場合 は，タイ マー が リセ ット され た こと を警報復 帰に よ り確 認す る。

※６

解析上考慮していないが，実態は低圧炉心スプレイ系ポンプ又は残留熱除去系ポンプの運転を確認
後， 逃が し 安全 弁に よる 原 子炉 急速 減 圧 を行 い， 原 子炉 水位 の回 復 を図 る。

※７

原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の減圧沸騰により原子炉水位の指示値の信頼性 が損 な われ るお それ が ある ため ， 原 子炉 水位 不 明で ない こと を 確認 する 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原 子炉 水 位の 指示 値の ば らつ きが 大 き く燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※８原子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格納容器雰囲気監視系等により格納容器内の水素・ 酸素 濃 度を 確認 する 。

※９

炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る （炉 心損 傷 が確 認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 へ 移行）。
・ド ラ イウ ェ ル又 は サプ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 内の ガ ンマ 線 線量 率 が設 計 基準 事 故相 当 のガ ン マ線
線量 率の 10 倍以 上 とな った 場合
なお，格 納容 器雰 囲気 放 射線 モニ タ（ Ｄ ／Ｗ）及 び格 納容 器雰 囲 気放 射線 モ ニタ（Ｓ／ Ｃ）によ る炉
心損 傷発 生 の判 断が でき な い場 合は ， 原 子炉 圧力 容 器温 度に より 判 断す る。

※１ ０

原 子炉 水位（ 燃料 域 ）に より 燃 料有 効長 頂 部回 復を 確認 し た場 合は ，燃 料有 効長 頂 部以 下継 続時 間を 測 定 し ，「 最 長 許 容 炉 心 露 出 時 間 」 の 禁 止 領 域 に 入 っ て い る こ と を 確 認 す る 。 炉 心 損 傷 の 有 無 を格納 容器 雰 囲気 放射 線モ ニ タ等 によ り 確 認す る。

※１ １

原 子炉 水位 不明 の 場合 は ，原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し ，原 子炉 圧 力と サ プレ ッシ ョ ン・チェ ン バ圧
力と の差 圧 を確 認す るこ と で， 原子 炉 水 位が 燃料 有 効長 頂部 以上 で ある こと を 確 認す る。

※１ ２

低 圧炉 心ス プレ イ 系に より ，原 子炉 水位 を 原子 炉水 位低（レ ベ ル３ ）か ら 原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ）の間 に維 持 する 。

※１ ３

サ プレ ッシ ョン・プ ール 水温 度 が 32℃ 以 上で，かつ 低 圧炉 心ス プ レイ 系 によ り原 子 炉水 位が 維持 可能で ある こ とを 確認 し， 残 留熱 除去 系 （ サプ レッ シ ョン ・プ ール 冷 却系 ）に よ る サプ レッ シ ョン・
プー ル冷 却 を開 始す る。解析 上は ，原 子 炉水 位が 原 子炉 水位 高（ レベ ル８ ）に 到 達し た時 点 で切 替
操作 を開 始 し， この 5 分 後 にサ プレ ッ シ ョン ・プ ー ル冷 却を 開始 す る想 定と し て いる 。

※１ ４

サ プレ ッシ ョン ・ プー ル冷 却 操 作の 開始 時 間は ，Ｍ ＡＡ Ｐ 解析 に基 づ く もの であ る 。

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８

炉心損傷なしの 継続 確認 ※９

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）
7個に よ る原 子炉 急 速減 圧操 作
（逃 がし 安 全弁5個 追加 開）

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※ １ ０

原子炉水位不明
でないことの確認
水位不明ではない

Ⅰ

過渡 時自 動 減圧 機能 のリセ ット 確 認 ※ ５

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）
7個に よ る原 子炉 急 速減 圧操 作 ※ ６

過渡時自動減圧機能自動作動（原子炉水位異常低下（レベル１）＋10分＋低圧炉心スプレイ
系ポンプ又は残留熱除去系ポン
プ運転）

高圧 注水 機 能以 外に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作

水位 不明
原子 炉満 水 操作 ※１１

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系） ※ １ ２【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
(約41分 ※ １ ４ )

技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難である が， プ ラン ト状 況に よ って は， 事 故 対応 に有 効 な設 備と なる 制 御棒 駆動 水 圧 系に よる 原 子炉 注
水も 実施 可 能で ある 。

残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作※ １ ３

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格 納容
器除熱を継続する。また，機能喪失している設備 の 復旧に努めるとともに，残留熱除去系（サプレッショ ン・プ
ール冷却系）以外の残留熱除去系を残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とす る 。

第 2.2−2 図

高圧注水・減圧機能喪失の対応手順の概要

2.2-25

高圧 注 水・ 減圧 機 能 喪失

経 過時 間0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

30

約34分

原子 炉ス ク ラム
約20秒

60

70

80

90
分

25
時間

備 考

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡原 子炉 水位 燃料 有 効長 頂部 到 達 （※ １）

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達
約21分

約44分

原 子炉 水位 燃料 有 効長 頂部 回 復 （※ １）※1

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）到 達

操作の内容

当直運転員
（現場）

50

プラ ント 状 況判 断

操作項目

当直運転員
（中央制御室）40

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

約31分

過 渡時 自動 減圧 機 能自 動作 動
約40分

低 圧炉 心ス プレ イ 系に よる 原 子 炉注 水開 始

約44分
約36分

重大事故等対応要員（現場）※2

シュラウド内水位に基づく時間
ＭＡＡＰ解析に基づく時間

残 留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ） に よる 原子 炉 注水 開始

原 子炉 水位 高（ レ ベル8） 到達 （ ※２ ）約41分

残 留熱 除去 系（サ プレ ッ ショ ン・プー ル冷 却 系）によ る 格納 容器 除 熱開 始（ ※２）● 給水流量全喪失の確認● 原子 炉ス ク ラム の 確認
●ター ビ ン停 止の 確 認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●再循環系ポンプトリップの確認−−●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 自動起動失敗の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認

10 分●外部電源喪失の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
高圧注水機能喪失の確認【 1人 】
A−−● 高 圧 炉 心 ス プ レイ 系 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の手 動 起 動 操 作
（失敗）

2分

常設代替交流電源
設備による緊急用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

● 常設代 替高 圧電 源装 置2台 の起 動操作 及び緊急 用母 線の 受電操
作

4分

高圧代替注水系の起動操作（※3）【 1人 】
A−−●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

高圧注水機能の回
復操作

−

2人
C，D

−

● 給水 ・復 水 系及 び 高圧 注水 機 能の 回 復 操 作， 失 敗 原因調 査

低圧注水機能の自動起動の確認

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注 水系）の自動起
動確認

原子炉自動減圧の
確認

【1人】
A

−

−

● 逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）2個の 自 動開 放 確認

原子炉水位の調整
操作（低圧炉心ス
プレイ系）

【1 人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操
作【1人】
B

外部電源がない場合に実施する
解析上考慮しない

4分
適宜 実施
適宜 確認
適宜 確認
原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系 （サプレッション・プール冷却系）への切替操作（1系列）
−

−

4分

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系 ）によるサプレ
ッション・プール冷却状態の監視

適宜 確認●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プール
の除熱操作

【1人】
A

−

2人
A，B

−
20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

※3

2人
C，D

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計

解析上考慮しない

0人

本事 故 シー ケン ス グル ー プに おい て は機 能 に 期 待し な い こ とと する 。

第 2.2−3 図

高圧注水・減圧機能喪失時の作業と所要時間

2.2-26

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施 する過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）

10
逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
低圧炉心スプレイ系の注水に伴い，炉心での蒸気発生量が増加
し，原子炉圧力が僅かに上昇

主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−4 図

原子炉圧力の推移

原子炉自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇（約 31 分）

20

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気

原子炉水位 （シュラウド内 水位）

原子炉水位（シュラウド内水位）

流出による水位低下
低圧炉心スプレイ系等の注水による水位上昇

炉心上部プレナム

1510
燃料有効長頂部

高出力燃料集合体

5

燃料有効長底部

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

注水 された未 飽和水に より炉心下 部プレナ ムのボイ ド率が低 下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成さ
れる

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.2-27

原子炉自動減圧に伴う減圧沸騰

20による水位上昇（約 31 分）
逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上昇
原子炉減圧に伴う蒸気流出による水位低下

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

低圧炉心スプレイ系
等の注水による
水位上昇

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（高出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

5000
原子炉水位高（レベル８）到達による注水停止

4000

注水流量

注水流量

残留熱除去系（低圧注水系）
3 系統による注水

3000

低圧炉心スプレイ系の注水に伴い，炉内での蒸気発生量が増加し，原子炉圧力が僅かに上昇することから，流量が減少

３
/h）
（m3(m
／h) 2000

低圧炉心スプレイ系
による注水

1000

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−7 図

注水流量の推移

2.2-28

3000

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000
過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）1500

原 子 炉 水 位 が 主蒸 気 管 の
高 さ に 到 達 し ，逃 が し 安
全弁から冷却材が流出

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）（t/h）(t／h) 1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500
過渡時自動減圧機能作動による水量減少（約 31 分）

原子炉圧 力容器内の保 有水量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

原子炉水位高（レベル８）
到達による注水停止

400
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

100
低圧炉心スプレイ系等による原子炉
注水の開始による水量回復

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.2-29

1200

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度（℃）(℃)

燃料被覆管最高温度発生（約 711℃，約 41 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（約 31 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
遷移沸騰冷却

熱伝達係数

熱伝達係数

膜沸騰冷却（冠水時）
噴霧流冷却（露出時）

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管
最高温度発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−11 図

燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

2.2-301.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

0.6

(−)
（−）
0.4

再冠水過程における
露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.2

低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−12 図

燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率の推移

1.2
低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−13 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

2.2-31

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
炉心下部プレナムの水位形成により炉心部の原子炉冷却材が落下しボイド率増加

0.6

(−)
（−）
0.4

低圧炉心スプレイ系の注水によるボイド率の低下

0.2
原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇（約 31 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−14 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.2-32

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.2−15 図

燃料被覆管破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.2-330.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇

0.4

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制（約 1 時間）(MPa[gage])(MPa［ gage］)

最大圧力：約 0.04MPa［gage］（約 17 時間）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−16 図

格納容器圧力の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

200

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下する
ことで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

(℃)

(℃)

100

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度上昇の抑制（約 1 時間）

最高温度：約 90℃（約 128 時間）

0
0

24

48

72

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.2−17 図

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

格納容器雰囲気温度の推移

2.2-34168

20

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
原子炉減圧に伴い，蒸気が流入するため水位が上昇

10ー

サプレッシ ョン・ プール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ベントライン（約 15m）
15

ル
水
位

5

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−18 図

サプレッション・プール水位の推移

300

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による温度上昇の抑制（約 1 時間）ー

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

最高温度：約 76℃（約 6 時間）

100

（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−19 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.2-3516810

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）
過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）

原子炉圧力

8

6
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇(MPa[abs])
MPa[abs]）

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2.2−20 図

原子炉圧力の推移（残留熱除去系（低圧注水系）1 系統）
原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上昇

原子炉自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

原子炉水位（シュラウド内 外水位）

逃がし安全弁（安全弁機能）
からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気流出による水位低下
残留熱除去系（低圧注水系）の注水による水位上昇

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド外高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム（ｍ）

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

(m)
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2.2−21 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（残留熱除去系（低圧注水系）1 系統）
2.2-36

1200

1000

燃料被覆管温度）(℃)

燃料被覆管最高温度発生（約 821℃，約 43 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下原子炉減圧による飽和温度の低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2.2−22 図

燃料被覆管温度の推移（残留熱除去系（低圧注水系）1 系統）

2.2-37

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃料被覆管の最高温度及び円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応
ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線(N／mm２ )(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.2−23 図

燃料被覆管破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（残留熱除去系（低圧注水系）1 系統）

2.2-38

第 2.2−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム確認

高圧注水機能喪失確認

2.2-39高圧代替注水系による原子炉
注水

過渡時自動減圧機能動作確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認す−る。
原子炉水位異常低下（レベル２）による自動 低圧炉心スプ
起動信号が発生するが，各ポンプの起動失敗 レイ系 ＊又は各ポンプの系統流量の指示が上昇しない 残留熱除去系
ことにより高圧注水機能喪失を確認する。低 （ 低 圧 注 水
圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注 系） ＊水系）3 系統は原子炉水位異常低下（レベル１）
にて自動起動するが，原子炉圧力が高いため
原子炉注水はできない。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊−起動領域計装 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊−
原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力＊
残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊高圧注水機能喪失確認後，高圧代替注水系を 高圧代替注水
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
起動し，原子炉水位を回復する。
系
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊高圧代替注水系系統流量
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位異常低下（レベル１）到達の 10 分 逃がし安全弁
原子炉圧力 ＊
後及び低圧炉心スプレイ系ポンプ又は残留熱 （自動減圧機
原子炉水位（ＳＡ広帯域）除去系ポンプ運転時に過渡時自動減圧機能に 能） ＊−原子炉水位（ＳＡ燃料域）
より，逃がし安全弁 2 個が開き，原子炉急速 過渡時自動減
原子炉水位（広帯域） ＊
圧機能
減圧する。
原子炉水位（燃料域） ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作

第 2.2−1 表
操作及び確認
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（2／2）
手順

原子炉の急速減圧により，低圧炉心スプレイ
系及び残留熱除去系（低圧注水系）のそれぞれの系統圧力を下回ると原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。原子炉水位は低
圧炉心スプレイ系により，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

常設設備
低圧炉心スプレイ系＊
残留熱除去系（低圧注水系） ＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊−原子炉水位（燃料域） ＊低 圧炉心スプレイ系系 統流 量＊

2.2-40

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転

残留熱除去系系統流量 ＊
低圧炉心スプレイ系による原子炉水位維持を 残 留 熱 除 去 系 （ サ
残留熱除去系系統流量 ＊確認後，残留熱除去系（サプレッション・プ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ−
サ プレッション・プー ル水 温ール冷却系）の運転を開始する。
ール冷却系） ＊度＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（1／5）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.2-41

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.2−2 表項目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（2／5）

主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設定値

6.983m（通常運転範囲の下限値） 通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

事故条件

2.2-4232℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失及び原子炉減
圧機能喪失

外部電源

外部電源あり高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失を，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，炉心冷却上厳しくなる

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（3／5）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム信号

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ
プ機能）

再循環系ポンプが，原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）のイ
ンターロックとして設定

重大事故等対策に関連する機器条件

2.2-43

原子炉減圧機能

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）
過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）の 2 個を開することによる原子炉急速減
圧
作動時間：原子炉水位異常低下（レベル１）到達から 10 分後
作動数 ：2 個＜原子炉圧力と逃がし安全弁 2 個の蒸気流量の逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係＞関係から設定
2500

（7弁）

2000

蒸
気

1500

流
量

1000

（t/h）

（2弁）
500

0
0

2

4

6

原 子 炉 圧 力（MPa[abs]）

810

第 2.2−2 表
項目

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（4／5）（
主要解析条件

条件設定の考え方
低圧炉心スプレイ系の設計値として設定

2.2-44

重大 事故等 対策 に関連する 機器 条件

低圧炉心スプレイ系

原子炉水位異常低下（レベル１）にて自動起動
1,419m ３ ／ h（ 0.84
.84MPa［ dif］ に お い て ）（ 最 大３1,561m ／h）にて注水
にて注水

低圧炉心スプレイ系
ポンプによる注水特性

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定
設計値として設定

残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し 3 系統で注水.14MPa ［ dif］ に お い て ）（ 最 大1,605m ３ ／ h（ 0.14
1,676m ３ ／h）（1 系統当たり）系統
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復
し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

基当たり 43MW
熱交換器 1 基当たり約（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）℃において）

残留熱除去系ポンプ 1 台
による注水特性熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.2−2 表項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操作

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（5／5）
主要解析条件

原子炉水位高（レベル８）到達から 5 分後

条件設定の考え方

原子炉水位制御（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位
高（レベル８））を踏まえ，原子炉注水による炉心冠水確認
後の操作として切替えに要する時間を考慮して設定

2.2-45

添付資料 2.2.1
安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

高圧注水・減圧機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ 必 要 な 要 員 の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 1 時 間 後 に 残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン・
プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲
気 温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と ともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能
維 持 が 確 認 さ れ て い る 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.2.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 実 験結 果 の燃 料被 覆 管温 度に 比 べて ＋50℃ 高め に
評価 す るこ とか ら ，解 析 結果 は燃 料 棒表 面の 熱 伝達 係数 を 小さ く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 棒 表面 での 熱 伝達 は
大き く なり ，燃 料 被覆 管 温度 は低 く なる が， 原 子炉 注水 は 低圧 炉
心ス プ レイ 系等 の 自動 起 動及 び過 渡 時自 動減 圧 機能 によ る 原子 炉
自動 減 圧に より 確 保さ れ ，燃 料被 覆 管温 度を 操 作開 始の 起 点と す
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。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 解析 結 果は 燃料 被 覆管 酸化 を 大き く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なり，原 子炉 水位 挙 動に 影響 を与 え る可 能性 があ るが ，操作 手 順（ 冠
水後 の 流量 調整 操 作） に 変わ りは な く， 燃料 被 覆管 温度 を 操作 開始の 起 点と する 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
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 等 によ る格 納 容器 除熱 操 作の 起
点が 変 更さ れる 。 しか し なが ら， 本 解析 にお い ては 残留 熱 除去 系
（サ プ レッ ショ ン ・プ ー ル冷 却系 ） に期 待し ， 格納 容器 圧 力逃 がし装 置 等に よる 格 納容 器 除熱 は実 施 しな いこ と から ，運 転 員等 操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
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 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管最高温度に影響を与える。解析コードは，前述の判定を行
うための燃料被覆管温度を高めに評価することから，おおむね保守的 な結 果 を与 える もの と 考え る。

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果原子炉圧力容器

添付 2.2.2-2

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水（給水
系・代替 注水系含
む）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
LPCS スプレ イの 影 響に よ り 2MPa より 低 い圧 力
で系 統的 に 圧 力 低 下 を 早 め に 予 測 す る 傾 向 を 呈して おり ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水 系 等 の 注 水 開 始 タ
イミ ング を 早 め る 可 能 性 が あ る が ， こ の 場 合 でも解 析コ ー ド は 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し て おり， 評価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 対 し て は 保 守的な結果を 与え る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管の 最高 温度 は約 711℃で あり ，評価 項 目に 対し て十 分な余裕があることから，その影響は非常に小さい。また，低圧炉
心スプレイ系に期待する場合，原子炉圧力の評価において，解析
コー ドは ，2MPa よ り低 い 圧力 で系 統 的に 圧力 低下 を 早め に予 測する傾向を呈しており，低圧注水系等の注水開始タイミングを早める可能性があるが，この場合でも解析コードは被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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
向が 確認 さ れて いる 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 は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，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 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 。
格納 容器 各 領域 間の 流動 ， 構造 材と の 熱 伝達 及び 内 部熱 伝導 の不
確か さに お いて は ，CSTF 実 験解 析に お い て格 納容 器 雰囲 気温 度及び非 凝縮 性 ガス の挙 動は 測 定デ ータ と 良 く一 致す る こと を確 認してお り， そ の差 異は 小さ く ，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 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。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.2.2-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝
達

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力（圧 力容 器 ドーム部）

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.2.2-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大 線出 力密度

９×９燃料
（Ａ型）

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 4cm で あ り非 常に 小 さい 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす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 ない 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動し得るが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環系ポンプがトリップする
ため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす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 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため，事象進展に及ぼす影響は小さいことから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動し得るが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環系ポンプがトリップする
ため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料（Ａ 型）及 び９×９
燃料（Ｂ型）の混在炉心又はそれぞれ型式の単独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であるり，炉心冷却性に大きな差は無いことから，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 及 び ９ ×
９燃料（Ｂ型）の混在炉心又はそれぞれ型式の単独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であり，事象進展に及ぼす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 ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度の上昇が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。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

解析条件

初期条件

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月）に調整 運転 期 間（約 1 ヶ月 ）を 考慮 した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への移行は冠水後の操作であることから ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操作の開始時間は遅くなる。ただし，ゆらぎによる格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメ
ータ に対 す る余 裕は 大き く なる 。

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器
雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

原子 炉停 止後の崩壊 熱

添付 2.2.2-5

条件 設定 の 考え 方目

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定
設計 値

設計 値（通 常 運転 時の サ プレ ッシ ョ
ン・プ ール 水 位の 下限 値 に基 づき 設
定）

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば ，サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に 対し ， ゆら ぎ によ る 水量 変 化 は 約 42m ３ で あり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さい。したがって，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 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
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。ただし，ゆらぎによる格納容器圧力の変動は3kPa 程 度 と非 常に 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 は小 さ い 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば，サプ レッ シ ョン・プ ール の水 量 は 3,300m ３ で あるのに 対し ， ゆら ぎに よる 水 量変 化は 約 42m ３ であ り， そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，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 響は 小 さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

初期条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転 範囲の下限値）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

添付 2.2.2-6

真空 破壊 装置

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

燃料 の容量

約 1,010kL

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

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， 格
納容器の熱容量は大きくなり，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇が遅くなる。本評価事故シーケンスでは，格
納容器圧力及び雰囲気温度を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。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は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 な い 。 32℃ 未 満 の 場
合は，格納容器の熱容量は大きくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，その影響は小さいことから，評価項目となるパラメータのパラメータに与える影 響は 小 さい 。

最確 条件

作動差圧 ：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間差圧 ）（設 計値 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タンク ）真空 破壊 装 置の 設定 値

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設
定

最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は 大き く なる。管 理値 下限 の容 量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

解析条件と最確条件は同等であり，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 。

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

原子炉水位低下の観点で厳しい事
象を 設定

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
減圧機能喪失−高圧注水機能として高圧炉心スプ
レイ 系及 び 原子 炉隔 離時 冷 却系 ，原
子炉減圧機能として自動減圧系の機能 喪失 を 設定

事故条件

解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.2.2-7

外部 電源

外部電源あり−外部 電源 が ある 場合 ，事象 発生 と 同時に再循環系ポンプがトリップしない こと に より ，原 子 炉水 位低（ レベル ３ ）に よる 原 子炉 スク ラム ま では原 子炉 出 力が 高く 維持 さ れ，原 子
炉水 位の 低 下が 早い ため ，炉心 冷 却
上厳 しく な る

原子 炉ス ク ラム信号

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替再 循 環系ポン
プト リッ プ 機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で 2 台全 て がト リッ プ

逃が し安 全弁

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／h（ 1 個当たり）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉自動減圧時）（原子炉 自 動減 圧時 ）過渡時自動減圧機能
過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁
により逃がし安全弁（過渡時自動減圧機（過渡時自動減圧機
能）2 個を自動開放す能）2 個 を 自動 開放 することで原子炉を減ることで原子炉を減圧
圧

設計 値を 設 定

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−−

炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循
環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早
くな るよ う に外 部電 源が あ る状 態を 設 定 して いる 。なお ，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給され，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循
環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生とともに外部電源喪失が発生する場合は，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップするため，
原子炉水位の低下が遅くなり，炉心露出時間も短くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼ
ル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給され る。
解析条件と最確条件は同様であり，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 。

解析条件と最確条件は同様であり，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 。

解析条件と最確条件は同様であり，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 。

解析条件と最確条件は同様であり，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 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

解析条件は最確条件と同等であり，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 。

解析条件は最確条件と同等であり，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 。

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目

添付 2.2.2-8

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧 炉心
スプ レイ系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プー ル冷 却系）

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル１）にて自動起動
1,419m ３ ／ h（ 0.84MPa［dif］において）（最大 1,561m ３ ／ h） に て
注水
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動し 3 系統で注水
1,605m ３ ／ h（ 0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）（1 系
統当たり）

原子炉水位異常低下（レベル １）に て自 動
起動1,419m ３ ／ h （ 0.84MPa［dif］に お いて ）（ 最大 1,561m ３ ／ h） に て
注水
原子炉水位異常低下（レベル １）信 号で 自動起動し 3 系 統 で注 水
1,605m ３ ／ h （ 0.14MPa［dif］に お いて ）（ 最大 1,676m ３ ／ h）（1 系
統当たり ）

熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水温度 32℃に おい 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

設計 値と し て設 定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

残留 熱除 去 系の 設計 値と し て設 定
伝熱 容量 は，熱交 換 器の 設計 性 能に
基づ き，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

解析条件は最確条件と同等であり，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 。

解析条件は最確条件と同等であり，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 。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.2.2-9

残留熱除去
系（サ プ レッショ ン・プール冷 却系 ）運転操 作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響

解析上の操作開始条件

原子炉水位高（レベル８）到達から
5 分後

条件設定の
考え方

原子炉水位制御（原子炉水位低（レベル３）から
原子炉水位高（レベル８））を踏まえ，原子炉注水による炉心冠水確認後の操作として切替えに要す
る時間を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 原 子炉 水位 を 継続 監視 して い るた め，認知に 大幅 な 遅れ が生 じる こ とは 考え に く い 。さ らに ，当直 運 転員 の認 知 を助 け
るた めに 原 子炉 水位 の上 昇 に伴 い複 数 の 警報 が消 灯 又は 点灯 する こ とか ら，認知遅 れが 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す 可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
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 とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系（低 圧 注水 系）から 残留 熱 除去 系（ サプ レッ シ ョン・プ ール 冷却系 ）へ の切 換え 操 作と して 余 裕時 間を 含 めて 4 分 を 設定 して いる 。中 央制 御室の制 御盤 の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作 で あり，操 作所 要時 間 が長 くな る 可能 性
は非 常に 低 く，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可能 性 は非 常に 小
さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 当直 運 転員 によ る 対 応が 可能 で ある こと から ，操 作 開始 時
間に 与え る 影響 はな い 。な お ，低圧 炉心 スプ レイ 系 及び 複数 の残 留 熱除 去系 を用い て原 子 炉水 位維 持操 作 とサ プレ ッ シ ョン・プ ール 冷却 の 運転 操作 を 同じ 運
転員 が行 う 場合 には ，サプ レ ッシ ョン・プー ル冷 却 の操 作開 始時 間 は変 動し 得る。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響低圧炉心スプレイ系
及び複数の残留熱除去系を用いて原子炉
水位維持操作とサプ
レッ ショ ン・プ ール 冷
却の運転操作を同じ
運転員が行う場合には， サプ レ ッシ ョン ・
プール冷却の操作開始時間は変動し得るが， その 時 間は 短く ，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早まる可能性がある が，中央 制 御室 で行う操作であることから ，他 の操 作 に与 え
る影 響は な い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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 。

サプ レッ シ ョン・プ ー
ル冷却運転開始までの時間は事象発生から 約 41 分 後で あり ，
操作開始が遅れる場
合に おい て も，格納 容器
圧力が0.31MPa[gage] に 到 達する まで の 時間 は，事象進展が同様となる「 2.1 高 圧 ・ 低 圧 注
水機 能喪 失 」に 示す とおり約 28 時 間で あ り，
約 27 時 間 以上 の時 間
余裕 があ る 。ま た，格
納容器の限界圧力
0.62MPa ［ gage ］ に 至
るま での 時 間は ，
「2.1
高圧・低 圧 注水 機能 喪失」に示 す とお り事 象
発生 約 33 時間 後で あり， 約 32 時間 以上 の
時間 余裕 が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）への切替操作は所要時間
を 4 分想 定 して いるところ，訓練実
績で は約 4 分。 想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.2.3
高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

1.

はじめに
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」は，運転時の 異 常 な 過 渡 変 化 又 は 設 計 基 準 事 故 （ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ を 除 く 。） の 発 生 後 ，
高圧注水機能が喪失し，かつ，原子炉減圧機能（自動減圧機能）が機能喪失することを想定する。このため，本事故シーケンスグルー
プにおいては，低圧注水機能である低圧炉心スプレイ系及び残留熱
除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）3 系 統 は 健 全 で あ り ，重 要 事 故 シ ー ケ ン ス に 対する有効性評価においては，この安全機能の喪失に対する仮定に従い，自動起動した低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統による原子炉注水に期待している。

2.

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 の み に 期 待 し た 場 合 の 感 度 解 析
注水流量が小さくなり，かつ注水圧力の最高値が低く原子炉減圧

後 の 注 水 開 始 が 遅 く な る 残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 の み に 期待した場合の解析結果を，第 1 表及び第 1 図から第 4 図に示す。
原子炉減圧後の注水開始タイミングが遅くなることにより，燃料
被 覆 管 温 度 の 最 高 値 は 約 821℃ と な る が ，こ の 場 合 で も 評 価 項 目 を 満足する。
以 上 に よ り ，残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 の み に 期 待 し た 場
合 で も ，過 渡 時 自 動 減 圧 機 能 を 用 い た 逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）
2 個 に よ る 原 子 炉 自 動 減 圧 に よ り ，炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 可 能 で あることを確認した。
添付 2.2.3-1

第 1表

解析結果

感度解析ケース

ベースケース

低圧ＥＣＣＳ作動数

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）× 1

残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） ×3
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ×1

約 821℃（燃料被覆管の破裂なし）

約 711℃（燃料被覆管の破裂なし）

解析結果

解析ケース

燃料被覆管温度10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（ 最 大 値 ： 約 7.79MPa[gage]）
過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（ 約 31 分 ）

8

原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇(MPa[abs]) 4
MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 1図

原子炉圧力の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-2原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上
昇

原子炉自動減圧に伴う減圧沸騰による水位上昇

20

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）逃がし安全弁（安全弁機能）
からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気流出による水位低下

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

低圧注水系の注水による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド外高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム（ｍ）

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

(m)
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2図

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）の 推 移（ 感 度 解 析 ケ ー ス ）

1200

1000

燃料被覆管温度）(℃ )燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 発 生 （ 約 821℃ ， 約 43 分 ）（ 発 熱 部 10 分 割 中 ， 下 か ら 7 番 目 の 位 置 ）原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽
和温度低下により燃料被覆管温度が低下

800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下原子炉減圧による飽和温度の低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 3図

燃料被覆管温度の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-3

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃料被覆管の最高温度及び円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向のJNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応
ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線(N／ mm２ )(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 4図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

添付 2.2.3-4

添付資料 2.2.4
7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

※1
※2
※3

事故収束に必要な非常用ディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的に非常用ディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.2.4-1

添付資料 2.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（高圧注水・減圧機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④

約 120
約 97
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 702

約 407

約1,389約921

約1,030約951

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

③

最大 負荷 容 量
約1,389kW

④

1,000

②
①

0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.2.5-1

経過 時間 (h)2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に含まれる
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，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」及び②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋Ｄ
Ｇ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」では，全交
流動力電源喪失後，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，設計基準事故対処
設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力が枯渇して原子炉隔離時冷却系に期待できなくなることを想定する。このため，逃がし安全弁による圧力制御に伴う蒸気流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位が低下する
ことから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，直流電源が枯渇した以降の原子炉圧力容器内への注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流電源供給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。
したがって，本事故シーケンスグループでは，所内常設直流電源設備か
2.3.1-1

ら電源を給電した原子炉隔離時冷却系による原子炉注水によって事象発生
約 8 時間後まで，その後，低圧代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了したところで逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水によって事象発生
約 24 時間後まで炉心を冷却し，常設代替交流電源設備による給電後に残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，残留熱除去系（低圧注水系）による炉心冷却を継続する。
また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略
系統図を第 2.3.1−1 図に，手順の概要を第 2.3.1−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.3.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2
2.3.1-2

時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）24 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ための当直運転員 5 名である。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名及び現場操作を行う重大事故等対応要員は 13 名である。
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，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
イの系統構成操作及び流量調整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 2.3.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，24 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認
外部電源が喪失するとともに，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失する。これにより所内高圧系統（6.9kV）の母線が使用不能となり，全交流動力電源喪失に至る。全交流動力電源喪失の発生により原子炉がスクラムしたことを確認する。また，全交流動力電源喪失の確認より，
低圧代替注水系（可搬型）の準備を開始する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，原子炉水位異常低下（レ2.3.1-3

ベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始することにより，原子炉水位が回復する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を確認するために必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
中央制御室からの操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電
機等の起動ができず，非常用高圧母線（6.9kV）の電源回復ができない場
合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替交流電源設
備の準備を開始する。
ｄ．直流電源負荷切離し
原子炉隔離時冷却系で使用している直流電源の枯渇を防止するため，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室内にて及び事象発生から8 時間後に現場にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間にわたって直流電源の供給を行う。
ｅ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備として，原子炉建
屋原子炉棟内の操作にて原子炉注水に必要な電動弁（原子炉注水弁及び残留熱除去系注入弁）の手動開操作を実施する。
屋外操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備及びホース敷設を実施する。また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料給油準備を実施する。
ｆ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備が完了後，中央制
御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動
2.3.1-4

開操作し原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が可搬型代替
注水中型ポンプの吐出圧力以下であることを確認し，原子炉建屋原子炉
棟内の操作にて電動弁（原子炉圧力容器注水流量調整弁）を手動開し，屋外操作にて高所東側接続口の弁の開操作を実施することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合又はドライ
ウェル雰囲気温度が 171℃に接近した場合は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
原子炉建屋原子炉棟内の操作にて格納容器冷却に必要な電動弁（残留熱除去系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納
容器スプレイ流量調整弁）の手動開操作を実施することで格納容器冷却が開始される。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水と代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は同時に実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力，低圧代替注水系格納容
2.3.1-5

器スプレイ流量（常設ライン用）等である。
ｉ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
常設代替交流電源設備による交流電源供給を確認後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却で使用した残留熱除去系の電動弁を待機状態とする。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系海水系を手動起動する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備が完了した時点で,低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量である。
ｊ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）運転から残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転に切り替える。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転時に，原子炉水位が原
子炉水位低（レベル３）まで低下した場合は，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。
原子炉水位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した後，原子炉注水を停止し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を再開する。
2.3.1-6

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転時に，格納容器圧力が 13.7kPa［gage］まで低下した場合は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に切り替える。

以降，炉心冷却及び格納容器除熱は，残留熱除去系により継続的に行う。

2.3.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機等を喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能を喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆
管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温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
2.3.1-7

重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.3.1−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力
電源を喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。起因事象として，外部電源を喪失するものとしている。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に期待しないものとする。
2.3.1-8

(b)原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動し，136.7m３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。

(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
（添付資料 2.3.1.1）(d)低圧代替注水系（可搬型）
逃がし安全弁による原子炉減圧後に，最大 110m ３ ／h にて原子炉注
水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。また，原子炉注
水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，50m ３ ／h にて原子炉へ注水する。

(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）の流量で注水するものとする。

(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m３ ／h
2.3.1-9

にて格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

ｃ．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)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始する。

(b)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉急速減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。

(c)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［ gage］に到達した場合に実施する。なお，
格納容器スプレイは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水を開始する前に停止する。

(d)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代
替交流電源設備による交流電源の供給開始後に，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実
施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内
2.3.1-10

及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.1−4 図から第 2.3.1−9 図に，
燃料被覆管温度，高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移を第 2.3.1−10 図から第 2.3.1−12 図に，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・
プール水温度の推移を第 2.3.1−13 図から第 2.3.1−16 図に示す。
※

シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。
一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が燃料有効長
頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原
子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムし，また，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動して原子炉水位は維持される。再循環系ポンプについては，外部電源喪失により，事象発生とともに 2 台全てがトリップする。
所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施することにより，24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給する。事象発生から約 8 時間までは，原子炉隔離時冷却系が原
子炉水位低（レベル３）での起動及び原子炉水位高（レベル８）での停
2.3.1-11

止を繰り返すことによって，原子炉水位は適切に維持される。
（添付資料 2.3.1.2）
事象発生から約 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了し，その後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個を手動開することで，原子炉の急速減圧を実施し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を開始する。原子炉の急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下するが，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始され,原子炉水位が回復する。
（添付資料 2.3.1.3）
事象発生から 24 時間経過した時点で，常設代替交流電源設備による交
流電源の供給を開始し，その後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も原子炉水位は適切に維持される。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を行い，常設代替交流電源設備による交流電源の供給を開始した後は残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を行う。格納容器除熱は，事象発生から約 24 時間経過
した時点で実施する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.3.1−10 図に示すとおり，初期値（約309℃）を上回ることはなく，1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の2.3.1-12酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
原子炉圧力は，第 2.3.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力
及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。第 2.3.1−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（可搬型）による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約 24 時間後に残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器除熱を実施することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.3.1.4）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間
2.3.1-13

余裕を評価するものとする。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）では，全交流動力電源喪失後，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，設計基準事故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力が枯渇
して原子炉隔離時冷却系に期待できなくな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，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，直流電源の負荷切離操作，逃がし安全弁による原子炉
急速減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）の準備操作含む。）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは，炉心が冠水維持する場合では燃料被覆管温度は上昇しないため不確かさは小さい。操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に
変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。
よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）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
2.3.1-14

はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，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代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，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代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に係る運転員等
操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.5）

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表面熱伝達の不確かさとして，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解
析においても，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与え2.3.1-15

る影響はない。炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コ
ードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価するが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.5）(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2.3.1−2 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
2.3.1-16

件とした場合の影響を評価する。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。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはな
く，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（格納容器圧力に応じて格納容器スプレイを実施すること）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，格納容器体積（サプレッション・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，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。
2.3.1-17

機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.1.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値の約 309℃以下となることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器スプレイにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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
2.3.1-18

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。
機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.5）

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」，「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。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作（現場）は，解析上の操作開始
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，本操作は不要な負荷の切離操作であり，負荷である原子炉隔離時冷却系の停止操作が必要なく，実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であり，炉心は冠水維持されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，解析上の操
作開始時間として事象発生から 8 時間 1 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，認知時間，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上
2.3.1-19

の操作開始時間より早まる可能性があるが，同一の運転員による並列操作はなく，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷 却 操 作は ， 解 析 上 の 操 作 開始 時 間 と し て 格 納 容器 圧 力 0.279MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操作においては，格納容器スプレイの操作実施基準（格
納容器圧力 0.279MPa［gage］）に到達するのは，事象発生の約 13 時間後であり，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の準備操作は格納
容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。また，格納容器スプレイ操作も同様に格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。
よって，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。操作開始時間が遅れた場合においても，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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要員を配置しており，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.3.1.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作（現場）は，運転員等操作時間
2.3.1-20

に与える影響として，本操作は不要な負荷の切離操作であり，負荷である原子炉隔離時冷却系の停止操作が必要なく，実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であり，直流電源設備は原子炉注水等のサポート設備であることから，枯渇しなければ評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，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よりも早くなる可能性があるが，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水に移行するまでの期間は原子炉隔離時冷却系により原子炉注水が確保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ない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作は，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。
（添付資料 2.3.1.5）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
操作条件の直流電源の負荷切離操作（現場）については，事象発生から8 時間後に実施するものとしており，蓄電池による給電時間評価においては，負荷切離しの対象となる負荷について 9 時間給電を継続する条件としているため，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
2.3.1-21

操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作については，低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしている
が，低圧代替注水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断から 170 分程度であり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 13
時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.1.5）

(4)

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

2.3.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」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，「2.3.1.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 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」で説明している災害対策要員（初2.3.1-22

動）の 39 名で対処可能である。また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要
員は 6 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」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。
ａ．水源

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m３ の水が必要となる。水源として，西側淡水貯水設備に約 4,300m３ の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水については，サプレッション・
チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。
（添付資料 2.3.1.6）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給については，保守的に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 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクにて約 800kLの軽油を保有しており，この使用が可能であることから，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給について，7 日
2.3.1-23

間の継続が可能である。可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による原子炉注水及び格納容器スプレイについては，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）による原子炉注水及び格納容器スプレイについて，7 日間の継続が可能である。
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 2.3.1.7）

ｃ．電

源

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 4,510kW 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 5 台）は連続定格容量が約 5,520kW 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，必要負荷に対して電源供給が可能である。
蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，不要な直流負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源供給が可能である。
（添付資料 2.3.1.8）
2.3.1-24

2.3.1.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」では，全交流
動力電源喪失後，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，設計基準事故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池が枯渇して原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグル
ープ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段，残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止）」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，蓄電池の容量増強に伴う原子炉隔離時冷却系の長時間運転，低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足し
2.3.1-25

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，原子炉隔離時冷却系等による原子炉注水，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シー
ケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対して有効である。

2.3.1-26

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-27↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

※1 海へ

①②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
（Ｂ ），（ Ｄ）

→

※2

②

←

↑

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）→※3

タン クロ ー リ②
↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替 淡水 貯 槽

復水 貯蔵 タ ンク

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-28↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)①②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
（Ｂ ），（ Ｄ）

→

※2

②

①②
←

※1 海へ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）

→

※3

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

①②
→

→

※ 2 台使用タン クロ ー リ②
↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-29↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

→

※1

※1 海へ

※ 2 台使用

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

※2

↑
海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )→残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
（Ｂ ），（ Ｄ）

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口

※1

※2

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）

→

※3

→

←

↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

凡（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

全交流動力電源喪失発生 ※ １：プ ラン ト 状態
：判 断
主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ ２ ， ３： 操作 及び 判断

再循 環系 ポ ンプ 停止 の確 認

：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） のみ の 作 業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）回復 は 解 析 上 考 慮せず

交流電源駆動ポンプによる原子炉注水機能喪失を確認の共 同作 業（約 4 分 ） 原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ６

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ４

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ７

原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水確認

No

直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）（8 時 間）

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※５（約 3 時 間 ）（1 時 間）タン クロ ー リに よる燃 料給 油 操作

Yes

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

サプレッション・プール水温度65℃到達【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況にお いて 使 用す るこ とは 困 難で ある が，プラ ント 状 況に よっ ては ，事
故対 応に 有 効な 設備 とな る 可搬 型代 替 注 水大 型ポ ン プを 用い た低 圧
代替 注水 系（可 搬 型）及 び消 火系（ ディ ー ゼル 駆動 ）によ る 原子 炉注
水も 実施 可 能で ある 。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 でき る 設備 が限 ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設
備が 使用 で きな い場 合は 可 搬型 代替 低 圧 電源 車に よ り受 電す る。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況にお いて 使 用す るこ とは 困 難で ある が，プラ ント 状 況に よっ ては ，事
故対 応に 有 効な 設備 とな る 可搬 型代 替 注 水大 型ポ ン プを 用い た格 納
容器 スプ レ イ冷 却系（ 可搬 型 ）及 び 消火 系（ デ ィー ゼル 駆 動）に よる
格納 容器 ス プレ イも 実施 可 能で ある 。
Ⅴ
緊急 用海 水 系を 用い た残 留 熱除 去系 の 使 用も 可能 で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況にお いて 使 用す るこ とは 困 難で ある が，プラ ント 状 況に よっ ては ，事
故対 応に 有 効な 設備 とな る 代替 残留 熱 除 去系 海水 系 を用 いた 残留 熱除去 系の 使 用も 可能 であ る 。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 並び に常 設低
圧代 替注 水 系ポ ンプ を用 い た低 圧代 替 注 水系（ 常設 ）に よる 原 子炉 注
水及 び代 替 格納 容器 スプ レ イ冷 却系（常 設）に よる 格 納容 器ス プ レイ
も実 施可 能 であ る。

代替 の注 水 系準 備操 作

（約 8.6 時 間）

（約 8.7 時 間）

代替 の注 水 系に よる
原子 炉注 水 操作
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始Ⅱ

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※ １ ０

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※１１
炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認

回復は解析上考慮
せず

Ⅰ（約 8 時 間 ） 逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉急速減圧操作 ※ ８ ， ９（約 8.1 時 間）

電源 確保 操 作対 応

直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）No

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ
注水準備完了Yes

使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作水位不明ではない
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１３（約 13 時間 ）原子 炉満 水 操作 ※１２

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達

常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作 ※ １ ４

常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるドライウェルスプレイ開始（24 時 間 ）常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
非常 用母 線 の受 電操 作

代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプによるドライウェルスプレイ可能No
代替 の格 納 容器 スプ レイ 準 備操 作

可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

Yes
（約 24 時間 ）残留 熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作 並び に残 留熱 除 去系 （格納容 器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作又 は残 留熱 除去 系 （サ プレッション・プール冷却系）によるサプレッション ・ プー ル冷 却操 作 ※ １ ５

残留 熱除 去 系（低圧注水系）による原子炉注水を継続す るこ とで ， 原子 炉水 位 を 維持 し，残留 熱除 去 系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器 スプ レイ 又 は残 留熱 除 去 系（ サプレ ッシ ョ ン・プール冷却系）によるサプレッション・プー ル 冷却 を継 続 する 。また ，原子炉 建屋 ガ ス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪 失し て いる 設備 の復 旧 に努 め
ると とも に ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切 り替 え， 冷 温停 止状 態 と する 。

代替 の格 納 容器 スプ レイ に よる
ドラ イウ ェ ルス プレ イ実 施

Ⅳ

緊急 用海 水 系又 は代 替残 留 熱除 去系 海 水 系を 用い た 残
留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）に よ る原 子炉 注水 操作 並 びに
残留 熱除 去 系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却系 ）に よる 格納 容器ス プレ イ 又は 残留 熱除 去 系（ サプ レッ ショ ン・プー ル
冷却 系） に よる サプ レッ シ ョン ・プ ー ル 冷却 操作

Ⅲ

可搬型代替低圧電源車
は，常設代替交流電源設
備と 同等 の 電源 供給 不可

Ⅴ

代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操
作並びに常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ
冷却 系（ 常 設） によ る格 納 容器 スプ レ イ 操作

※１
※２
※３
※４
※５
※６
※７

外 部 電源が喪失し，かつ全ての非常用ディーゼル 発電 機等 か らの 受電 に 失 敗す るこ と によ り， 全て の 所内 高圧 系 統 （6.9kV）が 使用 不 能と なっ た場 合 。
重 大 事故等発生を通信連絡設備により確認した現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
原 子 炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域 計装 等に よ り確 認す る 。 なお ，原 子 炉ス クラ ムは ， 解析 上， 原 子 炉水 位低 下 を厳 しく する 観 点で 原子 炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）信 号に よ るも のと す る 。
中 央 制御室にて，機器ランプ表示，警報，タービ ン回 転速 度 ，系 統流 量 等 にて 確認 す る。
原 子 炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉 水位 低（ レ ベル ３） か ら 原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） の間 に維 持 す る。
中 央 制御室からの遠隔操作により外部電源受電及 び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機等 の起 動 がで きず ，非 常 用母 線の 電 源 回復 がで き ない 場合 ，早 期 の電 源回 復 不 能と 判断 す る。
全 交 流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確 認し た場 合 は ，速 やか に 可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型 ）に よ る原 子炉 注水 の準 備を 開 始す る 。な お ，可搬 型代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た
低圧 代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプ レ イ冷 却系 （可 搬 型） には 同 じ 可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用 いる 。
※８ サ プレッション・プール水温度がサプレッション ・ プー ル 熱 容量 制 限（ 原 子炉 が 高 圧の 場 合 は65℃ ） に到 達 又は 超 過し た 場 合は ， 低 圧で 原 子 炉注 水 可能 な 系統 又 は 低圧 代 替 注水 系1系 統 以上 起 動 で きた 後 に 原子 炉 減圧操作 を実施する。また，実際の操作では，原子炉 圧力 が 低下 し可 搬型 代 替注 水中 型ポ ンプ を 用い た低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水が 開始 さ れた 後に 原子 炉隔 離 時冷 却系 が停 止 する が，評価 上は 可搬 型 代替
注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型 ） のみ によ る水 位 回復 性能 を 確 認す る観 点 で， 原子 炉減 圧 開始 と同 時 に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は停 止 する 想定 と し てい る。
※９ 原 子 炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉 冷却 材の 減 圧沸 騰に よ り 原子 炉水 位 の指 示値 の信 頼 性が 損な わ れ るお それ が ある ため ，原 子炉 水 位不 明で ない こと を 確認 する 。原 子炉 水 位不 明は ，以 下の いず れか により判 断する。
・ドライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原子炉水位の指示値のばらつきが大きく燃料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※１ ０ 原 子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合 は， 格納 容 器雰 囲気 監 視 系等 によ り 格納 容器 内の 水 素・ 酸素 濃 度 を確 認す る 。
※１ １ 炉 心損傷は，以下により判断する（炉心損傷が 確認 され た 場合 は炉 心 損 傷後 の手 順 に移 行）。
・ドライウェル又はサプレッション・チェン バ内 の ガン マ線 線量 率 が設 計基 準 事 故相 当の ガ ンマ 線線 量率 の 10 倍 以 上と な った 場合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及 び （Ｓ ／Ｃ ）に よ る炉 心損 傷 発 生の 判断 が でき ない 場合 は ，原 子炉 圧 力 容器 温度 に より 判断 する 。
※１ ２ 原 子炉水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・ チェ ンバ 圧 力の 差圧 を 確 認す るこ と で， 原子 炉水 位 が燃 料有 効 長 頂部 以上 で ある こと を確 認 する 。
※１ ３ 可 搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系 （可 搬 型） によ り ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持す る。
※１ ４ 復 電時に不要な負荷が起動するのを防止するた めの 負荷 切 離し を含 む 。
※１ ５ 残 留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）に て残 留熱 除去 系（低 圧注 水系 ）に 切り 替 え，原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ）に て残 留 熱除 去系（格 納 容器 スプ レイ 冷却 系）又 は残 留熱 除 去系（サ プレ ッシ ョン・プ ー ル冷 却系）に切り替える。

第 2.3.1−2 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の対応手順の概要
2.3.1-30

Ⅵ全交 流 動力 電源 喪 失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

約4分

中央監視
運転操作指揮

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡原子 炉水 位 異常 低下 （レ ベ ル２ ） 到達
1時間

プラ ント 状 況判 断

操作の内容

当直運転員
（現場）

30

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
（中央制御室）20

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

直流電源の負荷切離操作（中央 制 御室 ）重大事故等対応要員（現場）● 全交 流動 力 電源 喪 失確 認
● 原子 炉ス ク ラム の 確認
●ター ビ ン停 止の 確 認

状況判断

2人
A，B

−

−

● 主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認

10 分● 再循 環系 ポ ンプ 停 止の 確認●交流 電 源駆 動ポ ン プに よ る原 子炉 注 水機 能 喪失 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認
原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電源回復不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持−−● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作−−● 高圧 炉心 ス プレ イ 系デ ィー ゼ ル発 電 機の 手動 起 動 操作（ 失 敗 ）

1分

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 手 動起 動 操作 （失 敗 ）

2分

−

−

2人
a， b

【1人】
B

−

−

−

−

8人
c〜j

−

3人
C， D， E

3人
k， l， m

●電源回復操作

適宜 実 施●不 要負 荷 の切 離操 作 （中 央 制御 室）

6分●可 搬 型代 替注 水 中 型ポン プ の 移動， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

第 2.3.1−3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(1／2)

2.3.1-31

解析 上 考慮 しな い

全交 流 動力 電源 喪 失 （長期 Ｔ Ｂ ）経過 時 間（ 時間 ）4

8

実施箇所・必要要員数

8時間
操作の内容

16

20

24

28

原子炉水位の調整操
作(原子炉隔離時冷却系)

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

−

−

−

−

−

3人
C，D， E

タンクローリによる燃料給油操作

−

−

8人
c〜j
【2人】
c， d
3人
k， l， m2人
（参集）

約8時 間39分

燃 料 有効 長頂 部回 復 （※ 1）

【1人】
B

−

原子炉水位の調整操
作(低圧代替注水系（可搬型）)

−

【2人】
C， D

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電操作（ 不要負荷の切離操作 ）−

常設代替交流電源設
備による非常用母線の受電準備操作

−

2人
（参集）

24時 間

【1人】
E

【1人】
k

非 常用 母線 受電
残 留熱 除去 系（低圧注水系）に よる 原子 炉 注水及び残 留 熱除 去系 （格納容器スプレイ冷却系）によ る格 納 容器 スプ レイ の交互運転開始

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から 原 子炉 水 位高（ レベル ８）の間に 維 持●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構
成操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

90 分
適宜 実施
1分

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操
作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●不要負荷の切離操作(現場）

50 分

【1人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分

−

【1人】
E

【1人】
k

●非常用母線の受電準備操作(現場）

75 分

【3人】
k， l， m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容
器冷却の系統構成操作

2人
（参集）

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容
器冷却の調整操作−

常設代替交流電源設
備による緊急用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常設代替交流電源設
備による非常用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

【1人】
E

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮し
ない

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●残留熱除去系海水系の起動操作

4分
2分●残留 熱 除去 系 （低圧注水系）の起動操作

−

−

【1人】
C

【1人】
A

−

2人
A， B

3人
C，D， E

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮しない

5分●非常用母線の受電操作【1人】
B

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮しない

4分●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作−
原 子炉 水位 高（ レベ ル ８） にて 格納 容 器ス プ レイ 又 はサ プレ ッ ショ ン・ プー
ル 冷却 への 切 替操 作 を実 施し ，原 子炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）に て原 子炉 注 水への 切替 操作 を 実施

●残留 熱 除去 系 （低圧注水系）によ る 原子 炉 注 水 並びに残留 熱 除去 系（格納容器スプレイ
冷却系）による格納容器除熱又は残 留 熱 除 去 系 （サプレッション・プール冷却系）に よるサ プ レッ ショ ン ・ プ ール 冷 却の交互運転操作

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る※

使用済燃料プールの除熱操作

必要要員合計シ ュラ ウ ド内 水 位に
基づく時間

※

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による 格納容器
冷却操作

残留熱除去 系（低圧注水系）に よる原子炉注水操作並びに残留熱除去 系（格納容器スプレイ冷却系）による 格納容器
除熱操作又は残留熱除去系（ サプレッ
ション・プール冷却系）による サプレッ
ション・プール冷却操作

備 考

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作

40※1

燃 料 有効 長頂 部到 達 （※ 1）

24 時間 10 分
当直運転員
（現場）

36

原子 炉減 圧開 始

約8時 間35分

約13時間
当直運転員
（中央制御室）32

直流電源の負荷切離操作（現場）

8時間 1分

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

12

【1人】
（参集）

●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）を使用した使用済
燃料プールへの注水操作

適宜 実施●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分

−

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m（ 参集 要員 6人）

第 2.3.1−3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(2／2)

2.3.1-32

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa［gage］）

10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，
原子炉圧力は低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により制御される。（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

6

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−4 図

原子炉圧力の推移

20
原子炉隔離時冷却系による原子炉水位の維持

原子炉水位（シ ュラウド内 水位）

原子炉水位（シュラウド内水位）

(m)
（ｍ）

低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉水位の維持15
炉心上部プレナム

10
燃料有効長頂部
高出力燃料集合体
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位の低下（約 8 時間）注水開始後徐々に水位が回復

5

燃料有効長底部

炉心下部プレナム
注 水さ れた 未飽 和水 によ り炉心 下部 プ
レナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される0024

原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下し，水位が低下する

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.3.1-33

20

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位の低下（約 8 時間）注水開始後徐々に水位が回復

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)
（ｍ）

原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下し，水位が低下する

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2000

1500

注水
水流
流量
量
注

1000

3
（m
(m３/h）／h)

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉
水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

500

低圧代替注水系(可搬型)による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する
よう注水）

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−7 図

注水流量の推移

2.3.1-34

4000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個による手動減圧（約 8 時間）

3500
3000

蒸気流量

蒸気流量

2500

（t/h）

2000
1500
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

(t／h)
1000
500
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500

原子炉圧力 容器内の保有水量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（約 8 時間）（減圧と同時に原子炉隔離時
低圧代替注水系（可搬型）の冷却系が停止することを想定）
起動／停止による水量増減

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.3.1-35

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

低圧代替注水（可搬型）の注
水に伴うボイド率の低下

0.4

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減（−）(−)

低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−11 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

2.3.1-36

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率
が増加

0.6

（−）
(−)

注水の継続により未飽和となりボイド率が低下する

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

低圧代替注水（可搬型）の注
水に伴うボイド率の低下

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−12 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.1-37

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇
0.8

最大圧力：約 0.28MPa［gage］（約 13 時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，真空破壊装
置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。

0.6

0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）(MPa［gage］)(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa［gage］到達後）ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−13 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる。
300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）

(℃)

(℃)

100

最高温度：約 141℃
（約 23 時間）
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−14 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.1-38

168

20

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）ー
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）

10低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

5

低圧代替注水系（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−15 図

サプレッション・プール水位の推移

300

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）ーサプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度低下
100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−16 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.1-39

168

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（1／3）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊−起動領域計装 ＊常設設備
外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機等 125V 系蓄電池Ａ系
が 全 て 機 能 喪 失 し 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 と な 125V 系蓄電池Ｂ系
り，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉隔 離時冷 却系によ 原子炉水位異常低下（レベル２）信号により 原子炉隔離時冷却系 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
る原子炉注水原子炉隔離時冷却系が自動起動し原子炉注水 125V 系蓄電池Ａ系
原子炉水位（ＳＡ燃料域）を開始する。これにより原子炉水位は回復し，−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊以降原子炉水位低（レベル３）から原子炉水原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊位高（レベル８）の間で維持する。
直流電源負荷切離し
原子炉隔離時冷却系で使用している直流電源 125V 系蓄電池Ａ系の枯渇を防止するため，蓄電池の不要な負荷 125V 系蓄電池Ｂ系−−の切離しを実施し 24 時間にわたって直流電源の供給を行う。
低圧代替注水系（可搬型） 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 可搬型設備用軽油タン 可 搬 型 代 替 注
による原子炉注水準備
準備として，系統構成並びに可搬型代替注水 ク
水中型ポンプ
中型ポンプの準備及びホース敷設を実施す
タンクローリ−る。また，可搬型代替注水中型ポンプの水源への補給及び燃料給油準備を実施する。
原子炉圧力（ＳＡ）
逃がし安 全弁に よる原子 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 125V 系蓄電池Ａ系
原子炉圧力 ＊
炉急速減圧の準備完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能） 125V 系蓄電池Ｂ系−
逃がし安全弁（自動減7 個による原子炉急速減圧を実施する。
圧機能） ＊※ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
全交流動 力電源 喪失及び原子炉スクラム確認

2.3.1-40

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（2／3）
手順

低圧代替注水系（可搬型） 原子炉急速減圧操作後に，低圧代替注水系（可による原子炉注水搬型）による原子炉注水を実施する。

常設設備
可搬型設備用
軽油タンク

2.3.1-41

代替格納 容器ス プレイ冷却系（可 搬型） による格
納容器冷却

格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した 可搬型設備用
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 軽油タンク
により格納容器冷却を実施する。また．低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続する。

残留熱除 去系（ 低圧注水系）による原子炉注水

常設代替交流電源設備による交流電源供給
後，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。

＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉圧力（ＳＡ）
水中型ポンプ 原子炉圧力 ＊
タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
可搬型代替注 ドライウェル圧力
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊−原子炉水位（燃料域） ＊残留熱除去系系統流量 ＊常設代替交流電源設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊残留熱除去系
海水系 ＊軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
残留熱除去 系（格納容器
スプレイ冷 却系）による格納容器除熱全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（3／3）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
残留熱除去系系統流量 ＊ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度−
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水 常 設 代 替 交 流 電 源
位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した 設備
後，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） 残留熱除去系（格納による格納容器除熱を実施する。
容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

2.3.1-42

第 2.3.1−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（1／7）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.3.1-43

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）空間部：4,100m３
格納容器体積（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.3.1−2 表項目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（2／7）
主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設計値

6.983m（通常運転範囲の下限値） 通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

事故条件

2.3.1-4432℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

外部水源の水温35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとして設定

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定して設定

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源を喪失するものとして設定

第 2.3.1−2 表
項目

2.3.1-45

主要解析条件
原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05
1.05 秒）

条件設定の考え方
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定
原子炉隔離時冷却系の設計値として原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］
136.7m ３ ／h（7.86MPa
において）にて注水
にて注水

原
）
原子
子炉
炉圧
圧力
力（
（MPa
MPa［
［gage］
gage］）

重大 事故等 対策 に関連する 機器 条件

原子炉スクラム信号

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（3／7）（

原子炉隔離時冷却系
ポンプによる注水特性

流 量 （ m ３ /h）

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-46

重大事故等対策に関連する機器条件

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁
逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係から設定第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（5／7）（
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-47

重大 事故等 対策に 関連する 機器条 件

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定

残留熱除去系（低圧注水系）

0.14MPa［dif］において）（最大
1,605m ３ ／h（0.14MPa
1,676m ３ ／h）にて注水にて注水

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692m
1,692 ３ ／h にて格納容器内にス
プレイ
・伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度
32℃において）

残留熱除去系ポンプ 1 台
による注水特性残留熱除去系の設計値として設定
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（6／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-48

1.5

最大 110m３ ／h（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（可搬型）

原子炉圧力(MPa［dif］)

重大事故等対策に関連する機器条件

設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

可搬型代替注水中型
ポンプ 2 台による
注水特性

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

50m３ ／h（格納容器スプレイ実施後）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

130m３ ／h にて格納容器内へスプレイ

設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定第 2.3.1−2 表
項目

2.3.1-49

重大事故等対策に関連する操作条件

常設代替交流電源設備からの受電逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（7／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生 24 時間後

本事故シーケンスの前提条件として設定

事象発生 8 時間 1 分後

余裕時間を確認する観点で事象発生 8 時間後に可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮して設定

事象発生 24 時間 10 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 2.3.1.1
逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

1.

逃がし安全弁について逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため格納容器内の主蒸気管に設置されている。排出した蒸気は排気管によりサプレッ
ション・プール水中に導き凝縮するようにしている。逃がし安全弁はバネ式（アクチュエータ付）で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。すなわち，逃がし安全弁はバネ式の安全弁に外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取り付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに窒素を供給して弁を強制的に開放することができる。逃がし安全弁は 18 個からなり，次の機能を有している。

(1)

逃がし弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，
原子炉圧力が設定圧力に到達した場合に信号を発信し，アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

(2)

安全弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化に対しても，原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないよ
うに設計されている。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

添付 2.3.1.1-1

(3)自動減圧機能自動減圧機能（以下「ＡＤＳ機能」という。）は，非常用炉心冷却系の一部であり，「原子炉水位異常低下（レベル１）」及び「ドライウェル圧力高」のＡＮＤ信号に 120 秒の時間遅れ後，低圧の非常用炉心冷却系が運転状態であることによりピストンを駆動して弁を強制的に開放し，ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力をすみやかに低下させて，低圧注水系の早期の注水をうながす。18 個の逃がし安全弁のうち，7 個がこの機能を有している。

(4)

その他の機能原子炉停止後，熱除去源としての復水器が何らかの原因で使用不能な場
合に，崩壊熱により発生した蒸気を除去するため，中央制御室からの遠隔手動操作で弁を開放し，原子炉圧力を制御することができる。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

第 1 表に，逃がし安全弁の吹出し圧力を示す。

添付 2.3.1.1-2

第1表

逃がし安全弁の逃がし弁機能及び安全弁機能の吹出し圧力（逃がし弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h）

7.37
7.44

2
4

354.6
357.8

D,N
E,G,P,U

7.51
7.58
7.65

4
4
4

361.1
364.3
367.6

H,J,M,V
A,C,F,S
B,K,L,R

備

考 ※１（安全弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h） ※２

7.79

2

385.2

D,N

8.10
8.17
8.24
8.31

4
4
4
4

400.5
403.9
407.2
410.6

E,G,P,U
H,J,M,V
A,C,F,S※１：囲み文宇は,逃がし安全弁（自動減圧機能）を示す。
※２：吹出し圧力×1.03 において添付 2.3.1.1-3

備

考 ※１

B,K,L,R

2.

逃がし安全弁の作動用の窒素の供給について逃がし安全弁の機能のうち，バネ式の安全弁機能以外の「逃がし弁機能」，「自動減圧機能」及び「その他の機能」は，弁の開閉のために窒素を供給してアクチュエータを作動させる。第 2 表に逃がし安全弁（自動減圧機能）及びその他の逃がし安全弁の動作回数及びアキュムレータ容量を示す。

第2表

逃がし安全弁の動作回数（外部からの窒素供給なしの場合）
動作回数

使用する
アキュムレータ

概略図

1回（ドライウェル最高使用圧力（310kPa[gage]））

ADS 機能用

5回（250 リットル）

又は逃がし安全弁(自動減圧機能)

アキュムレータ（ドライウェル通常圧力

第1図参照（13.7kPa[gage]）以下）

その他の逃がし安全弁

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（85 リットル）

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（85 リットル）

添付 2.3.1.1-4

第2図参照

逃がし安全弁のアキュムレータへ窒素を供給する設備は，常用系と非常用系から構成されている。常用系はフィルタ，減圧弁等で構成され，窒素は不活性ガス系より供給される。非常用系は非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ，
減圧弁等から構成され，独立したＡ系，Ｂ系の 2 系列からなる非常用窒素供給系より供給される。また，常用系と非常用系との間にはタイラインを設け，通常時は非常用系へも常用系の不活性ガス系から供給される。第 3 図に系統構成図を示す。
ＬＯＣＡ後等の長期冷却時には，逃がし安全弁（自動減圧機能）のアキュ
ムレータに窒素を供給する。このとき，常用系が健全であれば常用系から供給するが，常用系が機能を喪失した場合は，非常用窒素供給系高圧窒素ボン
ベから供給する。

添付 2.3.1.1-5

自動減圧 機 能用
アキュム レ ータ
窒素供給系
逃がし弁機能用
アキュムレータ

計装用空気系

逃がし弁機能用
電磁弁（原子炉圧力設定値 ）自動 減圧 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 水 位異 常低 下 （レ ベ ル１ ）ＡＮ Ｄ
ドラ イウ ェ ル圧 力高 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 個

第1図

逃がし安全弁（自動減圧機能）概略図

逃が し弁 機 能用
アキ ュム レ ータ

計装用空気系

逃が し弁 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 圧 力設 定値 ）

その 他の 逃 がし 安全 弁 11 個

第2図

その他の逃がし安全弁概略図

添付 2.3.1.1-6

：重大事故等対処設備
屋

外

原子炉 建屋 原子 炉棟

原子炉 格納 容器

予備

予備

アキュ ムレ ータ（自動 減圧 機能 用）
非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ：逃がし安全弁

アキュ ムレ ータ（逃が し弁 機能 用）

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ：電磁弁【 非 常 用 系 】［非常用窒素供給系Ａ系］

P

AO

MO

：三方弁

逃がし 安全 弁( 自動 減圧 機能)
4個MO：アキュムレー タ（逃がし弁機能用）（自動減圧機能用）

主蒸気 系
MO

MO

添付 2.3.1.1-7

非常用窒素供給系Ａ系
高圧窒素ボンベ

逃がし 安全 弁( 自動 減圧 機能 なし ）2個

MO

非常用逃がし安全弁駆動系Ａ系
高圧窒素ボンベ

MO
主蒸気 系［非常用逃がし安全弁駆動系Ａ系］

逃がし 安全 弁( 自動 減圧 機能 なし)
7個

MO

AO

：電動弁
：空気作動弁【 常 用 系 】
窒素供 給系

主蒸気 系
MO

逃がし 安全 弁( 自動 減圧 機能 なし)
2個

MO［非常用逃がし安全弁駆動系Ｂ系］

主蒸気 系

MO

P

AO

：逆止弁
：手動弁

非常用逃がし安全弁駆動系Ｂ系
高圧窒素ボンベ【 非 常 用 系 】［非常用窒素供給系Ｂ系］

：減圧弁

MO

MO

逃がし 安全 弁( 自動 減圧 機能)
3個

P

主蒸気 系
ドライ ウェ ル

予備

予備

非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

サプレ ッシ ョン ・チ ェン バ

非常用窒素供給系Ｂ系
高圧窒素ボンベ

クエン チャ

第 3図

非常用窒素供給系

系統概要図：圧力検出器高圧窒素ボンベの容量は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個（Ａ系 4 個，
Ｂ系 3 個）を開弁させた後，7 個を 7 日間開保持させるために必要な窒素量を基に，必要ボンベ本数を確保している。
1 系列当たりの必要ボンベ個数は以下のとおり。

【窒素消費量】
非常用窒素供給系1系列を重大事故等の供給圧力まで加圧するための消費量：

逃がし安全弁（自動減圧機能）4個を作動するための消費量：

逃がし安全弁（自動減圧機能）4個を7日間：開保持するための消費量

合計 ：【高圧窒素ボンベによる供給量】
S ＝

P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs

V L/本

P MPa abs

Vb

0.1013 MPa abs
MPa abs

MPa abs

0.1013 MPa abs
NL/本

L
本

46.7

M本

ここで，
Sb：高圧窒素ボンベ供給量［NL］
P1：高圧窒素ボンベ初期充填圧力［MPa(abs)］
添付 2.3.1.1-8

M本

M本

L
本

M本

P2：高圧窒素ボンベ交換圧力［MPa(abs)］
PN：大気圧［MPa(abs)］
Vb：高圧窒素ボンベ容量[L/個]M ：高圧窒素ボンベ必要個数[個]開保持するために必要な窒素消費量より多い供給量（Sb ）が必要であり，
Sb ＞
上記の関係式より
×M ＞
M ＞[個] → 5 [個]

非常用窒素供給系(A 系：5 個，B 系：5 個)及び予備の高圧窒素ボンベ（10個）ともに必要容量を確保している。

添付 2.3.1.1-9

3.

逃がし安全弁の原子炉圧力制御に係る解析と実際の運用の違い
有効性評価では，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力（7.79MPa［gage］）で原子炉を圧力制御することを前提に解析しているが，実際の運用としては，サプレッション・プール水温度の上昇を周方向で均一にするために，運転手順に基づき温度を監視しながらなるべく離れた排気管クエンチャ
位置の逃がし安全弁を順次開放することとしている。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）のみに限定しても同様の操作が可能である。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力の弁 2 個のみで圧力制御される場合においても，第 4 図に示すとおり当該弁は対角位置に設置されていることから，原子炉から放出される蒸気が 1 箇所に偏らないように考慮されている。

4.

原子炉圧力制御に係るサプレッション・プールの温度成層化の影響「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードにつ
いて

第5部

MAAP

別添 1（補足）圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」（以下「解析コード資料」という。）にて，温度成層化の発生の可能性について，福島事故を踏まえた考察をまとめている。
第 4 図及び第 5 図に示すとおり，東海第二発電所の逃がし安全弁の排気管のクエンチャ（Ｘクエンチャ）及び原子炉隔離時冷却系の排気スパージャの位置関係は解析コード資料で参照した福島第二原子力発電所４号炉と同様な位置関係である。また，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」のように，原子炉隔離時冷却系の間欠運転によって原子炉水位を維持しつつ，逃がし安全弁で原子炉圧力の制御を実施する場合には，原子炉隔離時冷却系が停止している間の逃がし安全弁の動作に伴う攪拌効果により，サプレッション・プールの温度成層化の発生の可能性は小さくなる。
一方，原子炉隔離時冷却系を停止し，逃がし安全弁による原子炉減圧状態
添付 2.3.1.1-10

を維持して低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する場合には，
温度成層化の発生の可能性はあるが，逃がし安全弁クエンチャの排気口はサ
プレッション・チェンバの底部から約 2.2m 程度の下部の位置に設置されていることから，この付近を境に上下の温度差が発生したとしても，サプレッション・プール水の多くを上部の温度が高い層が占めるため，解析コード資料
で参照した福島第二原子力発電所２号炉と同様に格納容器圧力に対する影響は小さいものと考えられる。

添付 2.3.1.1-11

第4図

サプレッション・プール内の逃がし安全弁クエンチャの配置図

第5図

逃がし安全弁クエンチャ及び原子炉隔離時冷却系
排気スパージャの配置図

添付 2.3.1.1-12

添 付 資 料 2.3.1.2
蓄電池による給電時間評価結果について

全交流動力電源喪失時の対応に必要となる直流電源負荷については，
125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 及 び 125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系 か ら 電 源 供 給 さ れ る 。
ま た ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，直 流 125V 主 母
線 盤 ２ Ａ に 接 続 さ れ て お り ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に お い て は ， 125V
系蓄電池Ａ系からの電源供給により，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉への注水が行われる。
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に は ， 直 流 125V 主 母 線 盤 ２ Ａ 及 び 直 流 125V
主母線盤２Ｂに接続する負荷について，事象発生 1 時間後までに中央制御室内にて，事象発生 8 時間後には現場分電盤にて手動切離操作を
行 う こ と で ，そ の 後 16 時 間 に わ た り 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 対 応 に 必要となる各負荷に電源を供給するものとして容量評価を行う。
125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 の 必 要 負 荷 容 量 は 約 5,284Ah ※ １ と な り ，125V 系 蓄
電 池 Ａ 系 の 容 量 は 6,000Ah ※ ２ で あ る こ と か ら ， 24 時 間 に わ た り 原 子 炉
隔離時冷却系の運転継続を含む全交流動力電源喪失時の対応に必要負荷 へ の 電 源 供 給 が 可 能 で あ る 。（ 第 1 表 ， 第 1 図 ）
ま た ， 125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系 の 必 要 負 荷 容 量 は 約 5,171Ah と な り ， 125V
系 蓄 電 池 Ｂ 系 の 容 量 は 6,000Ah ※ ２ で あ る こ と か ら ， 24 時 間 に わ た り 全
交流動力電源喪失時の対応に必要負荷への電源供給が可能である。
（第2 表，第 2 図）

※1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）においては事象発生約 8 時
間後，全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）においては事象発生約
3 時間後に，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
添付 2.3.1.2-1

水系（可搬型）による原子炉注水を開始し，原子炉隔離時冷却系は停止するが，蓄電池の容量を保守的に評価するため，
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実施している。
※2

蓄電池については，使用開始から寿命までの間，使用年数を経るに従い容量が低下する。蓄電池容量の算出に当たっては，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014） に よ る 保 守
率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流
ではなく，設計値を用いていることで，余裕を持った容量を設定している。

(1)

所内常設直流電源設備の仕様
ａ .125V 系 蓄 電 池 Ａ 系
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋付属棟中 1 階
ｂ .125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋付属棟 1 階

添付 2.3.1.2-2

第 1表

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

負荷名称

0〜 1
分

Ｍ／Ｃ・Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源
２Ｃ Ｄ／Ｇ初期励磁
原子炉隔離時冷却系真空ポンプ
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ
原子炉隔離時冷却系蒸気入口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁
その他 原子炉隔離時冷却系弁逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）Ａ 系
逃がし安全弁（逃がし弁機能）
その他の負荷※４合 計 （ A）

※3

負荷容量評価放 電 時 間 と 放 電 電 流 （ A）
6 0〜 5 4 0
1〜 60
5 40 〜※５分
14 4 0 分
分

1, 75 0

255

23 8

13 4

２Ｃ Ｄ／Ｇ初期励磁は，Ｍ／Ｃ・Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断 器 投 入 ・ 引 外 し ）と 同 時 に 操 作 さ れ る こ と は な く ，各 動 作 時 間は 1 分未満である。また，２Ｃ Ｄ／Ｇ初期励磁電流

は

Ｍ ／ Ｃ ・ Ｐ ／ Ｃ 遮 断 器 の 制 御 回 路 電 流（ 遮 断 器 投 入 ・ 引 外 し ）より 小 さ い た め ，電 流 値 の 大 き い Ｍ ／ Ｃ・Ｐ ／ Ｃ 遮 断 器 の 制 御 回 路
電 流（ 遮 断 器 投 入 ・ 引 外 し ）に 1 分 間 電 源 給 電 す る も の と し て 蓄
電池容量を計算する。
※4

その他の負荷の内訳は以下のとおり。
無停電電源装置Ａ，ＤＢ／ＳＡ分電盤（区分Ⅰ）（突合せ給電を除く），ＤＢ／ＳＡ分電盤（区分Ⅰ）（突合せ給電），直流非常灯，主蒸気ラインドレン弁，ＣＵＷ系
ＴＳ※5電動弁，ＦＲＶＳ／ＳＧ

ＣＰ−６Ａ，ＤＣ制御他，負荷余裕

事 象 発 生 後 8 時 間 か ら 負 荷 切 離 作 業 を 実 施 す る が ，作 業 時 間 を 考
慮し 9 時間給電を継続するとして容量を計算している。

添付 2.3.1.2-3

第 2表

125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系

負荷容量評価放 電 時 間 と 放 電 電 流 （ A）
負荷名称

0〜 1
分

1〜 60
分

6 0〜 5 4 0※８分

54 0 〜
1 44 0 分

1, 2 00

2 37

2 20

13 9

Ｍ／Ｃ・Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源
２Ｄ Ｄ／Ｇ初期励磁
逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）Ｂ 系
その他の負荷※７
合 計 （ A）

※6

２Ｄ Ｄ／Ｇ初期励磁はＭ／Ｃ・Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器 投 入 ・ 引 外 し ）と 重 な っ て 操 作 さ れ る こ と は な く ，各 動 作 時 間は１分未満である。また，２Ｄ Ｄ／Ｇ初期励磁電流

は

Ｍ ／ Ｃ ・ Ｐ ／ Ｃ 遮 断 器 の 制 御 回 路 電 流（ 遮 断 器 投 入 ・ 引 外 し ）より 小 さ い た め ，電 流 値 の 大 き い Ｍ ／ Ｃ・Ｐ ／ Ｃ 遮 断 器 の 制 御 回 路
電 流（ 遮 断 器 投 入 ・ 引 外 し ）に 1 分 間 電 源 給 電 す る も の と し て 蓄
電池容量を計算する。
※7

その他の負荷の内訳は以下のとおり。
無 停 電 電 源 装 置 Ｂ ，Ｄ Ｂ ／ Ｓ Ａ 分 離 盤（ 区 分 Ⅱ ）（ 突 合 せ 給 電 を除 く ），デ ー タ 伝 送 装 置 ，直 流 非 常 灯 ，Ｆ Ｒ Ｖ Ｓ ／ Ｓ Ｇ Ｔ Ｓ

Ｃ

Ｐ−６Ｂ，ＤＣ制御他，負荷余裕※8事 象 発 生 後 8 時 間 か ら 負 荷 切 離 作 業 を 実 施 す る が ，作 業 時 間 を 考
慮し 9 時間給電を継続するとして容量を計算している。

添付 2.3.1.2-4

1 時間

放電時間
8 時間

1分

60 分

540 分

▼

▼

▼

放 電 電 流 （ A）

2,000
1,800

24 時間
1440 分▼・遮断器動作完了
・原子炉隔離時冷却系起動完了
1,750A

1,600
1,400

中央制御室にて不要直流負荷の
切離し

1,200
1,000

800
600

現場分電盤にて不要直流負荷の
切離し

400

255A

238A

200

134A

0
125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

第 1図

6,000Ah

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

添付 2.3.1.2-5

負荷曲線

1 時間

放電時間
8 時間

1分

60 分

540 分

▼

▼

▼

放 電 電 流 （ A）

1,000

1440 分▼・遮断器動作完了

1,400
1,200

24 時間

1,200A

中央制御室にて不要直流負荷の
切離し

800

現場分電盤にて不要直流負荷の
切離し

600
400

237A
200

220A
139A

0

125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系

第 2図

6,000Ah

125V 系 蓄 電 池 Ｂ 系

添付 2.3.1.2-6

負荷曲線

添付資料 2.3.1.3
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）では，約 8 時間の原
子炉隔離時冷却系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図に原子炉隔離時冷却系の系統構成概略を示す。
原子炉隔離時冷却系の起動から約 8 時間の継続運転のために直流電源を必要とする設備は，計測制御設備の他，電動弁，真空ポンプ及び復水ポンプの電動機があるが，これらに電源供給が可能であることは添 付 資 料 2.3.1.2 に て 確 認 し て い る 。
事故時には直流電源の容量以外にも，サプレッション・チェンバ圧
力及びサプレッション・プール水温度の上昇や原子炉隔離時冷却系室
温度及び中央制御室温度の上昇が，原子炉隔離時冷却系の運転継続に影響することも考えられるため，その影響についても確認した（第 1表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は原子炉隔離時冷却系の約 8 時間
継続運転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.1.3-1

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 1／ 2）

評価項目
サプレッション・
プール水温度上昇

影響概要
サプレッション・プール水温度の上昇により ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の キ ャ ビ テ ーシ ョ ン が 発 生 し ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プの運転に影響を与える可能性が考えられる。

添付 2.3.1.3-2

潤滑油冷却系はポンプ吐出水により冷却する こ と か ら ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度の 上 昇 に よ り ，軸 受 機 能 が 潤 滑 油 温 度 上 昇 の影 響 を 受 け ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の 運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，復 水 器 が 機 能 停 止 に 至 り ，原 子 炉 隔 離 時
冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，制 御 油 の 温 度 が 上 昇 し ，粘 性 低 下 が 速 度
制 御 に 影 響 を 及 ぼ す こ と に よ っ て ，原 子 炉 隔
離時冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

評 価
原子炉隔離時冷却系ポンプの第一水源であるサプレッション・プールを水源とした場合，事象発生後約 8 時間での水
温 は 約 1 00 ℃ と な る 。（ 第 3 図 ）このときの原子炉隔離時冷却系ポンプの有効吸込み水頭（ Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ ） は 約 6. 4 m ま で 低 下 す る が ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系 ポ ン プ の 必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ で あ る 5.8m に 対 し て 十 分 余 裕 が あるため，キャビテーションは発生しない。したがって，サ
プレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
ポンプ軸受の潤滑油温度は，冷却器の設計上，潤滑油の冷却 に 使 用 し て い る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 よ り
高くなるが，潤滑油の許容温度である未満となるため，軸受の冷却が阻害されることはない。したがって，サ
プレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
タービングランド部からの蒸気の微小漏えいにより室内温度が悪化するが，制御系は原子炉隔離時冷却系ポンプとは別区画に設置している。したがって，サプレッション・プ
ール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続
運転は阻害されない。
制御油の粘性低下により制御器からの指示信号と実速度に差異が生じる可能性があるが，差は極僅かであること及び速度制御は実際のポンプ吐出量によって決定されることから，ガバナ機能は維持される。したがって，サプレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時
間継続運転は阻害されない。

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 2／ 2）

添付 2.3.1.3-3

評価項目
サプレッション・
チェンバ圧力上昇

影響概要
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 保 護 の た め ，サプ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 0 .1 7 2 M Pa [ g ag e ]に て ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 排 気 圧 高
ト リ ッ プ イ ン タ ー ロ ッ ク が 動 作 し ，原 子 炉 隔
離時冷却系の運転が停止する可能性が考えられる。

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度上昇

原子炉隔離時冷却系のポンプ，電気制御系
統，弁 ，ター ビン等 の 設計で 想定 し て いる環
境 の 最 高 温 度 は 6 5 .6 ℃ を 想 定 し て い る 。全 交
流動力電源喪失時は換気空調系が停止してい る た め ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 室 温 が
65 . 6℃ を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の運転に影響を与える可能性が考えられる。
中央制御室に設置されている原子炉隔離時
冷却系制御盤の設計で想定している環境の
最 高 温 度 は 4 0℃ で あ る 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す る た め ，中 央 制 御 室
温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系
ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

中央制御室温度上昇

評 価
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時のサプレッション・チ
ェンバ圧力を評価した結果，事象発生から約 8 時間後の圧力 は 約 0 .07 M Pa [g a ge ] で あ り ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン
排 気 圧 高 ト リ ッ プ イ ン タ ー ロ ッ ク 設 定 圧 力 を 下 回 る 。（ 第 4図）
したがって，サプレッション・チェンバ圧力上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の室
温 は 約 6 5℃ （ 初 期 室 温 4 0℃ ） で あ り ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系の 設 計 で 想 定 し て い る 65 . 6℃ を 下 回 る 。 し た が っ て ， 原 子
炉隔離時冷却系ポンプ室温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の中央制御室温度を評価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約 37℃ で あ り ，
制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 40 ℃ を 下 回る。したがって，中央制御室温度上昇によって原子炉隔離
時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。

第 1図

原子炉隔離時冷却系系統概要図

添付 2.3.1.3-4

サプレッション・
サプレッション・
プールへ
プールより
復水貯蔵タンク(CST)よりサプレッション・

MO

タービン駆動蒸気（主蒸気系F063,F064より）

MO

ﾄﾘｯﾌﾟ/ｽﾛｯﾄﾙ弁C002

HO

MO

RCICｳｫｰﾀｰ
ﾚｸﾞｼｰﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

MO

注水（原子炉
圧力容器へ）

ポンプ出口弁
F012

蒸気供給弁F045

MO

ﾄﾞﾚﾝ
ﾎﾟｯﾄ

テストバイパス
弁（CST）F022

タービン排気弁
F068
MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

タービン排気（サプレッション・プールへ）
真空出口弁
F069

バロメトリック
コンデンサ

MO

サプレッション・
チェンバへ

真空タンク

MO

テストバイパス
ライン仕切弁
（CST）F059※：Hydraulic Operated の略。
タービン直結の主油ポンプからの油圧で動作

HO弁※

タービン

MO

添付 2.3.1.3-5

原子炉注水弁
F013

プール水供給弁F031

MO

ミニフロー弁
F019

MO

復水貯蔵
タンク水
供給弁
F010

：蒸気系配管
：水系配管：蒸気（リークオフ）
：油圧系統

MO

復水貯蔵タンク（CST）へオイルクーラー
冷却水
供給弁F046

真空ポンプ
復水ポンプ

オイルクーラー

第 2図原子炉隔離時冷却系ポンプ周り系統図

300

ー
サプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

200

約 8 時間時点の温度
約 100℃

ル
水
温
度

100

（℃）

(m)
0
0

4

8

12

16

20

24

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

0.8

サプレッション・チェンバ圧力

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
圧
力

0.6

0.4

約 8 時間時点の圧力
約 0.07MPa[gage]
0.2(MPa[gage])(MPa[gage])
0.0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 4図

サプレッション・チェンバ圧力の推移

添付 2.3.1.3-6

24添付資料 2.3.1.3

補足資料 1

サプレッション・プール水温度上昇時のＮＰＳＨ評価について

サプレッション・プール水温度が 100℃，150℃，200℃におけるＮＰＳＨ評
価を実施し，第 2 表のとおり，いずれの温度に対しても有効ＮＰＳＨが必要Ｎ
ＰＳＨを上回ることを確認している。

第2表
サプレッション・
プール水温度
有効ＮＰＳＨ
必要ＮＰＳＨ

原子炉隔離時冷却系ポンプＮＰＳＨ評価
100℃

150℃

200℃

6.41m
5.8m

6.46m
5.8m

6.53m
5.8m

添付 2.3.1.3-7

添付資料 2.3.1.3

補足資料 2

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び中央制御室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 5 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制され
る。

温度（℃）

高温側の部屋

高温側の室温躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体 コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体 コンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第5図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.1.3-8

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

評価対象とする部屋の条件
ａ．原子炉隔離時冷却系ポンプ室
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：556m３・容・熱 容 量：574.5kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 3 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 4 表に示す。

第3表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間
(h)
発熱負荷
(kW)

0

1

2

3

4

5

6

7

8

13.5

13.5

13.5

13.5

14.2

14.9

15.5

16.0

16.7

第4表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間(h)
0
1
2
3
4
5
6
7
8

配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定(℃)※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
88
93
100

※1
※2
※3

発熱負荷

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管(kW)
機器(kW)
8.5※３
5.0
8.5※３
5.0
※３
8.5
5.0
8.5※３
5.0
9.2
5.0
9.9
5.0
10.5
5.0
11.0
5.0
11.7
5.0

注水配管以外には蒸気配管がある。それは保守的に機器の最高使用温度が 0〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。
0h〜2h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.401kW であり，安全側に切り上げて 8.5kW に設定。また，3h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.49kW であるため，同様に 8.5kW に設定。

添付 2.3.1.3-9

ｂ．中央制御室
・初期室温：24℃（夏季設計温度）
・容

積：2,219.2m３

・熱 容 量：47,021.1kJ／℃（保守的に室内新設機器の鉄熱容量は考慮せず，既設機器の鉄熱容量と上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：22,206W（0h〜1h まで），20,892W（1h〜8h まで）（発熱負荷は，直流電源から給電される機器（盤）の全電源容量に発熱効率 0.5 を考慮し設定。また，1h後に平均出力領域計装を切り離す運用も考慮する。
なお，発熱効率 0.5 は過去実績値より設定。）②

評価対象の部屋に隣接する部屋の温度条件
第 5 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 6 図及び第 7 図に評価対象の部屋と隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

添付 2.3.1.3-10

第5表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件(℃)

設定理由

原子炉棟

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少ないことから，夏季設計温度 40℃に余裕を見た値を設定。

100.0

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時のサプレッション・プール水温度の約 8 時間後までの最高値を
設定。

地中

20.0

水戸市の地中温度の最大となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）

ＭＳトンネル室

102.0

ＭＳトンネル室は，全交流動力電源喪失時の約 8
時間後のドライウェル温度約 102℃を設定。

38.4

全交流動力電源喪失時のタービン建屋及びサービ
ス建屋内は，発熱源がなく，夏季設計温度 32.2℃
から有意な温度上昇はないと考えられるが，保守的に屋外で想定する水戸地方気象台で観測された
左記日最大気温を設定。（気象庁ＨＰより）

サプレッショ
ン・チェンバ

タービン建屋，
サービス建屋

添付 2.3.1.3-11

原子炉建屋地下 2 階 ※１
※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第6図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図

原子炉建屋 2 階
※2

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋 3 階

原子炉建屋付属棟 4 階

当該隣接室は，評価が保守的となるようにＭＳトンネル室を代表させている。

第7図

中央制御室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.1.3-12

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W／m２ ・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率
物性値 ※２

評価壁面

熱伝導率1.6（W/m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2/s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時において，事象発生 8 時間後の原子
炉隔離時冷却系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室の温度は約 37℃となり，設計で考慮している温度を超過しないため，原子炉隔離時冷却系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第8図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室温の推移図

添付 2.3.1.3-13

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第9図

中央制御室室温の推移図

添付 2.3.1.3-14

添付資料 2.3.1.4
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のた め の 設 備 が そ の 後 も 機 能 維 持 で き ，か つ 必 要 な 要 員 の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 炉 心 の 冷 却 は 維 持 さ れ ，原 子 炉 安 定 停 止 状 態 が 確 立 さ れ る 。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰 囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確立される。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度は僅かに上昇傾向となる。ただし ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.1.4-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

第 1-1 表
分類

重要現象

崩壊熱

解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.1.5-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気液熱非平衡

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「 解析 条 件 を最 確 条 件と し た 場 合の 運 転 員 等操 作 時 間及 び 評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 が冠 水 維持 する 場 合 では 燃料 被 覆管 温度 は上
昇し ない た め不 確か さは 小 さい 。操 作 手 順（ 原子 炉 減圧 後速 やかに低 圧注 水 に移 行す るこ と ）に 変わ り は なく ，燃 料 被覆 管温 度を操作 開始 の 起点 とし てい る 運転 員等 操 作 はな いこ と から ，運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，原子炉水
位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水 維持 さ れる ため ，燃 料 被覆 管の 最 高 温度 は初 期 値（約 309℃ ）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解 析コ ー ド は， 酸 化 量及 び 酸 化 反応 に 伴 う 発熱 量 の 評価 に つ いて
保 守的 な 結 果を 与 え るた め ， 燃 料被 覆 管 温 度を 高 め に評 価 す る可能 性が あ る 。よ っ て ，実 際 の 燃 料被 覆 管 温 度は 低 く なる が ， 操作
手 順（ 原 子 炉減 圧 後 速や か に 低 圧注 水 に 移 行す る こ と） に 変 わり
は なく ， 燃 料被 覆 管 温度 を 操 作 開始 の 起 点 とす 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。
解 析コ ー ド は， 燃 料 被覆 管 温 度 を高 め に 評 価す る こ とか ら ， 破裂の 判定 と し てベ ス ト フィ ッ ト 曲 線を 用 い る 場合 で も おお む ね 保守的 な結 果 を 与え る も のと 考 え る 。仮 に 格 納 容器 雰 囲 気放 射 線 モニタ によ り 炉 心損 傷 を 確認 し た 場 合に は ， 炉 心損 傷 後 の運 転 操 作に移 行し ， 格 納容 器 圧 力逃 が し 装 置等 に よ る 格納 容 器 除熱 操 作 の起
点 が変 更 さ れる 。 し かし な が ら ，原 子 炉 水 位は お お むね 燃 料 有効
長 頂部 を 下 回る こ と なく ， 炉 心 はお お む ね 冠水 維 持 され る た め，
燃 料被 覆 管 の最 高 温 度 は初 期 値 （ 約 309℃ ）を 上 回 るこ と は ないこと から ， 運転 員等 の判 断 ・操 作に 対 し て問 題と な らな い。

解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価する が，原子 炉 水位 はお お むね 燃料 有効 長頂 部を 下 回る こと なく ，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上回 るこ と 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。
燃料被覆管温度を高めに評価することから，破裂判定は厳しめの
結果 を与 え る。
なお，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上回 るこ と 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。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

添付資料 2.3.1.5

不確 かさ第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気 液分離（水位変 化）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.1.5-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る
必要 のな い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被
覆管 温度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系の注 水タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性
はないと考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

有効性評価解析では原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がなく，解析コードは炉心内の二相水位変化をおおむね同等に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

解 析コ ー ド は ，ダ ウ ン カ マ部 の 二 相 水位 変 化を 適 切 に 評価 す る ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解 析コ ー ド は ，原 子 炉 圧 力変 化 を 適 切に 評 価す る こ と から ， 運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破 断口 及 び 逃 がし 安 全 弁 から の 流 出 は， 圧 力容 器 ノ ズ ル又 は ノ ズ
ル に接 続 す る 配管 を 通 過 し， 平 衡 均 質流 に 達す る の に 十分 な 長 さで ある こ と か ら， 管 入 口 付近 の 非 平 衡の 影 響は 無 視 で きる と 考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「 解析 条 件 を 最確 条 件 と した 場 合 の 運転 員 等操 作 時 間 及び 評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心

崩壊 熱

原子炉
圧力容器

ECCS 注 水 （ 給 水系・代 替注水設備
含む ）

解析
モデル
炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器各領域
間の 流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.3.1.5-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条 件を 最 確 条件 と した 場 合 の運 転 員等 操 作 時間 及 び評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析 条 件を 最 確 条件 と した 場 合 の運 転 員等 操 作 時間 及 び評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

解析 コ ー ドは ，HDR 実 験 解析 に おい て 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
向が 確 認 され て い るが ，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 であ る と 考え ら れ， 実 機 体系 に おい て は
不確 か さ が小 さ く なる も のと 推 定 され ， 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 で きて い る こと か ら， 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 代 替格 納 容
器ス プ レ イ冷 却 系 （可 搬 型） に 係 る運 転 員等 操 作 時間 に 与え る 影
響は 小さ い 。
また ， 格 納容 器 各 領域 間 の流 動 ， 構造 材 との 熱 伝 達及 び 内部 熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び 非凝 縮 性 ガス の 挙動 は 測 定デ ー タと 良 く 一致 す るこ と を確認 し て おり ， そ の差 異 は小 さ い こと か ら， 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 代 替格 納 容 器ス プ レイ 冷 却
系（ 可搬 型 ）に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実 験解 析 にお いて 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 傾向が確 認さ れ てい るが，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であり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析 条 件を 最 確 条件 と した 場 合 の運 転 員等 操 作 時間 及 び評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析 条 件を 最 確 条件 と した 場 合 の運 転 員等 操 作 時間 及 び評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ

項

目
最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

条件 設定 の 考え 方

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

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は，最大線 出力 密 度及 び原 子炉 停 止後 の崩 壊 熱 にて 説明 す る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原子炉水位の低下 量は 約 2m で あ るの に対 して ゆ らぎ に よる 水位 低 下量 は
約 4cm であ り非 常 に小 さい 。し た がっ て ，事 象進 展 に及 ぼ
す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 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動し得るが，事象初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環系ポンプがトリップするため，
初期炉心流量が事象進展に及ぼす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 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×９燃 料(Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る 場 合があ るが ，両型 式の 燃料 の 特性 はほ ぼ 同 等で ある こ とか ら，
事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条 件と し た場 合の 運 転員 等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎ によ り 解析 条件 に 対し て変動 を与 え 得る が，原 子炉 圧力 は 逃が し 安全 弁に よ り制 御され るた め， 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎ によ り 解析 条件 に 対し て変動 を与 え 得る が，ゆ らぎ の幅 は 事象 発 生後 の水 位 低下 量に対 して 非 常に 小さ い。 例え ば， 解析 条 件で 設定 し た通 常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（ レベ ル ２） まで の原 子 炉水 位の低 下量 は約 2m で あ るの に対 し てゆ ら ぎに よる 水 位低 下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい。 し たが って， 事 象進 展に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流 量の 運 転範 囲に お いて 解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初 期に お いて 原子 炉 がス ク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条 件 とし た 場 合に は ， ９×９燃 料 (Ａ 型)及 び９ ×９燃料(Ｂ 型)の 混在 炉 心 又は そ れぞ れ 型 式の 単独 炉 心 とな る
場合 があ る が，両型 式 の燃 料の 特 性は ほ ぼ同 等で あ るこ とから， 炉 心冷 却性 に大 き な差 は無 く， 評 価項 目と な るパ ラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合は，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作
時間 に与 え る影 響は ない 。
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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管
温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（格納容器圧力に応じて格納容器
スプレイを実施すること）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 はな い。

最確 条件 と した 場合 は ，燃 料被 覆 管温 度 の上 昇は 緩 和さ れるが ，原子 炉水 位は お おむ ね燃 料 有効 長 頂部 を下 回 るこ となく， 炉 心は おお むね 冠 水維 持さ れ るた め，燃 料 被覆 管の
最高 温度 は 初期 値の約 309℃以 下 とな る こと から ， 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。
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 る蒸 気 量は 少な くな り， 原子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，ま た， 炉心 露 出後 の燃 料 被覆 管
温度 の上 昇 は緩 和さ れ ，そ れに 伴 う原 子 炉冷 却材 の 放出 も少な くな る こと から ，格納 容器 圧 力及 び 雰囲 気温 度 の上 昇
は遅 くな る が，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気 温度 の上 昇 は格 納
容器 スプ レ イに より 抑制 さ れる 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 。

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設 定

定格 流量 と して 設定
初期条件

添付 2.3.1.5-4

解析条件

燃

料

最大 線出 力密度

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃料(Ｂ 型)は，熱水 力 的な 特性 は
ほぼ 同等 で あり，そ の他 の核 的特性等の違いは燃料棒最大線
出力密度の保守性に包含されるこ とか ら，代 表的 に９ ×９ 燃料(Ａ 型)を 設定
通常運転時の熱的制限値として設 定

1 サ イ クル の運 転期 間（ 13 ヶ 月）に調 整運 転 期間（約 1 ヶ 月）を考慮した運転期間に対応する
燃焼 度と し て設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

解析条件

格納 容器 圧力

初期条件

添付 2.3.1.5-5

条件 設定 の 考え 方

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

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操作の開始時間は遅くなる。ただし，ゆらぎによる格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
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。ただし，ゆらぎによる格納容器圧力の変動は3kPa 程 度 と非 常に 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 は小 さ い 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば ，サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に 対し ， ゆら ぎ によ る 水量 変 化 は 約 42m ３ で あり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さい。したがって，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 。

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば，サプ レッ シ ョン・プ ール の水 量 は 3,300m ３ で あるのに 対し ， ゆら ぎに よる 水 量変 化は 約 42m ３ であ り， そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，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 響は 小 さ い。

目

格納 容器
雰囲 気温度

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

5kPa[gage]

57℃

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

最確 条件

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定

設計 値
設計 値（通 常 運転 時の サ プレ ッシ ョ
ン・プ ール 水 位の 下限 値 に基 づき 設
定）

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度
初期条件

添付 2.3.1.5-6

真空 破壊 装置

6.983m（通常運転範囲の下限値）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チ ェン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

35℃

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， サ
プレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 は 小さ い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は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 な い 。 32℃ 未 満 の 場
合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評価項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はな い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧 力
抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール水位の上昇が緩和されるが，サプレッション・プール水位を起点とす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。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は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 な い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ による圧力抑制効果が高まるが，運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレ
イ開始時の圧力で決定されるため，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの 水温 を 設定

外部 水源 の温度

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

最確 条件

35℃ 以下

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目

初期条件
事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-7

解析条件

最確 条件

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因 事象

外部電源喪失−安全 機能 の 喪失に対す る仮定全交流動力電源喪失

−

外部 電源

外部電源なし−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

逃が し安 全弁

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉手動減圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件よりも水源容量の余裕は 大き く なる。管 理値 下限 の容 量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は 大き く なる。管 理値 下限 の容 量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定
原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

−

−

−

−

−

−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い
最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなる
が，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする
運転 員等 操 作の 開始 時間 は 遅く なる 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。
最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下並びに格納
容器圧力及び雰囲気温度の上昇が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 が大 きく な る。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響は
ない 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確 かさ

項目

原子 炉隔 離 時冷却系

残留 熱除去系（低 圧注 水系）

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m ３ ／h（
7.86MPa[gage]〜
1.04MPa[gage]において）にて注水事象発生 24 時間 10 分後に手動起動し，1,605m ３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）（1 系統当たり）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m ３ ／h（
7.86MPa[gage]〜
1.04MPa[gage]に お いて ）にて 注水
事象 発 生 24 時 間 10 分 後に手 動起 動 し ，1,605m ３ ／h（0.14MPa［dif］に お いて） （最 大 1,676m ３ ／h）（1 系 統当 たり ）評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-8

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計とな って い る

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

設計 値と し て設 定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
スプレイ流量及び伝熱容量は，解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となる パラ メ ータ に与 える 影 響は ない 。

最大 110m ３ ／h（格納容器
スプレイ実施前）

最大 110m ３ ／ h（ 格納 容 器
スプ レイ 実 施前 ）50m ３ ／h（格納容器スプレ
イ実施後）

50m ３ ／ h（格 納容 器ス プ レ
イ実 施後 ）

設計 に基 づ き，併用 時の 注
入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を 設定

代替 格納 容 器スプレイ
冷却 系（ 可搬型）

130m ３ ／h にて格納容器内
へスプレイ

130m ３ ／h に て格 納容 器 内
へス プレ イ

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレ
イ流 量を 考 慮し ，設 定

残留 熱除 去 系（格納容器
スプ レイ 冷却系）
残留 熱除 去 系（サプレッ
ショ ン・ プ ール冷却系）

・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692
m ３ ／h にて格納容器内にスプレイ
・伝熱容量は，熱交換器 1基当たり約 43MW（サプレッション・プール水
温度 100℃，海水温度
32℃において）・原 子炉 水 位を 原子 炉水位高 （レ ベ ル８ ）ま で上昇 させ た 後に 1,692
m ３ ／h に て格 納容 器 内にス プレ イ・伝熱容 量 は，熱 交換器 1
基当 たり 約 43MW（ サ プ
レッ ショ ン ・プ ール 水
温度 100℃ ，海 水 温度
32℃ にお い て）

低圧 代替 注水系
（可 搬型）

スプレイ流量及び伝熱容量は，解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
残留熱除去系の設計値として 設定
伝熱 容量 は，熱 交換 器の 設
計性 能に 基 づき ，過 去の 実
績を包含する高めの海水
温度 を設 定

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-9直流 電源 の
負 荷切 離 操作（現 場）

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（1／5）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切離
操作は，解析条件
ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 離操 作を 開 始す る手
順と して い る。中央 制 御室 にて 機 器ラ ン プ表 示消 灯 ，機 器故 障 警報 ，照明 の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する事象初期の状況判断に余裕時間を含め て 10 分 を想 定し て いる 。こ の後 ， 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 手動 起動
操作（ 失敗 ）とし て 余裕 時間 を 含めて 2 分を 想定 し てい る 。よ って ，認 知時 間とし て余 裕 時間 を含 めて 12 分を 設定 し て おり ，十 分 な時 間余 裕を 確 保し てい
るこ とか ら ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離操作時間として
余裕 時間 を 含め て 50 分 を設 定し てお り ， 十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる ことから ，移動 及 び操 作所 要 時間 が操 作開 始 時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら ，操 作 開始 時間 に与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の 信頼 性向 上や 要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施す ることと して お り，誤 操 作は 起こ り にく く，誤 操作 等に よ り操 作時 間が 長 くな る可
能性 は低 い 。

本操作は不要な負荷の切 離操 作 であ り，負荷である原子炉隔離時冷却系の停止操作が必 要な く，実 態の 操
作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり ，炉 心は 冠 水維 持
され るこ と から ，運 転員等操作時間に与える影 響は な い。

本操作は不要な負荷の切 離操 作 であ り，負荷である原子炉隔離時冷却系の停止操作が必 要な く ，実 態の 操
作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり ，直 流 電源 設備 は
原子炉注水等のサポート設備であることから ，枯 渇 しな けれ ば評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

事象 発生 から 8 時間 後に実施するものとしてお り，蓄 電池 によ る
給電時間評価においては ，負 荷 切離 しの 対象となる負荷について 9 時間 給 電を 継続 する条件としているため，準備 時 間が 確保 できる こと か ら，時間 余裕が ある 。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間 を 50 分
想定としているところ，訓練実績等
で は 約 42 分 で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-10

逃 がし 安 全弁に よる 原 子炉
急速 減圧 操 作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（2／5）
解析上の操作開始条件事象発生 8 時
間 1 分後

条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

余裕時間を確認する観点で事象
発生 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，
原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
全交 流動 力 電源 喪失 の確 認 より ，低 圧 代替 注水 系（ 可 搬型 ）の 準 備を 開始 する 。
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分 を想定し てい る。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 分 を設 定し てお り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ホ イー ル ロー ダ等 に て必 要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る 。要 員 の移 動時 間に 20 分,可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 急 速 減 圧 操 作 と し て 余 裕 時 間 を 含 めて 1 分 を 設定
して いる 。中 央制 御 室の 制御 盤 のス イッ チに よる 簡 易な 操作 であ り，操 作所 要
時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら ，操 作 開始 時間 に与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 ，低 圧 代替 注
水系（ 可搬 型 ）によ る
原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁 の操 作 時間 は，時間余裕を含めて設定して いる こ とか ら，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時
間より早まる可能性があ るが ，同 一 の運 転員による並列操作はなく ，不 確か さ 要因 により操作開始時間に与え る影 響 は小 さく ，
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。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性がある が，低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子炉注水に移行するまでの期間は原子炉
隔離時冷却系により原子炉注水が確保されて 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ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

本操作は低圧代替注
水系（可 搬 型）の準 備
完了後に実施するもので あり ，評価 上は 余
裕時間を確認する観点で 事象 発 生の 8 時 間
後に準備が完了する
もの とし て いる が，低圧代替注水系（可搬型）の準 備 に要 する 時
間は事象初期の状況
判断 から 170 分 程度 であり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 ，逃 がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操
作は ，所要 時 間を 1分と想定している
ところ訓練実績等
では 約 1 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-11

低圧代替注
水系（可搬
型）によ る原
子炉注水に
用いる可搬
型代替注水
中型ポンプ
への燃料給
油操 作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（3／5）
解析上の操作開始条件低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水）」と同 様
であ り， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 操 作所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-12

代替格納容
器スプレイ
冷却 系（ 可搬型）によ る格
納容器冷却操作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（4／5）
解析上の操作開始条件

格納容器圧力0.279MPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使
用圧力に対する
余裕を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影
響【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チェ ンバ 圧 力を 継続監 視し て おり ，ま た，格 納容 器ス プ レイ の操 作実 施 基準（サ プレ ッ ショ
ン・チ ェン バ圧 力 0.279MPa[gage]）に 到 達す るの は 事象 発生 約 13 時 間後であ り ，比 較 的緩 やか な パラ メー タ変 化 であ るこ と から ，認知 遅 れが 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 当直 運 転員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運
転員 （現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を 配置 して い る。 これ らの 要 員は ，
操作 の実 施 期間 中に 他の 操 作を 担っ て い ない こと か ら，要員 配置 が 操作 開
始時 間に 与 える 影響 はな い 。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子 炉注 水の た めの 系
統構 成と 同 じ原 子炉 建屋 内 であ り，操 作要 員は すで に 配置 済み であ る ことから ，移 動 が操 作開 始時 間 に与 える 影 響 はな い。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十分 な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら，操 作所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影 響を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開 始時 間に与 える 影 響は ない 。ま た ，代 替格 納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型 ）は ，
低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水 と格納容 器ス プ レイ の流 量を 同 時に 確保 可 能 なポ ンプ 容 量を 備え てい る ため ，
原子 炉注 水 と格 納容 器ス プ レイ の同 時 運 用が 可能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（現 場）及び 重 大事 故等 対 応要 員の 現場 操 作は ，操 作の 信 頼性
向上 や要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施 する こと と して おり ，誤 操 作は 起
こり にく く ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は小 さ い。

実態の運転操作においては，格納容器スプレイの操作実施
基準（ 格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］ ） に 到 達 す る の は ，事 象 発 生 の 約 13 時 間 後 で あり，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）の準備操作は
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。
また，格納容器スプレイ操作も同様に格納容器圧力及び雰
囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。よって，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。操作開始
時間が遅れた場合においても，格納容器の限界圧力は0.62MPa［gage］であ るこ と から，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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要員を配置しており，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影 響は な い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響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 時間 余 裕

訓練 実績 等格納容器スプレイ開始までの時間は事 象 発 生 か ら 約 13
時間 あり，準 備時 間が確保できることから，時間 余 裕が ある。

格納容器スプレイのための系統
構成 は ，所 要時 間を 175 分想 定し ている とこ ろ ，訓 練
実績 等で は 約 124分。想 定し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

常設代替交
流電源設備
から の受 電操作の不確さが操作開始時間に与える影響，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（5／5）
解析上の操作開始条件

条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響操作 時間 余 裕

本事故シーケンスの前提条件として設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

事象発生 24
時間 10 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，残留熱除去
系の起動操作に要する時間を考慮して設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

操作条件

添付 2.3.1.5-13

事象発生 24時間後

残留熱除去
系（低圧注水系）によ る原子炉注水操
作及び残留熱除 去系（格
納容器スプ
レイ冷却系）
による格納
容器除熱操
作

訓練 実績 等訓練 実績 等 より ，
運転 員及 び 重大 事
故等 対応 要 員（ 現場） によ る 常設 代替交 流電 源 設備 による 非常 用 母線 の受電 準備 及 び受 電
操作 を実 施 し， 約
87 分で 受 電が 実施
可能 であ る こと を確認 した 。 想定 で意図 して い る運 転
操作 が実 施 可能 なこと を確 認 した 。
中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認 した 。

添付資料 2.3.1.6
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.1.6-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.1.6-2

積 算 注 水 量 (m３ )積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始
4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.1.6-3

添付資料 2.3.1.7
7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.1.7-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.3.1.8
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 97
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 799

約 786

約 1,206

約 1,201

約 2,401
約 3,238

約 2,038
約 2,875

約 4,300

約 3,462

約 3,756

約 3,568

約 4,145

約 3,804

約 4,358

約 3,966

約 4,948

約 4,480

約 4,589

約 4,510負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,948kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １2425

常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.3.1.8-1

添付資料 2.3.1.9
再循環系ポンプからのリークについて

1.

はじめに
再 循 環 系 ポ ン プ （ 以 下 「 Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ 」 と い う 。） の 概 略 図 を 第 1

図に示す。通常運転中，ＰＬＲポンプメカニカルシール部は，制御棒駆動水圧系によるシールパージラインからの封水注入及びＰＬＲ
ポンプ内装熱交換器への原子炉補機冷却系による冷却水通水によって ， 熱 的 な 防 護 が 図 ら れ て い る （ 第 2 図 ）。
一 方 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 以 下 「 Ｓ Ｂ Ｏ 」 と い う 。） 時 に は ， 制
御棒駆動水圧系及び原子炉補機冷却系が停止し，シールパージライ
ンからの封水注入及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，メカニカルシール部は高温の原子炉冷却材にさらされることで温度が上昇する。シール部の健全性が高温・高圧の原
子炉冷却材により失われた場合，ＰＬＲポンプからの原子炉冷却材の 漏 え い が 想 定 さ れ る （ 第 3 図 ）。
このため，ＳＢＯ時におけるＰＬＲポンプへの冷却水が喪失した
場合のメカニカルシールからの原子炉冷却材の漏えい量を評価する
実証試験を実施した。

添付 2.3.1.9-1ドライウェル機器
ドレンサンプへ

シールリークライン
コントロールブ リ ー ド オ フ (CBO)

PCV

ドライウェル機器
ドレンサンプへ

CRD ポ ン プ
パージ水

PCV

メカニカルシール

補機冷却系

軸
内装熱交換器インペラ

第 1図

ＰＬＲポンプ

添付 2.3.1.9-2

概略図

減圧装置

リークライン

シートリング
上部シール室CBOライン

回転リング
リング
減圧装置
パージ
パージ水

下部シール室

シートリング
回転リング
リング
冷却水

：パージ水/冷却水（約40℃）：Oリング（代表）

内装熱交換器
PCV
原子炉冷却材流路へ

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水により，ＰＬＲポンプメカニカルシー
ル部の熱的な防護が図られている。
第 2図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（通常運転時）

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，シール部は高温の原
子炉冷却材にさらされる。
さらに，シール部（O リング）の健全性が熱で失われると，漏えい量の増加が想定される。
第 3図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（冷却水喪失時）

添付 2.3.1.9-3

2.

実証試験による評価

(1)

試験概要
ＰＬＲポンプで使用している実機メカニカルシールを使用し，冷却水喪失時を模擬した試験条件で試験を実施した。
ａ．実施場所：多目的蒸気源試験設備
ｂ ．試 験 装 置：Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ メ カ ニ カ ル シ ー ル フ ル ス ケ ー ル ※ 実 証
試験設備（第 4 図）※：試 験 に 用 い た メ カ ニ カ ル シ ー ル は 実 機 と 同 一 品とし，軸径及びメカニカルシール部ギャップも実機と同一とした。ＢＷＲで使用されているメ
カニカルシールは全てタンデム型コンタクトシールであり，代表として N シールを使用した。
ｃ ．系 統 構 成：実 機 メ カ ニ カ ル シ ー ル の 系 統 構 成 を 模 擬（ 第 5 図 ）ｄ．試験方法：メカニカルシールに供給する熱水を循環させることにより，温度・圧力を制御し，実機におけるＳ
ＢＯ発生後の温度・圧力を模擬するとともに，熱水の入口流量と出口流量の差を漏えい量として計測した。なお，圧力の変化は，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）作動による原子炉圧力の減圧幅を包絡する条件とし，温度はその圧力に対応する飽
和温度とした。

添付 2.3.1.9-4

第 4図

試験装置外観

メカニカル
シール

T

T

CBOラインシールリークライン

容器
出口

容器
出口

試験
容器

P
T

Ｑ

Ｑ

流量計

漏えい量
弁２

循環
ポンプ
熱水
ループ

弁１

熱水注水ライン

熱水加熱器

第 5図

実証試験時の系統構成
添付 2.3.1.9-5

熱水戻りライン容器
入口

熱水戻りライン

流量計 Ｑ

圧力
容器

P

CBO弁

(2)

試験条件
ＳＢＯ発生時の温度・圧力を包絡するよう試験を実施した。試

験 条 件 を 第 １ 表 に 示 す 。ま た ，試 験 時 間 に お け る 温 度 ・ 圧 力 を 第 6
図に示す。
第 1表

試験条件

値

備 考
ＲＣＩＣ起動後の原子炉圧力を包絡す
圧力8.0M Pa [g age]
る値
ＲＣＩＣ起動後の原子炉冷却材温度を
温度
2 94 ℃
包絡する値
Ｓ Ｂ Ｏ 時 の 圧 力・温 度 を 包 絡 し た 状 態 に
試験時間
24 時 間 以 上
おける時間
ＳＢＯ発生後の炉圧変動幅を包絡する
圧力変動幅2.5M Pa 以 上 ＊
値※ ＳＢＯ発生後，約 8 時間後までのＲＣＩＣによる圧力変動幅をＳＡＦＥ
Ｒ解析結果より決定した。なお，圧力変動中の温度は飽和温度とした。

圧力

1回目
圧力変動

2回目
圧力変動

3回目
4回目
圧力変動 圧力変動

8.0MPaG
2.5MPaG以上

30分

圧力変動時間を除き8時間
温度

16時間

3時間

時間

5時間

294℃

30分

260℃

40℃
SBO発生

第 6図

時間

試験時間における温度及び圧力条件

添付 2.3.1.9-6

3.

試験結果及び漏えい量の影響について
実証試験時のメカニカルシールへの熱水注入の系統構成の概要を

第 5 図に示す。ＳＢＯ時のＲＣＩＣ又は高圧代替注水系運転時における原子炉冷却材圧力及び温度を包絡した熱水並びに圧力変動を加えた熱水を試験容器下部からメカニカルシール室へ注水し，試験中の漏えい量を測定した。
ＳＢＯ時における冷却水喪失時を模擬した実証試験を実施した結果，高温の熱水の浸入によりメカニカルシールの O リングの一部が損傷するものの，その損傷部分を通って外部に漏えいする経路により漏えい量は制限されるため，完全ではないものの，ある程度のシー ル 機 能 を 有 し 続 け る こ と で ， 試 験 時 間 が 24 時 間 以 上 に お い て も ，
最 大 漏 え い 量 は 約 0.6t／ h で あ っ た 。
ＲＣＩＣ等の注水流量及び逃がし安全弁から放出される冷却材流量 と 比 較 し て も 十 分 小 さ い（ Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ の 注 入 流 量 の 約 1％ ）こ と か ら
炉内インベントリの観点で事象進展に及ぼす影響は小さく，また，格納容器への熱負荷は小さいことから格納容器健全性に影響を与えることはない。

添付 2.3.1.9-7

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に含まれる事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋直流電源失敗 ※ ＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」，②「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）」及び③「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＵ）」である。
※(2)

直流電源失敗により非常用ディーゼル発電機の起動ができなくなる。

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，
全交流動力電源喪失と同時に直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が発生することを想定する。このため，原子炉隔離時冷却系が機能喪失して原子炉注水ができず，逃がし安全弁による圧力制御に伴う蒸気流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，直流電源喪失又は機器故障により唯一の原子炉注水手段である原子炉隔離時冷却系が機能喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流電源の電源供給機能に加えて高圧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。
2.3.2-1

したがって，本事故シーケンスグループでは，常設代替直流電源設備か
ら電源を給電した高圧代替注水系による原子炉注水によって事象発生約 8時間後まで，その後低圧代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了したところで逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水によって事象発生約 24
時間後まで炉心を冷却し，常設代替交流電源設備による給電後に残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として高圧代替注水系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧代替注水系（可搬型）による炉心冷却を継続する。
また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。
これらの対策の概略系統図を第 2.3.2−1 図に，手順の概要を第 2.3.2−
2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.3.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2
2.3.2-2

時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）24 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 5 名である。
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，現場操作を行う重大事故等対応要員は 13 名である。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，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水の調整操作を行うための重大事故等対応要員 2 名並びに代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイの系統構成操作及び流量調整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 2.3.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）24 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認 ※１
外部電源が喪失するとともに，全ての非常用ディーゼル発電機等が機
能喪失 ※ ２ する。これにより所内高圧系統（6.9kV）の母線が使用不能となり，全交流動力電源喪失に至る。
全交流動力電源喪失の発生により原子炉がスクラムする。同時に直流電源が機能喪失し，これによって原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで，設計基準事故対処設備の注水機能を全て喪失する。また，全交流
動力電源喪失の確認より，低圧代替注水系（可搬型）の準備を開始する。
※1

直流電源喪失時には平均出力領域計装等による原子炉スクラムの確認はできないが，直流電源が失われることで，スクラムパイロ
ット電磁弁が無励磁となるため原子炉のスクラムに至る。また，原2.3.2-3

子炉スクラムに失敗している場合には逃がし安全弁によるサプレ
ッション・チェンバへの蒸気放出が頻繁に発生するため，その動作状況から原子炉スクラム失敗を推定できるものと考える。
※2

本 事故 シー ケ ンスグ ルー プの重 要 事故シ ーケ ンスは 「 2.3.2.2

炉心損傷防止対策の有効性評価」のとおり，「外部電源喪失＋直流
電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」であるが，直流電源喪失により非常用ディーゼル発電機を起動できなくなり，高圧炉心冷却失敗として高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障も想定することから，「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」により，必然的に全交流動力電源喪失となる。
ｂ．高圧代替注水系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，中央制御室からの遠隔操作によって高圧代替注水系を手動起動し，原子炉注水を開始することにより，原子炉水位が回復する。
原子炉水位回復後は，運転員による高圧代替注水系蒸気供給弁の手動開閉操作によって炉心を冠水維持可能な範囲に制御する。なお，原子炉水位の制御に必要な弁の電源は常設代替直流電源設備から供給される。
事象発生から 24 時間にわたって常設代替直流電源設備により直流電源の供給は可能である。
高圧代替注水系による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域），高圧代替注水系系統流量等である。
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
直流電源喪失により各種制御電源を喪失し，中央制御室からの電源回復が困難となるため，早期の交流電源回復不可と判断する。これにより，常設代替交流電源設備の準備を開始する。
2.3.2-4

ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備については，「2.3.1.1(3)ｅ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備」と同じ。
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
逃がし安全弁による原子炉急速減圧については，「2.3.1.1(3)ｆ．逃
がし安全弁による原子炉急速減圧」と同じ。
ｆ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水については，「2.3.1.1(3)ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」と同じ。
ｇ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却について
は，「2.3.1.1(3)ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却」と同じ。
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，「 2.3.1.1(3)ｉ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」と同じ。
ｉ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱については，「2.3.1.1(3)ｊ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱」と同じ。

2.3.2.2

炉心損傷防止対策の有効性評価
2.3.2-5

(1)有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，外部電源喪失を起因事象とし，直流電源を喪失すること及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障により全ての非常用ディーゼル発電機等及び全ての注
水機能を喪失する「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」である。加えて，評価上，非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔
離時冷却系の機能喪失（本体故障）を想定する。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力
過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭ
ＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
2.3.2-6

本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.3.2−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系並びに高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機が機能喪失するものとする。これらにより，非常用ディーゼル発電機等及び直流電源を制御電源としている原子炉隔離時冷却系が機能喪失するものとする。また，非常用ディーゼル発電機
等及び原子炉隔離時冷却系の本体故障を想定する。

(c)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。起因事象として，外部電源を喪失するものとしている。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に期待しないものとする。

(b)

高圧代替注水系
2.3.2-7

運転員による高圧代替注水系蒸気供給弁の遠隔での手動開閉操作によって注水する。本評価では設計値である 136.7m３ ／h（ 7.86MPa［ gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（可搬型）
逃がし安全弁による原子炉減圧後に，最大 110m ３ ／h にて原子炉注
水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。また，原子炉注
水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，50m ３ ／h にて原子炉へ注水する。

(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）の流量で注水するものとする。

(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m３ ／h
にて格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水2.3.2-8

温度 32℃において）とする。

ｃ．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)

高圧代替注水系による原子炉注水操作は，事象判断の時間及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失のみならず，直流電源喪失時を考慮しても中央制御室内で十分対応可能と考えられる操作の時間余裕を考慮して事象発生から 25 分後に開始する。

(b)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始する。

(c)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉急速減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。

(d)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［ gage］に到達した場合に実施する。なお，
格納容器スプレイは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水を開始する前に停止する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代
替交流電源設備による交流電源の供給開始後に，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

2.3.2-9

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.2−4 図から第 2.3.2−9 図に，
燃料被覆管温度，高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移を第 2.3.2−10 図から第 2.3.2−12 図に，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・
プール水温度の推移を第 2.3.2−13 図から第 2.3.2−16 図に示す。
※

シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。
一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が燃料有効長
頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原
子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムし，また，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系の自動起動に失敗した後，高圧代替注水系を手動起動することにより原子炉水位は維持される。再循環系ポンプについては，外部電源喪失により，事象発生とともに 2 台全てがトリップする。
事象発生から約 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了し，その後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）
2.3.2-10

7 個を手動開することで，原子炉の急速減圧を実施し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を開始する。原子炉の急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下するが，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
（添付資料 2.3.2.1，2.3.2.2）
事象発生から 24 時間経過した時点で，常設代替交流電源設備による交
流電源の供給を開始し，その後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も原子炉水位は適切に維持される。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を行い，常設代替交流電源設備による交流電源の供給を開始した後は残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を行う。格納容器除熱は，事象発生から約 24 時間経過
した時点で実施する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.3.2−10 図に示すとおり，初期値（約309℃）を上回ることはなく，1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
原子炉圧力は，第 2.3.2−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa［gage］ 以下に抑えられる。原子炉冷却2.3.2-11

材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.3.2−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（可搬型）による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約 24 時間
後に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.3.2.3）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間の余裕を評価するものとする。
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）では，全交流動力電源喪失と同時に原子炉隔離時冷却系が機能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，事象進展に有意な影響を与えると考えられ2.3.2-12

る操作として，高圧代替注水系による原子炉注水操作，逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）の準備操作含む。）及び代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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については，「2.3.1.3 (1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同じ。
（添付資料 2.3.2.4）(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
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2.3.2−2 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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはな
く，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t
2.3.2-13

に対応したものとしており，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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（格納容器圧力に応じて格納容器スプレイを実施すること）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，格納容器体積（サプレッション・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，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。
機器条件の高圧代替注水系は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。
冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
2.3.2-14初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値の約 309℃以下となることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器スプレイにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の高圧代替注水系は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
2.3.2-15

合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.2.4）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の高圧代替注水系による原子炉注水操作は，解析上の操作
開始時間として事象発生から 25 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，原子炉隔離時冷却系の機能喪失のみならず，
直流電源喪失時を考慮しても中央制御室内で十分対応可能と考えられる操作の時間として設定していることから，操作開始時間は解析上の設定よりも早まる可能性があり，原子炉注水の開始時間も早まることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，解析上の操
作開始時間として事象発生から 8 時間 1 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，認知時間，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より早まる可能性があるが，原子炉急速減圧操作を実施するまでの間は高圧代替注水系による原子炉注水が維持されること
2.3.2-16

から，原子炉水位維持の観点で問題とならない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷 却 操 作は ， 解 析 上 の 操 作 開始 時 間 と し て 格 納 容器 圧 力 0.279MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操作においては，格納容器スプレイの操作実施基準（格
納容器圧力 0.279MPa［gage］）に到達するのは，事象発生の約 13 時間後であり，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の準備操作は格納
容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ操作が可能である。また，格納容器スプレイ操作も同様に格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。よって，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。操作開始時間が遅れた場合においても，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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要員を配置しており，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の高圧代替注水系による原子炉注水操作は，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は解析上の設定よりも早くなる可能性があるが，操作開始時間が早くなった場合においても原子炉水位が燃料有効長頂部を下回らないことから，評価項目となる
2.3.2-17

パラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，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よりも早くなる可能性があるが，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水に移行するまでの期間は高圧代替注水系により原子炉注水が確保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ない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作は，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。
（添付資料 2.3.2.4）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
操作条件の高圧代替注水系による原子炉注水操作については，事象発生から 39 分後（操作開始時間の 14 分程度の時間遅れ）までに高圧代替注水
系による注水が開始できれば，炉心の冠水はおおむね維持することができ，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足することから，時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作については，低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしている
が，低圧代替注水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断
2.3.2-18

から 170 分程度であり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 13
時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.2.4，2.3.2.5）

(4)

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

2.3.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」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，「2.3.2.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 6 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。

2.3.2-19

(2)必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」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。
ａ．水源

高圧代替注水系及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水並びに代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却スプレイに必要な水量は，「2.3.1.4(2)ａ．水源」の必要水量とほぼ同じであり，必要な水源は確保可能である。
（添付資料 2.3.2.6）

ｂ．燃

料「2.3.1.4(2)ｂ．燃料」と同じであり，常設代替交流電源設備（常設
代替高圧電源装置 5 台）による電源供給，可搬型代替注水中型ポンプ（2台）による原子炉注水及び格納容器スプレイ及び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 2.3.2.7）

ｃ．電

源

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 4,510kW 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 5 台）は連続定格容量が約 5,520kW 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。
2.3.2-20

蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，事象発生後 24 時間の直流電源供給が可能である。
（添付資料 2.3.2.8）

2.3.2.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，
全交流動力電源喪失と同時に直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が発生し，これにより原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケ
ンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として高圧代替注水系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段，代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重要
事故シーケンス「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，高圧代替注水系による原子炉注水，低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
2.3.2-21

その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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，高圧代替注水系等による原子炉注水，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）等による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケ
ンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対して有効である。

2.3.2-22

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-23

↑

→

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

→

※1

①②

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

②

※2

※1 海へ

←

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

①②

←

②

※2

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)※1①②↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

→

①②

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

②
↑

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧代替注水系による原子炉注水段階）

凡

外部電源

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-24

↑

←

※1

①②

→

①②

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

②

※2

→

※1

→

※2

②

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)①②←→低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

②
↑

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→

①②

※1 海へ

①②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-25↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

→

※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

↑

↑

→

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→
残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

凡（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）

例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）全交流動力電源喪失発生 ※ １

直流 電源 喪 失発 生 ※ ２

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ ３ ， ４

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ※ ５ 及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁 機能 ） によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認

：プ ラン ト 状態
：判 断
： 操作 及び 判 断

再循 環系 ポ ンプ 停止 の 確認

：解 析上 考 慮し ない 操 作：重 大事 故 等対 応要 員 （現 場 ）の みの 作 業：運 転員 と 重大 事故 等 対応 要 員（ 現場 ）回復 は 解 析 上 考 慮せず

交流電源駆動ポンプによる原子炉注水機能喪失を確認の共 同作 業

原子炉隔離時冷却系機能喪失を確認 ※ ６（11 分 ）

（約 25 分）高圧代替注水系の起動準備操作開始 ※ ７

高圧代替注水系起動（高圧代替注水系による原子炉注
水開始）

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系 （ 可搬 型 ）の起 動準 備 操作 ※ ９タン クロ ー リに よる燃 料給 油 操作

使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作

早期 の電 源 回復 不能 の 確認 ※ １ ０

原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系） ※８（約 3 時 間 ）サプレッション・プール水温度
65℃到達

可搬 型代 替 直流 電源
装置 によ る 非常 用直流母 線へ の 給電 操作

ⅡNo

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ
注水準備完了Yes

代替 の注 水 系準 備操 作
電源 確保 操 作対 応

（約 8 時 間 ） 逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉急速減圧操作 ※ １ １ ，１ ２
（約 8.1 時 間）

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始

原子炉水位不明
でないことの確認

回復は解析上考慮
せず

代替 の注 水 系に よる
原子 炉注 水 操作

Ⅰ

水位不明

水位不明ではない

原子 炉満 水 操作 ※１３

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１４（約 13 時間 ）常設 代替 交 流電 源設 備 によ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達（24 時 間 ）可搬型代替注水中型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるドライウェルスプレイ開始

代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプによるドライウェルスプレイ可能

常設 代替 交 流電 源設 備 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作 ※ １ ５

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電操 作

No
可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

代替 の格 納 容器 スプ レ イ準 備 操作

Yes
（約 24 時間 ）残留 熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作 並び に残 留 熱除 去 系（ 格納容 器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作又 は残 留熱 除 去系 （ サプ レッション・プール冷却系）によるサプレッション ・ プー ル冷 却 操作 ※ １ ６

残留 熱除 去 系（低圧注水系）による原子炉注水を継続す るこ と で， 原 子炉 水位 を 維持 し，残留 熱除 去 系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器 スプ レ イ又 は 残留 熱除 去 系（サプレ ッシ ョ ン・プール冷却系）によるサプレッション・プー ル 冷却 を 継続 する 。また ，原子炉 建屋 ガ ス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪 失 して いる 設 備の 復 旧 に努 め
ると とも に ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切 り替 え ，冷 温 停止 状態 と する 。

Ⅳ

緊急 用海 水 系又 は代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残
留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）に よる 原 子炉 注水 操作 並 びに
残留 熱除 去 系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 ）によ る 格納 容器除 熱又 は 残留 熱除 去 系（ サプ レッ シ ョ ン・プ ー ル冷 却系） によ る サプ レッ シ ョン ・ プー ル冷 却 操作Ⅰ
技術 基準 上 の全ての要求事項を満たすことや全てのプラ ント 状 況に おいて 使用 す ることは困難であるが，プラント状況によっては ，事故 対応 に
有効 な設 備 となる可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代 替 注水 系（ 可搬型 ）及 び消 火系（ディーゼル駆動）による原子炉注水も実施 可 能で あ る。
Ⅱ
常設 代替 直 流電源設備が使用できない場合は，技術基準上 の 全て の 要求
事項 を満 た すことや全てのプラント状況において使用するこ と は困 難 である が，プラ ント状況によっては，事故対応に有効な設備と な る可 搬 型代
替直 流電 源 装置により必要な負荷に直流電源を供給する。
Ⅲ
電源 容量 に より使用できる設備が限られるが，常設代替交 流 電源 設 備が使用 でき な い場合は可搬型代替低圧電源車により受電する。
Ⅳ
技術 基準 上 の全ての要求事項を満たすことや全てのプラ ント 状 況に おいて 使用 す ることは困難であるが，プラント状況によっては ，事故 対応 に
有効 な設 備 となる可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容 器 スプ レ イ
冷却 系（ 可 搬型）及び消火系（ディーゼル駆動）による格納 容 器ス プレ イ
も実 施可 能 である。
Ⅴ
緊急 用海 水 系を用いた残留熱除去系の使用も可能である 。
技術 基準 上 の全ての要求事項を満たすことや全てのプラ ント 状 況に おいて 使用 す ることは困難であるが，プラント状況によっては ，事故 対応 に
有効 な設 備 となる代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除 去 系の 使 用も可 能で あ る。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系による原子炉注水及び格納容器スプレイ 並び に 常設 低
圧代 替注 水 系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）によ る 原子 炉 注水 及
び代 替格 納 容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプ レ イも 実 施可能で ある 。

Ⅲ

可搬型代替低圧電源車
は，常設代替交流電源設
備と 同等 の 電源 供給 不 可Ⅴ

代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操
作並びに常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ
冷却 系（ 常 設） によ る 格納 容 器冷 却操 作

※１

【有 効性 評 価の対象としていないが他に取り得る手段】

第 2.3.2−2 図

代替 の格 納 容器 スプ レ イに よ る
ドラ イウ ェ ルス プレ イ 実施

外 部 電 源 が 喪 失 し， か つ 全 て の 非 常 用 ディ ー ゼ ル 発 電 機 等か ら の 受 電 に 失 敗 す るこ と に よ り ， 全 ての 所 内 高 圧 系 統 （6.9kV）が 使 用 不 能 となった 場合 。
※２ 全 交 流動 力電 源 喪失 及 び蓄 電池 の 機能 喪失 に より 直流 電 源喪 失 を想 定す る 。直 流 電源 喪失 は ，中央 制御 室 にて ，照 明の 消灯 ，非 常用 ディ ー ゼ
ル発 電機 の 機器 ラン プ 表示 ， 機器 故障 警 報， 非常 用 交流 母線 電 圧， 直 流母 線電 圧 等に より 判 断す る。
※３ 直 流 電源 喪失 時 には ，平 均出 力領 域計 装等 に よる 原子 炉 スク ラ ム確 認は で きな いが ，直 流電 源 喪失 に伴 い スク ラム パイ ロッ ト 電磁 弁が 無 励磁とな り原 子 炉ス クラ ム が発 生 する 。また ，原子 炉ス ク ラム に失 敗 して いる 場 合は ，炉心 での 蒸 気発 生量 が 多く なり 圧 力設 定点 の高 い 逃が し安
全弁 が作 動 し， また 作 動頻 度 も高 くな る こと から ， 原子 炉圧 力 （Ｓ Ａ ）を 監視 す るこ とで 原 子炉 スク ラ ムの 成 功／ 失敗 を 推定 でき る 。
※４ 重 大 事故 等発 生 を通 信 連絡 設備 に より 確認 し た現 場作 業 員は 退 避を 実施 す る。
※５ 主 蒸 気隔 離弁 は 制御 電 源が 喪失 す るこ とで 閉 とな る。
※６ 直 流 電源 の機 能 喪失 に よる 原子 炉 隔離 時冷 却 系の 機能 喪 失及 び 原子 炉隔 離 時冷 却系 の 本体 故障 に よる 機 能喪 失を 想 定す る。
※７ 高圧 代 替注 水 系の 起 動操 作 は 以下 によ り 判断 す る 。また，高圧代替注水系起動準備には，原子炉隔離時冷却系との蒸気供給ライン隔離確認又は隔離操作を含む。
・全 交流 動 力電 源喪 失 及び 直 流電 源喪 失 に伴 う高 圧 注水 機能 喪 失※８ 高 圧 代替 注水 系 によ り ，原 子炉 水 位を 原子 炉 水位 低（ レ ベル ３ ）か ら原 子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） の間 に 維持 する 。
※９ 全 交 流動 力電 源 喪失 に 伴う 低圧 注 水機 能喪 失 を確 認し た 場合 は ，速 や かに 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる原 子炉 注 水の 準備 を 開始 す る。な お，低圧 代替 注 水系（ 可搬 型 ）及 び代 替 格納 容器 スプ レ イ冷 却系（ 可搬 型 ）に は 同じ 可搬 型代 替 注水 中型
ポン プを 用 いる 。
※１ ０ 直 流電 源喪 失 によ り 各種 制御 電 源を 喪失 し ，中 央制 御 室か ら の電 源回 復 が困 難と な るた め， 早 期の 交 流電 源回 復 不可 と判 断 する 。
※１ １ サ プレ ッシ ョ ン・プ ール 水温 度 がサ プレ ッ ショ ン・プ ール 熱 容量 制限（ 原子 炉が 高 圧の 場合 は 65℃ ）に 到達 又 は 超過 した 場 合は ，低圧 で原子炉 注水 可 能な 系統 又 は低 圧 代替 注水 系 1 系統 以上 起 動で きた 後 に原 子 炉減 圧操 作を 実施 す る。実 際 の操 作で は，原子 炉 圧力 が低 下 し可 搬
型代 替注 水 中型 ポン プ を用 い た低 圧代 替 注水 系（可 搬 型 ）に よる 原 子炉 注水 が 開 始さ れた 後 に高 圧代 替 注水 系 が停 止す る が ，可 搬型 代 替注
水中 型ポ ン プを 用い た 低圧 代 替注 水系（ 可搬 型 ）の 原 子炉 水位 回 復性 能を 確 認す る観 点で ，原 子炉 減圧 開 始と 同時 に 高圧 代替 注水 系 は停 止する 想定 と して いる 。
※１ ２ 原 子炉 減圧 時 には 原 子炉 水位 計 凝縮 槽内 の 原子 炉冷 却 材の 減 圧沸 騰に よ り原 子炉 水 位の 指示 値 の信 頼 性が 損な わ れる おそ れ があ るた め ，原子炉 水位 不 明で ない こ とを 確 認す る。 原 子炉 水位 不 明は ，以 下 のい ず れか によ り 判断 する 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気 温度 と 原子 炉圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不 明領 域 に入 った 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電 源が 喪 失し た場 合・原 子炉 水 位の 指示 値 のば ら つき が大 き く燃 料有 効 長頂 部以 上 であ る こと が判 断 でき ない 場 合※１ ３ 原 子炉 水位 不 明の 場 合は ，原子 炉圧 力容 器 を満 水と し ，原子 炉圧 力 とサ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 の差 圧 を確 認す るこ と で ，原 子炉 水 位が燃 料有 効 長頂 部以 上 であ る こと を確 認 する 。
※１ ４ 可 搬型 代替 注 水中 型 ポン プを 用 いた 低圧 代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よ り，原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低（ レベ ル ３）から 原子 炉 水位 高（レ ベル８） の間 に 維持 する 。
※１ ５ 復 電時 に不 要 な負 荷 が起 動す る のを 防止 す るた めの 負 荷切 離 しを 含む 。
※１ ６ 残 留熱 除去 系 は，原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ）に て 残留 熱除 去 系（ 低圧 注水 系 ）に 切り 替え ，原 子 炉水 位高（レ ベル ８）にて 残留 熱 除去 系（ 格納容 器ス プ レイ 冷却 系 ）又 は 残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 冷却 系） に 切り 替え る 。

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の対応手順の概要
2.3.2-26

Ⅵ

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

1人

中央監視
運転操作指揮

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

原子 炉水 位 異常 低下 （レ ベ ル２ ） 到達
プラ ント 状 況判 断

操作項目

乾電池式内蔵型照明の準備

40

原子 炉ス ク ラム
約4分

当直発電長

30

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

20

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

2人
A，B

3人
C，D， E−●乾電池内蔵型照明（ヘッドライト等）の準備

25分

高 圧 代替 注水 系に よ る原 子炉 注 水 開始

1分

● 全交 流動 力 電源 喪 失確 認
● 原子 炉ス ク ラム の 確認
●ター ビ ン停 止の 確 認

状況判断

2人
A，B

−

−

●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力
制御の確認

10 分

●再循 環 系ポ ンプ 停 止の 確 認●交流 電 源駆 動ポ ン プに よ る原 子炉 注 水機 能 喪失 確 認●直流電源喪失の確認●原子 炉 隔離 時冷 却 系機 能 喪失 の確 認

高圧代替注水系
起動操作
電源確保操作対応
原子炉水位の調整操作（高圧代 替
注水系）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作●高圧代替注水系による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作

【1人】
A

−

−

−

−

2人
a，b

【1人】
A

−

−

−

−

8人
c〜j

−

3人
C， D，E

3人
k， l， m●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

4分
6分

適宜 実施

● 電源 回復 操 作

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持● 高圧代替注水系による原子炉注水の調整操作● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等 の操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

第 2.3.2−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.2-27

解 析上 考慮 し ない

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8時間 1分

操作の内容

原子 炉減 圧開 始
約13時間

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達

24時 間

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

原 子 炉 水 位の 調 整 操 作（高圧代替注水系）

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

可 搬 型 代 替注 水 中 型 ポ
ン プ を 用 いた 低 圧 代 替
注 水 系 （ 可搬 型 ） の 起
動準備操作

−

−

−

−

−

3人
C， D，Eタ ン ク ロ ーリ に よ る 燃
料給油操作

−

−

逃 が し 安 全弁 （ 自 動 減圧 機 能 ） によ る 原 子 炉
急速減圧操作【1人】
B

原 子 炉 水 位の 調 整 操 作(低圧代替注水系（可搬型）)
常 設 代 替 高圧 電 源 装 置に よ る 非 常用 母 線 の 受
電準備操作

−

−

【2人】
C， D

8人
c〜j
【2人 】
c，d
3人
k， l， m2人
（参 集 ）

原 子炉 水位 を 原子 炉 水位 低（ レベ ル ３）
か ら 原 子 炉水 位 高 （レ ベ ル ８ ）の 間に維持● 高圧 代替 注 水系 に よる 原子 炉 注水 の 調 整 操作

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系
統構成操作

125 分
90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作●逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

4分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

2人
（参集）

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

※
【1人】
B

−

−

−

【 1人 】
E

【1人 】
k
【3人 】
k，l， m−常 設 代 替 交流 電 源 設 備に よ る 緊 急用 母 線 の 受
電操作

【1人】
B

−

−

常 設 代 替 交流 電 源 設 備に よ る 非 常用 母 線 の 受
電操作

【1人】
B

−

−

【 1人 】
E

【1人】
A

−

−

【1人】
C

【1人】
A

−

2人
A， B

3人
C，D， E

2人（参 集 ）●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

30 分

解析上， 事象発 生24時 間の交流電 源回復 は考慮 し
ない

185 分

●非常用母線の受電準備操作(現場）●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却の系統構成操作

175 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●非常用母線の受電操作

9分

解析上， 事象発 生24時 間の交流電 源回復 は考慮 しない
解析上， 事象発 生24時 間の交流電 源回復 は考慮 しない●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−
原子 炉 水位 高（ レベ ル ８）に て 格納 容器 ス プレ イ 又は サプ レ ッシ ョン・プー
ル冷 却 開始 への 切 替 操作を 実 施 し，原 子 炉水 位低 （レ ベル ３） にて 原子 炉注
水へ の 切替 操作 を 実 施●残留 熱 除去 系（低圧注水系）に よる 原子 炉 注水 並びに残留 熱 除去 系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器除熱又は残 留 熱 除 去 系 （サプレッション・プール冷却系）に よ る サプ レッ シ ョ ン ・プ ー ル冷 却 の交互運転操作

解析上考慮 しない
スロッシ ングに よる水 位低下があ る場合 は代替 燃料プール 冷却系 の起動 までに実施す る※使 用 済 燃 料プ ー ル の 除
熱操作

必要要員合計タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給油−

可搬 型 代 替注 水 中型 ポ
ンプ を 用 いた 代 替格 納
容器スプレイ冷却系（可 搬 型 ）に よ る格 納
容器冷却操 作

残留 熱 除 去系 （ 低圧 注
水系 ） に よる 原 子炉 注
水操 作 並 びに 残 留熱 除
去系 （ 格 納容 器 スプ レ
イ冷 却 系 ）に よ る格 納
容器 除 熱 操作 又 は残 留
熱除 去 系 （サ プ レッ ション ・ プ ール 冷 却系 ）によるサプレッション・プール 冷却操 作

残 留熱 除去 系（低圧注水系）に よる 原子 炉注水及び残 留 熱除 去系 （格納容器スプレイ冷却系）によ る格 納 容器 スプ レイ の交互運転開始

【1人】
（参集）

●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

適宜 実 施●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分−●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分

13人 a〜 m（ 参集 要員 6人）

第 2.3.2−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.2-28

解析上考慮 しない
約25時間 後まで に実施 する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa［gage］）

10

高圧代替注水系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は原子炉圧力が降下し，崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位（シュラウド内水位）

高圧代替注水系による原子炉
炉心上部プレナム 水位の維持

15

原子炉水 位（シュラウ ド内水位）

（ｍ）

(m)

10

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位の維持

高出力燃料集合体
燃料有効長頂部
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 8 時間）

5

注水開始後
徐々に水位が回復

燃料有効長底部

炉心下部プレナム

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.3.2-2920（ｍ）

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

高圧代替注水系の起動／停止
による原子炉水位の維持(m)

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
シュラウド外レベル 2

シュラウド内（高出力燃料集合体）

10

レベル 1
燃料有効長頂部

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 8 時間）

5

注水開始後
徐々に水位が回復

燃料有効長底部

シュラウド内炉心下部プレナム

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

1000

800

注水流量

注水流量

600

(m ３ ／h)（m3/h）

400

低圧代替注水系（可搬型）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

高圧代替注水系による注水（原子炉水位
低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−7 図

注水流量の推移

2.3.2-30

5000

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による原子炉減圧（約 8 時間）

4000

蒸気流量

蒸気流量

3000

2000
（t/h）
(t／h)
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個開放による水量減少（減圧と同時に高圧代替注水
系が停止することを想定）（約 8 時間）

原子炉圧力 容器内の保有水量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

400

低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止による水量増減

高圧代替注水系の起動／停止による水量増減

300

200

100

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.3.2-31

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度

(℃)
（℃）

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す。

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.21
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

ボイド率
ボイド率
（−）
(−)

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減0.4
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−11 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

2.3.2-32

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

注水の継続により未飽和となりボイド率が低下する

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−12 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.2-33

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇

ドライウェルサプレッション・チェンバ

最大圧力：約 0.28MPa［gage］（約 13 時間）
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）

0.4(MPa［gage］)(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による圧力上昇の抑制（13.7kPa［gage］到達後）ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−13 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる。
300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
(℃)
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減に伴い，格納容器への放熱量が変動することから上下する。

200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）
100

（℃）

最高温度：約 141℃（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−14 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.2-34168

20

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

低圧代替注水系（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−15 図

サプレッション・プール水位の推移

300

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）

200ー

サプレッション・プール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−16 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.2-35

168

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備
外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機等 緊 急 用 125V
が 全 て 機 能 喪 失 し 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 と な 系蓄電池
り，原子炉はスクラムするが，直流電源喪失 逃がし安全弁
により平均出力領域モニタ等による確認がで （ 安 全 弁 機
きない。原子炉圧力の推移及び逃がし安全弁 能） ＊の動作状況等により原子炉の停止状態を推定する。
高圧代替 注水系 による原 事象発生後に原子炉隔離時冷却系の自動起動 高圧代替注水
子炉注水が確認できない場合，高圧代替注水系を手動 系起動し原子炉注水を開始する。これにより原 緊 急 用 125V
子炉水位は回復し，以降炉心を冠水維持可能 系蓄電池
な範囲に制御する。
低圧代替注水系（可搬型） 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 可搬型設備用による原子炉注水準備
準備として，系統構成並びに可搬型代替注水 軽油タンク
中型ポンプの準備及びホース敷設を実施する。また，可搬型代替注水中型ポンプの水源への補給及び燃料給油準備を実施する。
逃がし安 全弁に よる原子 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 緊 急 用 125V
炉急速減圧の準備完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能） 系蓄電池
7 個による原子炉急速減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊低圧代替注水系（可搬型） 原子炉急速減圧操作後に，低圧代替注水系（可 可搬型設備用による原子炉注水搬型）による原子炉注水を実施する。
軽油タンク
全交流動 力電源 喪失及び原子炉スクラム確認＊

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
原子炉圧力（ＳＡ）−−

可搬型代替注水中型ポンプ
タンクローリ

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系系統流量−

原子炉圧力（ＳＡ）−

可搬型代替注水中型ポンプ
タンクローリ

原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認
代替格納 容器ス プレイ冷却系（可 搬型） による格
納容器冷却残留熱除 去系（ 低圧注水系）による原子炉注水

残留熱除 去系（ 格納容器
スプレイ 冷却系 ）による格納容器除熱全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（2／2）
手

順

常設設備
格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した 可搬型設備用
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 軽油タンク
により格納容器冷却を実施する。また，低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続する。

常設代替高圧電源設備による交流電源供給
後，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
可搬型代替注 ドライウェル圧力
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊残留熱除去系系統流量 ＊常設代替交流電源設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊残留熱除去系
海水系 ＊軽油貯蔵タンク
残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水 常設代替交流
残留熱除去系系統流量 ＊ドライウェル圧力
位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した 電源設備
サプレッション・チェンバ圧力後，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） 残留熱除去系
ドライウェル雰囲気温度
による格納容器除熱を実施する。
（格納容器ス
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
プレイ冷却
−
＊
サプレッション・プール水温度系）
残留熱除去系
海水系 ＊軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（1／6）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300 t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 気相部：3,300m３

設計値を設定設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.3.2−2 表項目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（2／6）
主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設計値

6.983m（通常運転範囲の下限値） 通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定
32℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度
として設定

外部水源の水温35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失事故条件

全交流動力電源喪失
安全機能の喪失に対する仮定

外部電源

送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとして設定
125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系並びに高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機の機能喪失を想定して設定

原子炉隔離時冷却系

評価上，原子炉隔離時冷却系の機能喪失（本体故障）を想定して設定

外部電源なし起因事象として，外部電源を喪失するものとして設定

第 2.3.2−2 表
項目

原子炉スクラム信号

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（3／6）（
主要解析条件

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05
1.05 秒）

条件設定の考え方
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

高圧代替注水系事 象 発生 25 分後 に手 動起 動 し， 設 計値 である
136.7m ３ ／h（7.86MPa
7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］）
にて注水

原 子 炉 圧 力 （ MPa ［ gage］）

重大事故等対策に関連する機器条件

設計値を設定高圧代替注水系ポンプによる注水特性

流 量 （ m ３ /h）

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（4／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁
逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係から設定第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（5／6）（

目

主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

３（格納容器スプレイ実施前）
最大 110m ／h（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（可搬型）

原子炉圧力 (MPa［ dif］ )1.5

可搬型代替注水中型
ポンプ 2 台による
注水特性

1

0.5

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

50m ３ ／h（格納容器スプレイ実施後）（格納容器スプレイ実施後）設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

130m ３ ／h にて格納容器内へスプレイ

残留熱除去系（低圧注水系）

0.14MPa dif］ に お い て ）（ 最 大1,605m ３ ／ h（ 0.14MPa［
1,676m ３ ／h）にて注水）にて注水

残留熱除去系ポンプ 1 台
による注水特性残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692m
1,692 ３ ／h にて格納容器内にス
プレイ
・伝熱容量は，熱交換器
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度
32℃において）

残留熱除去系の設計値として設定
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき，熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（6／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

高圧代替注水系の起動操作

事象発生 25 分後

事象判断の時間等を考慮して事象発生から 11 分後に開始するものとし，操作時間は，原子炉隔離時冷却系のみならず，
直流電源喪失時を考慮しても中央制御室内で十分対応可能と考えられる操作の時間余裕を考慮して設定

常設代替交流電源設備からの受電

事象発生 24 時間後

本事故シーケンスの前提条件として設定

逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作

事象発生 8 時間 1 分後

余裕時間を確認する観点で 8 時間後に可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮して設定

事象発生 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源設備からの受電後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作

添付資料 2.3.2.1
蓄電池による給電時間評価結果について

重大事故等対処設備に電源供給を行う常設代替直流電源設備として ， 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 1 系 統 を 有 し て い る 。
高 圧 代 替 注 水 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，緊 急 用 直 流 125V 主 母 線
盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。全 電 源
喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，高圧代替注水
系を起動し，原子炉への注水を行う。同蓄電池からの電源供給として は ， 電 源 供 給 開 始 か ら 負 荷 の 切 離 し を 行 う こ と な く ， 24 時 間 に わ
たり高圧代替注水系による注水に係る負荷を含む必要な負荷に電源を供給するものとして評価する。
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 必 要 負 荷 容 量 は 約 5,524Ah ※ １ と な り ，緊 急用 125V 系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ ２ で あ る こ と か ら ，24 時 間 に わ たり高圧代替注水系の運転継続を含む必要な負荷への電源供給が可能
で あ る 。（ 第 1 表 ， 第 1 図 ）※1

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ）に お い て は ，事 象 発 生 の 約 8 時
間 後 に 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 可搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 を 開 始 し ，高 圧 代 替 注 水 系 は 停 止 す るが ，蓄 電 池 の 容 量 を 保 守 的 に 評 価 す る た め ，高 圧 代 替 注 水 系 を
24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実 施 し て い る 。

※2

蓄 電 池 容 量 は ，使 用 開 始 か ら 寿 命 ま で の 間 変 化 し ，使 用 年 数 を
経 る に 従 い 容 量 が 低 下 す る た め ，蓄 電 池 容 量 の 算 出 に 当 た っ ては ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） に よ る 保
守 率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流
添付 2.3.2.1-1

で は な く ，設 計 値 を 用 い て い る こ と か ら ，必 要 容 量 に 対 し て 余裕を持った容量を設定している。

(1)

常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階

第 1表

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

放 電 時 間 と 放 電 電 流 （ A）

負荷名称
6. 9 kV 緊 急 用 Ｍ ／ Ｃ ト リ ッ プ ・ 投 入
48 0 V 緊 急 用 Ｐ ／ Ｃ ト リ ッ プ ・ 投 入ＳＡ制御盤，ＳＡ監視盤，ＳＡ変換器盤
高圧代替注水系制御盤
常設代替高圧電源装置遠隔操作盤
計測装置※３
逃がし安全弁（自動減圧機能）Ａ系
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
緊 急 用 12 5V 系 蓄 電 池 室 水 素 濃 度 計
緊急用無停電電源装置※４
緊急用無停電電源装置制御電源
高圧代替注水系注入弁
高圧代替注水系タービン止め弁
原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ出口弁
原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
高圧代替注水系ミニフロー弁
高圧代替注水系ミニフロー弁
非常用逃がし安全弁駆動系電動弁
合 計 （ A）

※3

負荷容量評価0〜 1 分

1 〜 14 4 0 分

約 1 , 84 4

約 1 81

計測装置の内訳は以下のとおり。
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線 モ ニ タ（ Ｓ ／ Ｃ ），Ｄ Ｂ ／ Ｓ Ａ 分 電 盤（ 区 分 Ⅰ ）（突合わせ給電 除 く ） ， Ｄ Ｂ ／ Ｓ Ａ 分 電 盤 （ 区 分 Ⅱ ）（ 突 合 わ せ 給 電 除 く ）添付 2.3.2.1-2

※4

緊急用無停電電源装置の内訳は以下のとおり。
ＳＡ監視操作盤，使用済燃料プール監視カメラ制御盤，ＳＡ監
視 盤 ，Ｓ Ｐ Ｄ Ｓ 収 集 盤 ，可 搬 型 照 明（ Ｓ Ａ ），衛 星 電 話 設 備（ 固定）※5高 圧 代 替 注 水 系 は 起 動 後 ，高 圧 代 替 注 水 系 タ ー ビ ン 止 め 弁 の 開
閉 操 作 に よ り 原 子 炉 水 位 の 調 整 す る た め ，蓄 電 池 の 容 量 評 価 に
お い て は 36 回（ 8 時 間 の 運 転 を 想 定 す る 有 効 性 評 価 の 解 析 結 果
で は 12 回 の 開 閉 操 作 を 実 施 し て い る 。 崩 壊 熱 低 下 と と も に 開
閉 操 作 間 隔 は 長 く な る も の の ，負 荷 容 量 を 保 守 的 に 評 価 す る 観
点 か ら ， 事 象 発 生 か ら 8 時 間 運 転 の 3 倍 と な る 36 回 の 開 閉 操
作 を 考 慮 し た 。）の 開 閉 操 作 を 考 慮 し ，時 間 当 た り の 平 均 電 流
値として考慮する。

添付 2.3.2.1-3

放電時間
24 時間

放 電 電 流 （ A）
1分

1440 分
▼▼2,000
約 1,844A
1,800・遮断器動作完了
・高 圧 代 替 注 水 系 電 動 弁 動 作 完 了

1,600
1,400
1,200

1,000
800
600
400
約 181A200
0

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

第 1図6,000Ah

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

添付 2.3.2.1-4

負荷曲線

添付資料 2.3.2.2
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代替注水系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）では，約 8 時
間の高圧代替注水系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図及び第 2 図に高圧代替注水系の系統構成概略を示す。
高圧代替注水系の起動から約 8 時間の継続運転のために代替直流電源を必要とする設備として，計測制御設備及び電動弁があるが，これら に 電 源 供 給 が 可 能 で あ る こ と は 添 付 資 料 2.3.2.1 に て 確 認 し て い る 。
事故時には代替直流電源の容量以外にも，サプレッション・プール
水温度の上昇や常設高圧代替注水系ポンプ室温度及び中央制御室温度の上昇が，高圧代替注水系の運転継続に影響することも考えられるため ， そ の 影 響 に つ い て も 確 認 し た 。（ 第 1 表 参 照 ）第 1 表に記載したそれぞれの要因は高圧代替注水系の約 8 時間継続
運転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.2.2-1

第 1表

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系の継続運転への影響評価

要因

影響概要

評

価

サプレッション・

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 に よ り ，高常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 第 一 水 源 で あ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ

プール水温度上昇

圧代替注水系ポンプのキャビテーションやポン
プ 軸 受 の 潤 滑 油 冷 却 機 能 が 阻 害 さ れ ，高 圧 代 替 注

ー ル を 水 源 と し た 場 合 ，事 象 発 生 後 約 8 時 間 で の 水 温 は 約 9 9 ℃ とな る 。（ 第 3 図 ）水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

こ の と き の 高 圧 代 替 注 水 系 の 有 効 吸 込 み 水 頭（ Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ ）は ，類似 シ ス テ ム で あ る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ と 比 較 評 価 し ，有 効
Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ 評 価 条 件 で あ る 静 水 頭（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 低
レ ベ ル 〜 ポ ン プ 吸 込 み レ ベ ル ）及 び 配 管 設 計 が 類 似 と な り ，静 水
頭 及 び 配 管 圧 損 に 大 き な 差 異 が 生 じ な い こ と か ら ，サ プ レ ッ シ ョン ・ プ ー ル 水 温 上 昇 時 に お い て も ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 同

添付 2.3.2.2-2

様 ，必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ に 対 し 有 効 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ が 上 回 る た め ，キ ャ ビ テ ーシ ョ ン は 発 生 し な い 。ま た ，温 度 耐 性 の 観 点 か ら も ，高 圧 代 替 最
高 使 用 温 度 120℃ で 設 計 す る た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度上昇による高圧代替注水系の 8 時間運転継続への影響はない。
常設高圧代替注水系ポンプ室温度上昇

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の ポ ン プ ，電 気 制 御 系 統 ，弁 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ） 時 の 常 設 高 圧 代 替 注 水 系
タ ー ビ ン 等 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 ポ ン プ 室 温 度 を 評 価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約
度 は 65.6℃ を 想 定 し て い る 。 全 交 流 動 力 電 源 喪
失 時 は 換 気 空 調 系 が 停 止 し て い る た め ，高 圧 代 替

6 5 ℃（ 初 期 室 温 4 0 ℃ ）で あ り ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の 設 計 で 想 定
し て い る 6 5 . 6 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン

注水系が設置される高圧代替注水系ポンプ室温が 65.6℃ を 超 え ， 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 運 転

プ室温度上昇によって高圧代替注水系の 8 時間継続運転は阻害さ
れ な い 。（ 添 付 資 料 2 . 3 . 2 . 2 補 足 資 料 ）に影響を与える可能性が考えられる。
中央制御室温度上昇

中央制御室に設置する高圧代替注水系制御盤の設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 は 40℃ で あ

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ ）は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長期 Ｔ Ｂ ）と ほ ぼ 同 様 の 事 象 進 展 で あ り ，中 央 制 御 室 の 温 度 評 価 にる 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失 で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す
る た め ，中 央 制 御 室 温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，高 圧

当 た っ て は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 直 流 電 源 の 熱 負 荷に包含されることから，全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

代替注水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

時 の 中 央 制 御 室 温 度 は ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 評 価
結 果 と 同 様 で あ り ，制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度
4 0 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，中 央 制 御 室 温 度 上 昇 に よ っ て 高 圧 代
替 注 水 系 の 8 時 間 継 続 運 転 は 阻 害 さ れ な い 。（ 添 付 資 料 2 . 3 . 1 . 3 ）第 1図高圧代替注水系系統概要図

添付 2.3.2.2-3

F064

F063

MO

MO

主蒸気系よりRCICへ
MO

トリップ電磁弁
遠隔トリップ

高圧代替注水系
蒸気供給弁

トリップ
装置

振動/速度トリップ

トリップ
排気弁

：蒸気配管（高圧）：蒸気配管（低圧）：水系配管（高圧）：水系配管（低圧）
：電気信号

制御盤

トリップリセット

ポンプ吐出ﾄﾘｯﾌﾟ/
ｽﾛｯﾄﾙ弁圧力ガバナ

添付 2.3.2.2-4

トリップリセット
（手動）

速度
検出器

ベンチュリノズル

振動
検出器

ポンプ吸込
加速度
トリップボルト
潤滑水室（ケーシング内包）

潤滑水室
圧力調整器

サイクロン
セパレータ

蒸気出口

第 2図

常設高圧代替注水系ポンプ周り系統図

300

サプレッション・プール水温度200

約 8 時間時点の温度
約 99℃

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

100

(℃)

(℃ )
0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.3.2.2-524添付資料 2.3.2.2

補足資料

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系ポンプ室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 4 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，室温が評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制される。

高温側の部屋躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋

温度（℃）

高温側の室温躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体コ ンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第4図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.2.2-6

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

常設高圧代替注水系ポンプ室の条件
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：692m３・容・熱 容 量：715kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 2 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 3 表に示す。

第2表

常設高圧代替注水系ポンプ室

時間
（h）
発熱負荷
（kW）

第3表
時間（h）
0
1
2
3
4
5
6
7
8

※1
※2

発熱負荷

0

1

2

3

4

5

6

7

8

14.5

14.5

14.5

14.6

15.1

15.6

16.0

16.5

16.9

常設高圧代替注水系ポンプ室
配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定（℃） ※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
87
94
99

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管（kW）
機器（kW）
9.5
5.0
9.5
5.0
9.5
5.0
9.6
5.0
10.1
5.0
10.6
5.0
11.0
5.0
11.5
5.0
11.9
5.0

注水配管以外にはタービン側配管がある。保守的に最高使用温度が 0h〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。

添付 2.3.2.2-7

②

常設高圧代替注水系ポンプ室に隣接する部屋の温度
第 4 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 5 図に常設高圧
代替注水系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

第4表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件（℃）

設定理由

原子炉棟

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少ないことから，夏季設計温度 40℃に余裕を見た値を設定。

99.0

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時のサプ
レッション・プール水温度の約 8 時間後までの最高値を設定。

20.0

水戸市の地中温度の最高となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料（農業気象資料第 3 号,1982）」）

サプレッショ
ン・チェンバ地中

添付 2.3.2.2-8

原子炉建屋地下 2 階 ※１

原子炉建屋地下 1 階※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第5図

常設高圧代替注水系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.2.2-9

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W／m2 ・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率評価壁面

物性値 ※２

熱伝導率1.6（W／m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2／s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）において，事象発生 8 時後の常設高圧代替注水系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室温度は，全交流
動力電源喪失（長期ＴＢ）の評価結果と同様であり，制御盤の設計で想定している環境の最高温度 40℃以下であり，設計で考慮している温度を超過しないため，高圧代替注水系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃()

時間 (h)

第6図

常設高圧代替注水系ポンプ室温の推移

添付 2.3.2.2-10

参考資料
高圧代替注水系の高温耐性評価について

有効性評価の「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，事象発生から
約 8 時間後まで高圧代替注水系を用いた原子炉注水に期待し，約 8 時間以降は原子炉を減圧し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行する。事象発生の約 8 時間後に実施する原子炉減圧操作に伴うサプレッション・プール水温度の増分は 20℃程度であり，また，本評
価におけるサプレッション・プール水温度の最高値は約 138℃であることから，
仮に約 8 時間後以降も原子炉減圧を実施せずに高圧代替注水系による原子炉注水を継続した場合には，サプレッション・プール水温度の最高値は 120℃程度となる。
高圧代替注水系を 24 時間後まで運転継続した場合に，サプレッション・プー
ル水温度の上昇が運転継続性に与える影響について以下の通り評価した。
常設高圧代替注水系ポンプ室の室温評価については，事象発生から 8 時間後までは本資料で示した環境条件に基づき評価し，8 時間後以降は保守的にサプ
レション・プール水温度を 120℃として評価した。その結果，室温の最高値は
約 70℃となり，設計温度の 65.6℃は超えているが，常設高圧代替注水系ポンプ室に設置されている計装設備等は程度までは機能上問題ないため，高圧代替注水系の運転継続に支障はない。(第 1 図，第 2 図参照)
中央制御室の室温評価については，事象発生から 24 時間後の最高値が約 40℃であり，制御盤の設計で想定している環境の最高温度 40℃と同程度であることから高圧代替注水系の運転に影響はない。(第 3 図参照）
以上により，常設高圧代替注水系ポンプ室の室温評価が設計温度を超えることが想定されるが，実力評価上運転継続に影響はなく，全交流動力電源喪失時においても事象発生から 24 時間にわたり高圧代替注水系の運転継続が可能で添付 2.3.2.2-11

あることを確認した。

添付 2.3.2.2-12

添付 2.3.2.2-13
第1図

常設高圧代替注水系ポンプ高温耐性評価

室 内 温 度 ℃()

時間 (h)

第2図

常設高圧代替注水系ポンプ室温の推移図

室 内 温 度 ℃()

時間 (h)

第3図

中央制御室室温の推移図

添付 2.3.2.2-14

添付資料 2.3.2.3
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
原子炉安定状態の確立について
高圧代替注水系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替注水
中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰 囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確立される。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度は僅かに上昇傾向となる。ただし ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.2.3-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.2.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 が冠 水 維持 する 場 合 では 燃料 被 覆管 温度 は上
昇し ない た め不 確か さは 小 さい 。操 作 手 順（ 原子 炉 減圧 後速 やかに低 圧注 水 に移 行す るこ と ）に 変わ り は なく ，燃 料 被覆 管温 度を操作 開始 の 起点 とし てい る 運転 員等 操 作 はな いこ と から ，運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，原子炉水
位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水 維持 さ れる ため ，燃 料 被覆 管の 最 高 温度 は初 期 値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，操 作
手順 （ 速や かに 注 水手 段 を準 備す る こと ）に 変 わり はな く ，燃 料
被覆管温度を操作開始の起点とす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。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 等 によ る格 納 容器 除熱 操 作の 起
点が 変 更さ れる 。 しか し なが ら， 原 子炉 水位 は おお むね 燃 料有 効
長頂 部 を下 回る こ とな く ，炉 心は お おむ ね冠 水 維持 され る ため ，
燃料 被 覆管 の最 高 温度 は 初期 値 （約 309℃） を 上回 るこ と はな い
こと から ， 運転 員等 の判 断 ・操 作に 対 し て問 題と な らな い。

解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価する が ，原 子炉 水 位は おお むね 燃 料有 効 長頂 部を 下 回る こと なく ，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上 回る こと 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。
燃料被覆管温度を高めに評価することから，破裂判定は厳しめの
結果 を与 え る。
なお，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上 回る こと 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。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

添付資料 2.3.2.4

不確 かさ

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.2.4-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る
必要 のな い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被
覆管 温度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系の注 水タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性
はないと考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

有効性評価解析では原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がなく，解析コードは炉心内の二相水位変化をおおむね同等に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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
向が 確認 さ れて いる 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 で ある と考 え ら れ， 実機 体 系に おい ては
不確 かさ が 小さ くな るも の と推 定さ れ ， 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 で きて いる こ とか ら， 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 る代 替格 納容器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型 ）に 係る 運 転 員等 操作 時 間に 与え る影
響は 小さ い 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 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 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却系（ 可搬 型 ）に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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であり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.3.2.4-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.3.2.4-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大 線出 力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による水 位低 下 量は約 4cm で あ り非 常に 小 さ い 。し たが っ て，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し た が って ，事 象進 展 に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

最 確 条 件 と し た 場 合 は， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩 和さ
れ る が ， 操 作 手 順 （ 原子 炉 減 圧 後 速 や か に 低 圧 注 水 に移行 す る こ と ） に 変 わ りは な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開始 の 起 点 と し て い る 運転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確 条件 と した 場合 は，燃 料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 されるが ，原 子炉 水 位は おお む ね燃 料有 効 長頂 部を 下回 る ことなく ，炉 心は お おむ ね冠 水 維持 され る た め，燃料 被覆 管 の
最高 温度 は 初期 値の 約 309℃ 以下 とな るこ とか ら，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力
初期条件

添付 2.3.2.4-5

条件 設定 の 考え 方

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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 る 蒸 気 量 は 少 な く な り，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 緩和 さ れ ， ま た ， 炉 心 露 出 後 の 燃料
被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩和 さ れ ， そ れ に 伴 う 原 子 炉 冷 却材の 放 出 も 少 な く な る こと か ら ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲気
温 度 の 上 昇 が 遅 く な るが ， 操 作 手 順 （ 格 納 容 器 圧 力 に応じ て 格 納 容 器 ス プ レ イを 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 響は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 の 開 始 時 間 は 遅く な る 。 た だ し ， ゆ ら ぎ に よ る格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は ， 格 納 容器
ス プ レ イ の 実 施 に 伴 い飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度 の ゆら
ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 する 蒸気 量 は 少な くな り，原 子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，また ，炉 心 露出 後の 燃料 被 覆管
温度 の上 昇 は緩 和さ れ，そ れに 伴う 原 子炉 冷却 材の 放 出も少な くな る こと から ，格 納 容器 圧力 及 び雰 囲気 温度 の 上昇
は遅 くな る が，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 は 格納
容器 スプ レ イに より 抑制 さ れる 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 。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 圧 力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す 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。 ただ し ，ゆ らぎ によ る 格納 容器 圧 力 の変 動 は 3kPa 程
度と 非常 に 小さ く，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に与 え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，格納 容 器雰 囲気 温 度 は，格納 容器 ス プ
レイ の実 施 に伴 い飽 和温 度 とな り，初 期温 度の ゆら ぎ 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 響は 小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より
大き めの 水 量と なる が，ゆ らぎ の幅 は 非 常に 小さ い。例 えば，サ プ レッ ショ ン・プー ルの 水 量は 3,300m ３ で ある の に
対し ，ゆ ら ぎに よる 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合
は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が って，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 響は 小さ い 。

目

格納 容器
雰囲 気温度

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

57℃

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定

設計 値
設計 値（ 通常 運転 時 のサ プレ ッ ショ
ン・プー ル水 位の 下 限値 に基 づ き設定）

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 大 き め の 水 量 と な るが ， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い。
例え ば，サプ レッ シ ョン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に対 し， ゆ らぎ によ る 水量 変化 は約 42m ３ であり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小さ
い 。 し た が っ て ， 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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度
初期条件

添付 2.3.2.4-6

真空 破壊 装置

6.983m（通常運転範囲の下限値）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

35℃

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 と 同 等 以 下 と な る 。32℃ の場
合 は ， 解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 等 で あ る こ と か ら 運 転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 高 ま り 格 納容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 され る 。 こ の た め ， 格 納 容 器 圧 力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，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 響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる サ プレ
ッシ ョン・プー ル 水温 度と 同 等以 下と なる 。32℃ の場 合は ，
解析条件と最確条件は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 はな い。32℃ 未満 の場 合 は，サプレ ッシ ョ ン・プー ルで の 圧力 抑制 効 果が 高ま り格 納 容器
圧力 の上 昇 は緩 和さ れる 。この ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温と 同 等 以 下 と な る 。35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条件
は 同 等 で あ る こ と か ら運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はな い 。35℃ 未 満 の 場 合は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧力
抑 制 効 果 が 高 ま る こ とか ら ， 同 等 の 効 果 を 得 る た め に必要 と な る ス プ レ イ 水 量が 少 な く な り ， 外 部 水 源 を 用 いた
格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 を起
点 と す 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。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温と同等 以下 と なる 。35℃の 場 合は ，解 析 条件 と最 確条 件 は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 ない 。35℃ 未満 の場 合 は，格納 容 器ス プレ イに よ る圧
力抑 制効 果 が高 まる が，運 転員 等操 作 に 変わ りは な く，格
納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレイ開始時の圧 力で 決 定さ れる ため ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの 水温 を 設定

外部 水源 の温度

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

最確 条件

35℃ 以下

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目

初期条件

最確 条件

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因 事象

外部電源喪失−全交流動力電源喪失−

安全 機能 の 喪失に対する 仮定

原子炉隔離時冷却系
外部 電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-7

事故条件

解析条件

原子 炉ス クラム

逃が し安 全弁

外部電源なし原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）−

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉手動減圧操
作時）
作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減逃がし安全弁（自動減圧機能） 7 個 を 開放 す
圧機能）7 個を開放することによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 水 源 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 水 源 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 燃 料 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 燃 料 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定125V 系 蓄 電池 Ａ系 及び 125V 系蓄 電
池Ｂ系並びに高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機の機能喪失を想定し て設 定評価 上，原 子 炉隔 離時 冷 却系 の機 能喪失 （本 体 故障 ）を 想定 し て設 定
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定
原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

−

−

−

−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し な い 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早 くな
る た め ， 原 子 炉 か ら サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 流 出 する
蒸 気 量 が 減 少 す る こ とで ， 原 子 炉 水 位 の 低 下 が 遅 く なるが ， 操 作 手 順 （ 速 や かに 注 水 手 段 を 準 備 す る こ と ） に変
わ り は な く ， 運 転 員 等操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。また ， 同 様 に 格 納 容 器 圧力 ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位
及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 遅 く な り，
こ れ ら の パ ラ メ ー タ を操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員 等操
作の 開始 時 間は 遅く なる 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，原子 炉熱 出 力の 低下 が早 く なる
ため ，原 子炉 か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出す る 蒸気
量が 減少 す るこ とで ，原 子 炉水 位の 低 下並 びに 格納 容 器圧
力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 が 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 が大 き く なる 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

高圧 代替 注水系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

解析条件

最確 条件

事象発生 25 分後に手動起動
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて注水事象発生 24 時間 10 分
後に 手 動 起動 し ，1,605m ３ ／ h （ 0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）（1 系
統当たり）事象発生 25 分 後に 手
動起動136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて 注 水
事象発生 24 時 間 10 分
後に手動起動し，1,605m ３ ／ h（ 0.14MPa［dif］にお いて ）（ 最大 1,676m ３ ／ h ） （ 1
系統当た り ）重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-8

最大 110m ３ ／h（ 格納容器スプレイ実施前）

最大 110m ３ ／ h（ 格 納容器スプ レ イ実 施前 ）50m ３ ／ h（ 格 納 容 器 ス
プレイ実施後）50m ３ ／ h（ 格 納 容 器 ス
プレイ実 施 後）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

130m ３ ／ h に て 格 納 容
器内へスプレイ130m ３ ／ h に て 格 納 容器内へス プ レイ

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
残留 熱除 去 系（サプレッシ ョン・プール冷却系）

・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692m ３ ／h にて格納容器内にスプ
レイ
・伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW
（サプレッション・プール水温度
100℃，海水温度
32℃において）・原子炉 水 位を 原子 炉
水位 高（ レ ベル ８）まで 上昇 さ せた 後に 1,692m ３ ／h にて
格納 容器 内 にス プ
レイ・伝熱 容量 は，熱交 換器 1 基当 た り約
43MW（サ プ レッ ショ
ン・ プー ル 水温 度
100℃ ， 海水 温度
32℃ にお い て）

条件 設定 の 考え 方

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

設計 値を 設 定
高圧 代替 注 水系 は，ター ビン 回 転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ
てい る

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値と し て設 定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ス プ レ イ 流 量 及 び 伝 熱容 量 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件 と同等 で あ る こ と か ら ， 事象 進 展 に 影 響 は な く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

スプ レイ 流 量及 び伝 熱容 量 は，解析 条 件と 最確 条件 と 同等
であ るこ と から ，事 象進 展 に影 響は な く，評価 項目 と なる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

低圧 代替 注水系
（可 搬型）
設計 に基 づ き，併 用 時の 注入 先 圧力
及び系統圧損を考慮しても確保可
能な 流量 を 設定

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必 要な ス プレ イ流 量を 考 慮し ，設定

残留 熱除 去 系の 設計 値と し て設 定
伝熱 容量 は，熱交 換 器の 設計 性 能に
基づ き，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／5）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

高圧代替注水系の 起動 操 作

事象発生 25
分後添付 2.3.2.4-9

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響事象判断の時間を考慮して事象発生から 11 分後に開始するものとし，操作時間は，原子炉隔離時
冷却系のみならず，直流電源喪失時を考慮しても
中央制御室内で十分対応可能と考えられる操作の時間余裕を考
慮して設定

【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中 央 制御 室に て 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障 警報，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る 。可 搬 型照 明の準備 に 1 分 ，事 象初 期の 状 況判 断に 余 裕 時間 を含 め 10 分 を 想定 して い る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 分を 設定 し てお り， 十分 な 時間 余裕 を確保 して い るこ とか ら，認知 遅 れが 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 影 響は 非常 に小さ い。
【要 員配 置 】
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 とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
高圧 代替 注 水系 に必 要な 負 荷の 電源 切 替 操作 とし て 4 分，高 圧代 替注 水 系の 起
動操 作と し て 6 分を 想定 し ，余 裕時 間 を 含め て操 作 時間 とし て 10 分 を 設定 し
てい る 。い ずれ も 中央 制御 室 の制 御盤 の スイ ッチ に よる 簡易 な操 作 であ り ，操作所 要時 間 が長 くな る可 能 性は 非常 に 低 く，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時 間に 影
響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
全電源喪失時の状況を考慮して可搬型照明を確保した後に操作を実施する想定と して お り，ま た ，中 央制 御 室の 制御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であ ること から ，誤操 作 は起 こり に くく ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可
能性 は非 常 に小 さい 。

原子炉隔離時冷却系の機能喪失のみならず，直流 電源 喪 失時 を考慮しても中央制御
室内で十分対応可能と考えられる操作の時間として設定している こと か ら，操作 開
始時間は解析上の設定よりも早まる可能性が あり ，原 子 炉注 水の開始時間も早まること から ，運 転 員等 操
作時間に対する余裕は大 きく な る。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性がある が，操 作開 始時 間が早くなった場合においても原子炉水位が燃料有効長頂部を下回 らな 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。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

事象 発生 から 39 分 後（操 作開 始 時間の 14分程 度の 時 間遅 れ）までに 高圧 代 替注 水系によ る注 水 が開 始できれ ば，炉 心の 冠水 は
おお むね 維 持す ることが でき ，炉心 の著 し
い損 傷は 発 生せ ず，評
価項 目を 満 足す ることか ら，時 間余 裕が ある。 （添 付 資料
2.3.2.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の外部電源喪失から全電源喪失の認知後の高圧代替注水系の起 動操 作 まで 25分としているとこ
ろ，訓練実績は約14 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-10

逃 がし 安 全弁に よる 原 子炉
急速 減圧 操 作

事象発生 8 時
間 1 分後

条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

余裕時間を確認する観点で事象
発生 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，
原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機器 故障 警報 ，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る。可搬 型 照明 の準備 に 1 分 ，事 象 初期 の状 況 判断 に余 裕 時間 を含 め 10 分を 想 定し てい る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 分 を設 定し て おり ，十 分な 時 間余 裕を確保 して い るこ とか ら ，認知 遅れ が操 作 開 始時 間に 影 響を 及ぼ す影 響 は非 常に
小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ア クセ スル ート に 被害 があ る 場 合で も ，ホ イ ール ロー ダ 等に て必 要なアク セス ル ート を復 旧で き る体 制と し て いる 。要 員 の移 動時 間に 20 分， 可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 急 速 減 圧 操 作 と し て 余 裕 時 間 を 含 めて 1 分 を 設定
して いる 。中 央制 御 室の 制御 盤 のス イッ チに よる 簡 易な 操作 であ り，操 作所 要
時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら ，操 作 開始 時間 に与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 ，低 圧 代替 注
水系（ 可搬 型 ）によ る
原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁 の操 作 時間 は，時間余裕を含めて設定して いる こ とか ら，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時
間より早まる可能性があ るが ，同 一 の運 転員による並列操作はなく ，不 確か さ 要因 により操作開始時間に与え る影 響 は小 さく ，
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。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性がある が，低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子炉注水に移行するまでの期間は高圧代替注水系により原子炉注水が確保されている こと か ら，評価 項
目となるパラメータに与 える 影 響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

本操作は低圧代替注
水系（可 搬 型）の準 備
完了後に実施するもので あり ，評価 上は 余
裕時間を確認する観点で 事象 発 生の 8 時 間
後に準備が完了する
もの とし て いる が，低圧代替注水系（可搬型）の準 備 に要 する 時
間は事象初期の状況
判断 から 170 分 程度 であり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水中型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 と想定している。要員の 移動 時 間は 20分以内であり，可
搬型代替注水中型
ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等
では 約 154 分。 原
子炉注水のための系統構成は，移動も含め所要時間を125 分 と 想 定 し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 115
分，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，所要時 間を 1 分と 想定しているところ
訓練実績等では約1 分 。想 定し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-11

低圧代替注
水系（可搬
型）に よる 原
子炉注水に
用いる可搬
型代替注水
中型ポンプ
への燃料給
油操 作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水）」と同 様
であ り， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 操 作所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 めて 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。ま た，以降 ，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 のと ころ ，訓練実績等により約 18 分。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-12

代替格納容
器スプレイ
冷却 系（ 可搬型）によ る格
納容器冷却操作

格納容器圧力0.279MPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使
用圧力に対する
余裕を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チェ ンバ 圧 力を 継続 監
視し てお り ，ま た ，格 納 容器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（ サ プレ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 0.279MPa[gage]）に到 達す る の は事 象発 生約 13 時 間後 であ り ，比 較
的緩 やか な パラ メー タ変 化 であ るこ と か ら，認知 遅れ が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 当直 運 転員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場）及 び重 大事 故等 対 応要 員を 配 置 して いる 。これ らの 要員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要 員配 置 が操 作開 始 時間 に与 え
る影 響は な い。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子 炉注 水の た めの 系統 構
成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り ，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十分 な時 間
余裕 を確 保 して いる こと か ら，操作 所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開 始時 間に 与える 影響 は ない。また ，代 替格 納 容器 ス プレ イ冷 却 系（可 搬型 ）は，低 圧代 替
注水 系（ 可 搬型 ）と ポン プ 等を 共用 し てい るが ，原 子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ
イの 流量 を 同時 に確 保可 能 なポ ンプ 容 量 を備 えて い るた め，原子 炉 注水 と格 納
容器 スプ レ イの 同時 運用 が 可能 であ る 。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（現 場）及び 重 大事 故等 対 応要 員の 現場 操 作は ，操 作の 信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤 操作 は 起こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

実態の運転操作において は，格納 容器 ス プ
レイの操作実施基準（ 格 納 容 器 圧 力
0.279MPa［gage］）に到達 する の は，事 象 発
生の 約 13 時 間後 で あり，代替 格納 容器 ス プ
レイ 冷却 系 （可 搬型 ）の準備操作は格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ実 施可 能 であ る。また，格納 容器 スプ レ イ
操作も同様に格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ準 備が 可 能で ある 。
よっ て，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 。操 作開 始時 間 が遅れた場合においても，格納 容器 の限 界 圧
力は 0.62MPa［ gage］
であ るこ と から，格 納
容器の健全性という点では問題とはならない 。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
要員 を配 置 して おり ，他の操作との重複もない こと か ら，他 の 操
作に与える影響はない。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響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 時間 余 裕

訓練 実績 等格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生 から 約 13 時間 あり，準備 時 間が 確保 できる こと か ら，時間 余裕が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は，所 要 時間 を 175分想定しているところ，訓練実績等
では約 124 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表
項

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（5／5）

目

常設代替交
流電源設備
から の受 電解析上の操作開始条件

条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響操作 時間 余 裕

本事故シーケンスの前提条件として設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

事象発生 24
時間 10 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，残留熱除去
系の起動操作に要する時間を考慮して設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

操作条件

添付 2.3.2.4-13

事象発生 24時間後

残留熱除去
系 （低圧注水
系）に よる 原
子炉注水操
作及び残留
熱除 去系（格
納容器スプレイ冷却系）による格納容器
除熱操作訓練 実績 等訓練 実績 等 より ，
運転 員及 び 重大 事
故等 対応 要 員（ 現場） によ る 常設 代替交 流電 源 設備 による 非常 用 母線 の受電 準備 及 び受 電
操作 を実 施 し， 約
170 分 で受 電が 実
施可 能で あ るこ とを確 認し た 。想 定
で意 図し て いる 運転操 作が 実 施可 能
なこ とを 確 認した。
中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間 を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は，約 4分。想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認 した 。

添付資料 2.3.2.5
原子炉注水開始が遅れた場合の時間余裕について

高圧代替注水系の起動操作は，状況判断及び高圧代替注水系の起動操作に要する時間を考慮して，解析上，事象発生 25 分後に開始するものとしている。高圧代替注水系は，原子炉の減圧操作をしなくても高圧で原子炉注水が可能な系
統であり，少なくとも原子炉水位が燃料有効長頂部に到達する前までに起動操作を実施することで炉心のヒートアップを防止することが可能である。
このため，高圧代替注水系の起動操作に係る操作時間余裕を把握するため，原子炉注水が実施されない場合に原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの時間を感度解析により確認した。この結果，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するのは，事象発生約 39 分後であり，少なくとも 14 分の時間余裕が確保されている。

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部

燃料有効長底部

5

（ｍ）
(m)
(m)
0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）
SA3NT2SBO99AG4NS005

第1図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

添付 2.3.2.5-1

添付資料 2.3.2.6
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.2.6-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，高圧代替注水系
により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.2.6-2

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

積 算 注 水 量 (m３ )可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始

4,300m３
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.2.6-3

添付資料 2.3.2.7
7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.2.7-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

2.3.3.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に含まれる事
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，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」，②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋
逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」では，全交流
動力電源喪失と同時に逃がし安全弁 1 個が開状態のまま固着し，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで，原子炉注水機能を喪失することを想定する。
このため，開状態のまま固着した逃がし安全弁からの蒸気流出により原
子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，逃がし安全弁 1 個が開固着し，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損
傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流電源供給機能に加えて高圧注水機能及び低圧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。
したがって，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁 1 個の開固2.3.3-1

着によって，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は，所内常設直流電源設備より電源を給電した原子炉隔離時冷却系により炉心を冷却し，原子炉隔離時冷却系による注水停止後は，低圧
代替注水系（可搬型）による注水の準備が完了した後，逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（可搬型）により炉心を冷却し，常設代替交流電源設備による給電及び残留熱除去系（低圧注水系）による注水の準備が完了した以降は残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（低圧注水系）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 2.3.3−1 図に，手順の概要
を第 2.3.3−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.3.3−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2
2.3.3-2

時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）24 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ための当直運転員 5 名である。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名及び現場操作を行うための重大事故等対応要員 13 名である。
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，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
イの系統構成操作及び流量調整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 2.3.3−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，24 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認
外部電源が喪失するとともに，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失する。これにより，所内高圧系統（6.9kV）の母線が使用不能となり，全交流動力電源喪失に至る。全交流動力電源喪失の発生により原子炉がスクラムしたことを確認する。また，全交流動力電源喪失の確認より，低圧代替注水系（可搬型）の準備を開始する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始するこ
2.3.3-3

とにより，原子炉水位が回復する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を確認するために必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁 1 個の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
中央制御室からの操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電
機等の起動ができず，非常用高圧母線（6.9kV）の電源回復ができない場
合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替交流電源設
備の準備を開始する。
逃がし安全弁開固着による原子炉圧力低下を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備として，原子炉建
屋原子炉棟内の操作にて原子炉注水に必要な電動弁（原子炉注水弁及び残留熱除去系注入弁）の手動開操作を実施する。
屋外操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備及びホース敷設を実施する。また，可搬型代替注水中型ポンプの燃料給油準備を実施する。
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備が完了後，中央制
御室からの遠隔操作によって再閉鎖に失敗した 1 個に加えて逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個を手動開操作し原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
2.3.3-4

ｆ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水逃がし安全弁 1 個の開固着及び逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力以下であることを確認し，原子炉建屋原子炉棟内の操作にて電動弁（原子炉圧力容器
注水流量調整弁）を手動開し，屋外操作にて高所東側接続口の弁の開操作を実施することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。
ｇ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合又はドライ
ウェル雰囲気温度が 171℃に接近した場合は，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
原子炉建屋原子炉棟内の操作にて格納容器冷却に必要な電動弁（残留熱除去系Ｄ／Ｗスプレイ弁，代替格納容器スプレイ注水弁及び代替格納
容器スプレイ流量調整弁）の手動開操作を実施することで格納容器冷却が開始される。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水と代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は同時に実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）等である。
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
常設代替交流電源設備による交流電源供給を確認後，低圧代替注水系
2.3.3-5

（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却で使用した残留熱除去系の電動弁を待機状態とする。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系海水系を手動起動する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備が完了した時点で,低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｉ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）運転から残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転に切り替える。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱に，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）まで低下した場合は，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。
原子炉水位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した後，原子炉注水を停止し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を再開する。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱時に，格納容器圧力が 13.7kPa［gage］まで低下した場合は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に切り替え
2.3.3-6

る。

以降，炉心冷却及び格納容器除熱は，残留熱除去系により継続的に行う。

2.3.3.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機を喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能を喪失し，逃がし安全弁の再閉失敗により蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下した後は，原子炉隔離時冷却系を喪失し，全ての注水機能を喪失する「外部電源喪失＋
ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力
過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭ
ＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。
2.3.3-7

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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.3.3−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力
電源を喪失するものとする。さらに，逃がし安全弁 1 個の開固着が発生するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。起因事象として，外部電源を喪失するものとしている。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
2.3.3-8蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に期待しないものとする。
(b)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系が原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動
し，136.7m３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。

(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には再閉鎖に失敗した 1 個に加えて逃がし安全弁（自動減圧機能）（6 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理す
るものとする(d)

低圧代替注水系（可搬型）
逃がし安全弁による原子炉減圧後に，最大 110m ３ ／h で原子炉注水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。また，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水を代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却と併せて行う場合は，50m ３ ／h の流量で原子炉注水するものとする。

(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(f)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m ３ ／h
2.3.3-9

にて格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。
(g)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）の流量で注水するものとする。

ｃ．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)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始する。

(b)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は，事象発生 3 時
間後から開始する。

(c)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備が完了した時点で開始する。

(d)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［ gage］に到達した場合に実施する。なお，
格納容器スプレイは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水を開始する前に停止する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代
替交流電源設備による交流電源の供給開始後に，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。
2.3.3-10

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.3−4 図から第 2.3.3−9 図に，
燃料被覆管温度，燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボ
イド率，炉心下部プレナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第2.3.3−10 図から第 2.3.3−15 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を
第 2.3.3−16 図から第 2.3.3−19 図に示す。
※

炉心露出から再冠水の過程を示すという観点で，シュラウド内の水位を示す。シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が
燃料有効長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムし，また，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動して原子炉水位は維持される。再循環系ポンプに2.3.3-11

ついては，外部電源喪失により，事象発生とともに 2 台全てがトリップする。
逃がし安全弁（1 個）が開固着しているため，蒸気の流出が継続し，事象発生から約 1.3 時間が経過した時点で原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲まで原子炉圧力が低下する。このため，原子炉隔離時冷却系が停止する。低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備が完了した時点で原子炉急速減圧及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉
注水を開始する。原子炉急速減圧は，開固着した 1 個に加えて中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）（6 個）を手動開することで実施する。逃がし安全弁（1 個）の開固着及び原子炉急速減圧による原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長
頂部を下回るが，低圧代替注水系（可搬型）による注水が開始されると原子炉水位が回復し，炉心は再冠水する。
燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は，原子炉減圧により，原子炉水位が低下し，炉心が露出することから上昇する。その結果，
燃料被覆管の伝熱様式は核沸騰冷却から蒸気冷却となり熱伝達係数は低下する。その後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水により，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率及び熱伝達係数は増減する。炉心が再冠水すると，ボイド率が低下し，熱伝達係数が上昇する
ことから，燃料被覆管温度は低下する。
平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い変化する。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（可2.3.3-12搬型）による格納容器冷却を行う。
常設代替交流電源設備による電源供給を開始した後は，事象発生から約 24 時間後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水から残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水に切り替える。原子炉水位が維持されることを確認した後，残留熱除去系による格納容器除熱を行うものとする。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.3.3−10 図に示すとおり，原子炉水位が回復するまでの間に炉心が一時的に露出するため燃料被覆管の温度が上昇し，約 746℃に到達するが，1,200℃以下となる。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
原子炉圧力は，第 2.3.3−4 図に示すとおり，逃がし安全弁の作動により，約 8.16MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダ
リにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以下であり，最高使用圧
力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑え
2.3.3-13

られ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.3.3−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（可搬型）による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約 24 時間
後に残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.3.3.1）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.3.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）では，事象発生直後の原子炉隔離時冷却系による炉心冷却には成功するが，逃がし安全弁の再閉失敗による原子炉圧力の低下により，原子炉隔離時冷却系の注水機能を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，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，逃がし安全弁
による原子炉急速減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）の準備操作含む。）及
び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは実験
2.3.3-14

結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結
果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，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代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び2.3.3-15非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，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代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に係る運転員等
操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）

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表面熱伝達の不確かさとして，実験解析では熱伝達モデルの保守性により燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不2.3.3-16

確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）(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2.3.3−2 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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはな
く，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被2.3.3-17覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（格納容器圧力に応じて格納容器スプレイを実施すること）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，格納容器体積（サプレッション・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，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。
機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被2.3.3-18

覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格
納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器スプレイにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧代替注水系（可搬型）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場
合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 3 時間 1 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，全交流動力電源喪失の認知に係る確認時
2.3.3-19

間，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，同一の運転員による並列操作はなく，原子炉への注水開始時間も早まることから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。
操作条件の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 3 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，全交流動力電源喪失の認知に係る確認時間及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備の操
作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，操作開始時間は
解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，同一の運転員による並列操作はなく，原子炉への注水開始時間も早まることから，運転員
等操作時間に与える影響も小さい。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷 却 操 作は ， 解 析 上 の 操 作 開始 時 間 と し て 格 納 容器 圧 力 0.279MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は異なる要員による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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，並列して実施する場
合がある操作は異なる要員による実施が可能であるため，この他の操2.3.3-20

作に与える影響はない。
（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，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よりも早くなる可能性があり，その場合には燃料被覆管温度は解析結果よりも低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は，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は解析上の設定よりも早くなる可能性があり，その場合には燃料被覆管温度は解析結果よりも低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，可搬型代替注水
中型ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可
能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は異なる要員による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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。
（添付資料 2.3.3.2）(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2.3.3-21

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。
第 2.3.3−20 図から第 2.3.3−22 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水操作については，運転員による原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮した場合において，事象発生から 3 時間 56 分後（操作開始時間 55 分の時間遅れ）までに逃がし安全弁による原子炉減圧操作を開始し低圧代替注水系（可搬型）による注水が開始できれば，燃料被覆管の最高温度は約 875℃とな
り 1,200℃以下となることから，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 14
時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.3.2，2.3.3.3）

(4)

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

2.3.3-22

2.3.3.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」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，「 2.3.3.1（ 3）
炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 6 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,160m３ の水が必要である。水源として，西側淡水貯水設備に約 4,300m ３ の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能であり，水源を枯渇させることなく 7 日間の注水継続実施が可能である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水については，サプレッション・
チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。
（添付資料 2.3.3.4）
2.3.3-23

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給については，保守的に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 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクにて約 800kLの軽油を保有しており，この使用が可能であることから，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給について，7 日間の継続が可能である。可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による原子炉注水及び格納容器スプレイについては，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）による原子炉注水及び格納容器スプレイについて，7 日間の継続が可能である。
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 2.3.3.5）

ｃ．電

源

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 4,510kW 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 5 台）は連続定格容量が約 5,520kW であり，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
2.3.3-24

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 2.3.3.6）

2.3.3.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」では，全交流動
力電源喪失と同時に逃がし安全弁 1 個が開状態のまま固着し，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで，原子炉注水機能を喪失し，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
手段，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに残留熱除去系（代替格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ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，原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）
及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却並びに残留熱除去系（代替格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する
2.3.3-25

ことにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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，原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力
電源喪失（ＴＢＰ）」に対して有効である。

2.3.3-26

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

外部電源

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ 系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-27

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
※1

※1 海へ

①②

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

←

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口 高所 東側
接続 口

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→↑②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

→

①②

②
↑

→

タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用 外部電源
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ 系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-28

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
→

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

①②

※1 海へ

※1

③

①②

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク③←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図※ 2 台使用

原子 炉建 屋西側 接続 口
高所 東側
接続 口

②
↑

→

←
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

①②

↑
②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能③： 逃が し 安全 弁の 開 固着 に 伴う 原子 炉 圧力 の低 下 によ り従 属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用 外部電源
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄 電池 Ａ 系及び 125V 系蓄電池Ｂ系
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-29→
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

→

※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )※ 2 台使用

原子 炉建 屋西側 接続 口高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

↑

→

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

↑

海へ ※2

←

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

※3

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）

凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）全交流動力電源喪失発生 ※ １：プ ラン ト 状態
：判 断
再循 環系 ポ ンプ 停止 の 確認

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び 逃が し 安全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る原 子 炉圧 力制 御 の確 認

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ ２ ， ３： 操作 及び 判 断：解 析上 考 慮し ない 操 作：重 大事 故 等対 応要 員 （現 場 ）の みの 作 業

逃がし安全弁開固着の確認 ※ ４

回復 は 解 析 上 考 慮せず

交流電源駆動ポンプによる原子炉注水機能喪失を確認の共 同作 業（約 3 分 ） 原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

早期 の電 源 回復 不能 の 確認 ※ ９

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ５

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系 （ 可搬 型 ）の起 動準 備 操作 ※ ８
No

原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水確認
Yes（約 2.5 時 間）タン クロ ー リに よる燃 料給 油 操作

Ⅰ
【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る 原子 炉 注水 も実 施 可能 であ る 。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に おいて 使用 す るこ とは 困 難で あ るが ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る可 搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替 注水 系（ 可搬型 ）及 び 消火 系（ ディ ー ゼル 駆 動）によ る原 子炉 注 水も 実施 可 能で あ る。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設 備が使用 でき な い場 合は 可 搬型 代 替低 圧電 源 車に より 受 電す る。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に おいて 使用 す るこ とは 困 難で あ るが ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る可 搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た格 納容 器 スプ レ イ
冷却 系（ 可 搬型 ）及 び 消火 系（ デ ィー ゼ ル 駆動 ）に よ る格 納容 器 スプ レ イ
も実 施可 能 であ る。
Ⅴ
緊急 用海 水 系を 用い た 残留 熱 除去 系の 使 用も 可能 で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に おいて 使用 す るこ とは 困 難で あ るが ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ，事故 対 応に有効 な設 備 とな る代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系の 使 用も可 能で あ る。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る 原子 炉 注水 及び 格 納容 器除 熱 並び に常 設 低圧 代
替注 水系 ポ ンプ を用 い た低 圧 代替 注水 系（常 設）に よる 原子 炉 注水 及び 代
替格 納容 器 スプ レイ 冷 却系（ 常設 ）に よ る 格納 容器 ス プレ イも 実 施可 能 である 。

炉心 損傷 な しの 継続 確 認 ※１２
炉心 損傷 が 確認 され た 場合 は，炉心損 傷後 の 対応 手順 に 移行 す る

No

代替 の注 水 系準 備操 作

（約 3 時 間 ） 逃がし安全弁 7 個による原子炉急
速減圧操作 ※ １ ３（約 3 時 間 ）（約 3.7 時 間）

代替 の注 水 系に よる
原子 炉注 水 操作

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始

回復は解析上考慮
せず

直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※ １ １

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ
注水準備完了Yes

電源 確保 操 作対 応

直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）（8 時 間）

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

原子炉圧力1.04MPa［gage］
原子炉隔離時冷却系注水停止 ※１０

使用 済燃 料 プー ルの
除熱 操作（1 時 間）

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※６，※７（約 1.3 時 間）

：運 転員 と 重大 事故 等 対応 要 員（ 現場 ）Ⅱ

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に
回復

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認
水位不明ではない

原子 炉満 水 操作 ※１４

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１５（約 14 時間 ）常設 代替 交 流電 源設 備 によ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達（24 時 間 ）常設 代替 交 流電 源設 備 によ る
非常 用母 線 の受 電操 作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるドライウェルスプレイ開始

代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプによるドライウェルスプレイ可能

常設 代替 交 流電 源設 備 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作 ※ １ ６No
可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

代替 の格 納 容器 スプ レ イ準 備 操作

Yes
（約 24 時間 ）残留 熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作 並び に残 留 熱除 去 系（ 格納容 器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作又 は残 留熱 除 去系 （ サプ レッション・プール冷却系）によるサプレッション ・ プー ル冷 却 操作 ※ １ ７

残留 熱除 去 系（低圧注水系）による原子炉注水を継続す るこ と で， 原 子炉 水位 を 維持 し，残留 熱除 去 系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器 スプ レ イ又 は 残留 熱除 去 系（サプレ ッシ ョ ン・プール冷却系）によるサプレッション・プー ル 冷却 を 継続 する 。また ，原子炉 建屋 ガ ス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪 失 して いる 設 備の 復 旧 に努 め
ると とも に ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切 り替 え ，冷 温 停止 状態 と する 。

代替 の格 納 容器 スプ レ イに よ る
ドラ イウ ェ ルス プレ イ 実施

緊急 用海 水 系又 は代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残
留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）に よる 原 子炉 注水 操作 並 びに
残留 熱除 去 系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 ）によ る 格納 容器ス プレ イ 又は 残留 熱 除去 系（ サプ レ ッ ショ ン・プー ル
冷却 系） に よる サプ レ ッシ ョ ン・ プー ル 冷却 操作

Ⅲ

可搬型代替低圧電源車
は，常設代替交流電源設
備と 同等 の 電源 供給 不 可ⅣⅤ

代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操
作並びに常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ
冷却 系（ 常 設） によ る 格納 容 器ス プレ イ 操作

※１
※２
※３
※４

Ⅵ

外 部 電源 が喪失し，かつ全ての非常用ディーゼル発電機 等か ら の受 電に 失 敗す るこ と によ り， 全 ての 所 内高 圧系 統 （6.9kV）が 使 用不 能と な った 場合 。
重 大 事故 等発生を通信連絡設備により確認した現場作業 員は 退 避を 実施 す る。
原 子 炉ス クラムは，中央制御室にて平均出力領域計装等 によ り 確認 する 。 なお ，原 子 炉ス クラ ム は， 解 析上 ，原 子 炉水 位低 下 を厳 しく す る観 点 で原 子炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）信 号 によ る もの とす る 。
主 蒸 気 隔 離弁の閉止時に原子炉圧力が逃がし安全弁の設定 圧 力 以 下 ま で低 下 す るこ と に よ り 異 常を 検 知 す る 。 逃が し 安 全弁 の 「 開 固 着 」は ， 原 子 炉 圧 力の 低 下 及び 逃 が し 安 全 弁排 気 管 温 度 の 推移 等 に より 確 認 す る こ とが で き る 。
実際 は， 逃がし安全弁の開閉操作を実施して，「開固着 」復 帰を 試 みる 。
※５ 中 央 制御 室にて，機器ランプ表示，警報，タービン回転 速度 ， 系統 流量 等 にて 確認 す る。
※６ 原 子 炉隔 離時冷却系による原子炉圧力容器へ注水は継続 する が ，逃 がし 安 全弁 から の 原子 炉冷 却 材流 出 によ り原 子 炉水 位の 回 復は 緩や か なも の とな る。
※７ 原 子 炉隔 離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位低 （レ ベ ル３ ）か ら 原子 炉水 位 高（ レベ ル ８） の 間に 維持 す る。
※ ８ 全 交 流 動 力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した場 合 は ， 速 や かに 可 搬 型代 替 注 水 中 型 ポン プ を 用 い た 低圧 代 替 注水 系 （ 可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注水 の 準 備を 開 始 す る 。 なお ， 可 搬 型 代 替注 水 中 型ポ ン プ を 用 い た低 圧 代 替 注
水系 （可 搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 型） に は同 じ 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を用 い る。
※９ 中 央 制御 室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機等 の起 動 がで きず ， 非常 用 母線 の電 源 回復 がで き ない 場合 ， 早期 の 電源 回復 不 能と 判断 す る。
※１ ０ 解 析上 ，原子炉圧力1.04MPa［gage］にて原子炉隔離 時 冷却 系 機能 喪失 を 想定 する 。
※１ １ 原 子炉 水位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格 納容 器 雰囲 気監 視 系等 によ り 格納 容器 内 の水 素 ・酸 素濃 度 を確 認す る 。
※１ ２ 炉 心損 傷は，以下により判断する（炉心損傷が確認さ れた 場 合は 炉心 損 傷後 の手 順 に移 行）。
・ド ライウェル又はサプレッション・チェンバ内の ガン マ線 線 量率 が 設計 基準 事 故相 当の ガ ンマ 線線 量 率の 10 倍以 上 とな った 場合
なお ，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ） によ る 炉心 損傷 発 生の 判断 が でき ない 場 合は ， 原子 炉圧 力 容器 温度 に より 判断 す る。
※ １ ３ 原 子 炉 減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材 の 減 圧 沸 騰 によ り 原 子炉 水 位 の 指 示 値の 信 頼 性 が 損 なわ れ る おそ れ が あ る た め， 原 子 炉 水 位 不明 で な いこ と を 確 認 す る。 原 子 炉 水 位 不明 は ， 以下 の い ず れ か によ り 判 断 する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が原 子炉 水位 不 明領 域 に入 った 場 合・原 子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原 子炉水位の指示値のばらつきが大きく燃料有効 長頂 部以 上 であ る こと が判 断 でき ない 場 合※１ ４ 原 子炉 水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満水とし ，原 子 炉圧 力と サ プレ ッシ ョ ン・ チェ ン バ圧 力 の差 圧を 確 認す るこ と で， 原子 炉 水位 が 燃料 有効 長 頂部 以上 で ある こと を 確認 す る。
※１ ５ 可 搬型 代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（ 可搬 型 ）に より ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） から 原子 炉 水位 高（ レ ベル ８ ）の 間に 維 持す る。
※１ ６ 復 電時 に不要な負荷が起動するのを防止するための負 荷切 離 しを 含む 。
※ １ ７ 残 留 熱 除去系は，原子炉水位低（レベル３）にて残留熱 除 去 系 （ 低 圧注 水 系 ）に 切 り 替 え ， 原子 炉 水 位 高 （ レベ ル ８ ）に て 残 留 熱 除 去系 （ 格 納 容 器 スプ レ イ 冷却 系 ） 又 は 残 留熱 除 去 系 （ サ プレ ッ シ ョン ・ プ ー ル 冷 却系 ） に 切 り
替え る。

第 2.3.3−2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の対応手順の概要
2.3.3-30

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＰ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

約3分

中央監視
運転操作指揮

40

50

60

70

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡1時間

原子 炉水 位 異常 低下 （レ ベ ル２ ） 到達

80

90

100

110

120

備 考

直流電源の負荷切離操作（中央制御室）
約1.3時 間プラ ント 状 況判 断

操作の内容
補佐

当直運転員
（現場）

30

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
（中央制御室）20

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

原子 炉 圧力1.04MPa到達（原 子炉 隔 離時 冷却 系停 止 ）重大事故等対応要員（現場）● 全交 流動 力 電源 喪 失確 認
● 原子 炉ス ク ラム の 確認
●ター ビ ン停 止の 確 認

状況判断

2人
A，B

−

−

● 主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認

10 分● 再循 環系 ポ ンプ 停 止の 確認●交流 電 源駆 動ポ ン プに よ る原 子炉 注 水機 能 喪失 確 認● 逃がし安全弁開固着の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離時冷却系）

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８）の間 に維 持

【1人】
A

−

−

● 原子炉 隔 離 時冷却 系 に よる 原子 炉 注 水 の調 整 操 作

【1人】
A

−

−

● 高圧炉 心 ス プレイ 系 デ ィー ゼル 発 電 機 の手 動 起 動操 作（ 失 敗）

1分

【1人】
B

−

−

● 非常用 デ ィ ーゼル 発 電 機の 手動 起 動 操 作（ 失 敗 ）2分

電源確保操作対応

−

−

2人
a，b

●電源回復操作

適宜 実施

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作

−

−

8人
c〜j

● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C，D，E

3人
k，l，m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

【1人】
B

−

−

早期の電源回復不能の確認

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操 作 (不 要負荷の切離操作）6分● 不要負 荷 の 切離操 作 （ 中央 制御 室 ）第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.3-31

解 析上 考慮 し ない

全交 流 動力 電源 喪 失 （ ＴＢ Ｐ ）経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

備 考

約2時 間32分 燃 料 有効 長頂 部到 達 （※ 1）
3時間 1分 原子 炉減 圧操 作
約3時 間44分

燃 料 有効 長頂 部回 復 （※ 1）

実施箇所・必要要員数

8時間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

直流電源の負荷切離操作（現場）
約14時間 格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達

操作の内容

24時 間

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

タンクローリによる燃料給油操作

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

−

−

8人
c〜j

−

−

【2人】
c，d

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作

−

3人
C，D，E

3人
k，l，m

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操
作

−

2人
（参集）

−

【1人】
B

−

原子炉水位の調整
操作(低圧代替注
水系（可搬型）)

−

【2人】
C，D

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設
備への給電操作(不 要 負 荷 の 切 離
操作）−

常設代替交流電源
設備による非常用
母線の受電準備操作
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
常設代替交流電源
設備による緊急用
母線の受電操作
常設代替交流電源
設備による非常用
母線の受電操作
残留熱除去 系（低圧注水系）による
原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納 容器ス
プレイ冷却 系）による格納容器除熱操作又は残留熱除去系（ サプレッション・プール冷却系）に よるサ
プレッショ ン・プール冷却操 作

残 留熱 除去 系（低圧注水系）に よる 原子 炉 注水及び残 留 熱除 去系 （格納容器スプレイ冷却系）によ る格 納 容器 スプ レイ の交互運転開始

170 分●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視
125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給油90 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施

−

2人
（参集）

1分

●逃がし安全弁（自動減圧機能）6個の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作

※

【1人】
E

【1人】
k

【1人】
B

−

−

−

【1人】
E

【1人】
k

【1人】
E

【3人】
k，l，m
2人
（参集）

【1人】
B

−

−

【1人】
B

−

−

−

●不要負荷の切離操作(現場）50 分●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分●非常用母線の受電準備操作(現場）75 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮し
ない

175 分

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の調整操作系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

−

−

【1人】
C

【1人】
A

−

2人
A，B

3人
C，D，E

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮し
ない

8分
5分

●非常用母線の受電操作【1人】
B

解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮しない

4分●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−●残留 熱 除去 系（低圧注水系）に よ る原 子 炉注 水 並びに残 留 熱除 去 系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器除熱又は残留 熱除 去 系（サプレッション・プール冷却系）によ る サプ レッ シ ョン・ プ ール 冷却 の交互運転操作

原子 炉 水位 高（レ ベ ル８ ）に て 格納 容 器ス プレ イ 又は サ プレ ッシ ョ ン・プー
ル冷 却 開始 への 切 替 操作を 実 施 し，原 子 炉 水位 低（レ ベ ル３ ）にて 原 子炉注
水へ の 切替 操作 を 実 施

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る※

使用済燃料プールの除熱操作

必要要員合計シ ュラ ウ ド内 水 位に基づく時間

重大事故等対応要員（現場）●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧
操作

※1

【1人】
（参集）

●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）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

適宜 実施●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分

−

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m（ 参集 要員 6人）

第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.3-32

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施す
る

10
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最大値：約 8.16MPa［gage］）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 個開固着による圧力低下

6(MPa[abs])
MPa[abs]）

原子炉隔離時冷却系停止による圧力上昇（約 1.3 時間）

4

逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個による手動減圧（開固着の逃がし安全弁 1 個と合わせ 7 個による減圧）（約 3 時間）

臨 界流 モデ ルへ の切 替わ りにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持される

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）

第 2.3.3−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位 （シュラウド内 水位）

炉心上部プレナム

15

原子炉隔離時冷却系停止に伴う水位低下（約 1.3 時間）

原子炉隔離時冷却系による水位回復 注水開始後徐々に水位が回復

10
燃料有効長頂部
平均出力燃料集合体
燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム(m)

手動減圧に伴う減圧沸騰により二相水位が上昇（約 3 時間）注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.3.3-33520
炉心部は高ボイド率のため二相水位が高めとなる

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

原子炉隔離時冷却系停止に伴う水位低下（約 1.3 時間）
レベル 8
レベル 3
原子炉隔離時冷却系による水位回復 注水開始後徐々に水位が回復

レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

手動減圧に伴う減圧沸騰によりシュラウド内（炉心下部プレナム） 二相水位が上昇（約 3 時間）

(m)

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

1000

800

注水流量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

600(m ３ ／h)）

低圧代替注水系（可搬型）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）400
原子炉圧力低下に伴う原子炉隔離時冷却系停止（約 1.3 時間）

200臨界流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持されることから，注水流量が減少

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−7 図

注水流量の推移

2.3.3-345

3000
逃がし安全弁 1 個開固着

2500

逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個による減圧（約 3 時間）（開固着した逃がし安全弁 1 個と合わせ 7 個）

2000

蒸気流量

平衡均質流モデルから差圧流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が増加

1500

1000

平衡均質流モデルへの切替わりにより，蒸気
流量が減少

(t／h)
500

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500

原子炉圧力 容器内の保 有水量

400

(t)

100

原子炉隔離時冷却系停止による水量減少（約 1.3 時間）

逃がし安全弁 7 個開放による水量減少（約 3 時間）300
低 圧代替 注水系 （可搬 型）の 注水流 量減少 による 水量の一時的な減少200

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の開始による
水量回復

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.3.3-3551200

燃料被覆管最高温度（約 746℃，約 3.5 時間）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）
原子炉減圧による二相
水位の上昇に伴う一時的な温度の低下（約 3 時間）

1000

燃料被覆管温度800
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

600

炉心再冠水により飽和温度まで
低下

400

(℃)
200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却 蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
遷移沸騰冷却

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4

核沸騰冷却（再冠水後）ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))
手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生
位置が再冠水し熱伝達係数が増加

1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−11 図

燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

2.3.3-36

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

0.8

0.6

(−)
0.4

手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠水しボイド率が低下（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−12 図

燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率の推移

1.2
炉心再冠水により大量の蒸気が発生しボイド率が
増加

1

ボイド率

0.8

低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)
0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−13 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

2.3.3-375

1.2

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

1

ボイド率

0.8

0.6
低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下(−)
0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−14 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.3-385

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の

円 周 方 向 の 応 力

円

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.3−15 図

燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.3-39

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

最大圧力：約 0.28MPa［gage］（約 14 時間）
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施（約 14 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転開始（約 24 時間）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転に切替え（13.7kPa［gage］到達後）ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.4(MPa[gage])(MPa［gage］)

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

逃がし安全弁 1 個開固着及び原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入し圧力が上昇

第 2.3.3−16 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる

300
ドライウェル

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
温
度

サプレッション・チェンバ

最高温度：約 141℃（約 14 時間）
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する

200

100

（℃）
(℃)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−17 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.3-40

168

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 14 時間）
ベントライン（約 15m）

ル
水
位

5

低圧代替注水系（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位
が上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−18 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 14 時間）
最高温度：約 137℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100

(℃)

(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入し水温が徐々に上昇

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−19 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.3-41168

10
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最大値：約 8.16MPa［gage］）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 個開固着による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動による圧力低下（約 152 分）

6
原子炉隔離時冷却系停止
による圧力上昇（約 1.3 時間）(MPa[abs])

逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個による手動減圧（開固着の逃がし安全弁
1 個と合わせ 7 個による減圧）（236 分）

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−20 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 55 分）

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系停止による水位低下（約 1.3 時間）
原子炉隔離時冷却系再起動に伴う減圧沸騰による二相水位の上昇
シュラウド内（再起動：約 152 分，停止：約 161 分）（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
除々に水位が回復
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇（236 分）

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−21 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-42

1200
燃料被覆管最高温度（約 875℃，約 3.9 時間）（発熱部 10 分割中，下から 6 番目の位置）

1000

燃料被覆管 最高温度

800

600
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400

(℃)
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−22 図

燃料被覆管最高温度の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-43

第 2.3.3−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（1／3）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−常設設備
125V 系 蓄 電
池Ａ系
125V 系 蓄 電
池Ｂ系
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉隔 離時冷 却系によ 原子炉水位異常低下（レベル２）信号により， 原子炉隔離時
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
る原子炉注水に到達した時点で原子炉隔離時冷却系が自動 冷却系 ＊原子炉水位（広帯域） ＊起動したことを確認する。これにより原子炉 125V 系 蓄 電−
原子炉水位（燃料域） ＊水位は回復する。原子炉注水は，逃がし安全 池Ａ系
原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊弁 1 個の開固着によって，動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
低圧代替注水系（可搬型） 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 可搬型設備用 可搬型代替注による原子炉注水準備
準備として，系統構成並びに可搬型代替注水 軽油タンク
水中型ポンプ
中型ポンプの準備及びホース敷設を実施す
タンクローリ−る。また，可搬型代替注水中型ポンプの水源への補給及び燃料給油準備を実施する。
逃がし安 全弁に よる原子 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 125V 系 蓄 電
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
炉急速減圧の準備完了後，再閉鎖に失敗した 1 個に加え 池Ａ系て逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個を手動開 125V 系 蓄 電−
操作し，原子炉急速減圧を実施する。
池Ｂ系
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
全交流動 力電源 喪失及び原子炉スクラム確認

外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失し全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。

2.3.3-44

第 2.3.3−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（2／3）
手順

低圧代替注水系（可搬型） 原子炉急速減圧操作後に，低圧代替注水系（可による原子炉注水搬型）による原子炉注水を実施する。

常設設備
可搬型設備用
軽油タンク

2.3.3-45

代替格納 容器ス プレイ冷却系（可 搬型） による格
納容器冷却

格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した 可搬型設備用
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 軽油タンク
により格納容器冷却を実施する。また．低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続する。

残留熱除 去系（ 低圧注水系）による原子炉注水

常設代替高圧電源設備による交流電源供給
後，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。

＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉圧力（ＳＡ）
水中型ポンプ 原子炉圧力 ＊
タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
可搬型代替注 ドライウェル圧力
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊−原子炉水位（燃料域） ＊残留熱除去系系統流量 ＊常設代替交流電源設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊残留熱除去系
海水系 ＊軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
残留熱除 去系（ 格納容器
スプレイ 冷却系 ）による格納容器除熱全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（3／3）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
残留熱除去系系統流量 ＊ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度−
サプレッション・プール水温度

2.3.3-46

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水 常設代替交流
位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した 電源設備
後，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） 残留熱除去系
による格納容器除熱を実施する。
（格納容器ス
プレイ冷却系） ＊残留熱除去系
海水系 ＊軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（1／7）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.3.3-47

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 気相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.3.3−2 表項目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（2／7）
主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）
6.983ｍ（通常運転範囲の下限値）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設計値
通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

事故条件

2.3.3-4832℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度
として設定

外部水源の水温35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源を喪失するものとして設定

全交流動力電源喪失

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し設定

逃がし安全弁 1 個開固着

本事故シーケンスにおける前提条件

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

安全機能の喪失に対する仮定

外部電源

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（3／7）（

2.3.3-49

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05
1.05 秒）

条件設定の考え方
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定
原子炉隔離時冷却系の設計値として原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］
136.7m ３ ／h（7.86MPa
において）にて注水

原 子 炉 圧 力 （ MPa ［ gage］）

重大事故等対策に関連する機器条件

目

原子炉隔離時冷却系
ポンプによる注水特性

流 量 （ m ３ /h）

第 2.3.3−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-50

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個を開放することによる原子炉減圧（再閉鎖失敗の 1 個と合わせて 7 個で原子炉減圧）＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁
逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（5／7）

目

主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

重大事故等対策に関連する機器条件

３

最大 110m ／h（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（可搬型）

原子炉圧力(MPa［dif］)

1.5

1

可搬型代替注水中型
ポンプ 2 台による
注水特性

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

50m３ ／h（格納容器スプレイ実施後）

2.3.3-51

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

130m３ ／h にて格納容器内へスプレイ

設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定第 2.3.3−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（6／7）（
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.3-52

重大事 故等対 策に関連 する機 器条件

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定

残留熱除去系（低圧注水系）

1,605m ３ ／h（0.14MPa
0.14MPa［dif］において）（最大３
1,676m ／h）にて注水）にて注水

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692m
1,692 ３ ／h にて格納容器内にス
プレイ
・伝熱容量は，熱交換器
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度
32℃において）

残留熱除去系ポンプ 1 台
による注水特性残留熱除去系の設計値として設定
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき，熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.3−2 表
項目

2.3.3-53

重大事故等対策に関連する操作条件

常設代替交流電源設備からの受電
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作
逃がし安全弁原子炉急速減圧操作
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器除熱操作

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（7／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生 24 時間後

本事故シーケンスの前提条件として設定

事象発生 3 時間後

低圧代替注水系（可搬型）の準備時間を考慮して設定

事象発生 3 時間 1 分後

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作後，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮して設定

事象発生 24 時間 10 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 2.3.3.1
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉手動減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，炉心冷却が維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰 囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確立される。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度は僅かに上昇傾向となる。ただし ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.3.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.3.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 が冠 水 維持 する 場 合 では 燃料 被 覆管 温度 は上
昇し ない た め不 確か さは 小 さい 。操 作 手 順（ 原子 炉 減圧 後速 やかに低 圧注 水 に移 行す るこ と ）に 変わ り は なく ，燃 料 被覆 管温 度を操作 開始 の 起点 とし てい る 運転 員等 操 作 はな いこ と から ，運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，原子炉水
位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水 維持 さ れる ため ，燃 料 被覆 管の 最 高 温度 は初 期 値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なり ， 原子 炉
水位 挙 動に 影響 を 与え る 可能 性が あ るが ，操 作 手順 （速 や かに 注
水手 段 を準 備す る こと ） に変 わり は なく ，燃 料 被覆 管温 度 を操 作
開始 の 起点 とす 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
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，残 留熱 除 去系 （ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系） によ る 格納 容器除 熱 操作 の起 点 は格 納 容器 圧力 が 限界 圧力 に 到達 する ま でと なる。 し かし なが ら ，本 解 析に おい て 格納 容器 除 熱操 作を 実 施す るのは 事象 発 生の約 24 時 間後 であ り ，十 分 な時 間余 裕 があ るこ とから運 転員 等 の判 断・ 操作 に 対し て問 題 と なら ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
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 。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管最高温度に影響を与える。解析コードは，前述の判定を行
うための燃料被覆管温度を高めに評価することから，おおむね保守的 な結 果 を与 える もの と 考え る。

添付資料 2.3.3.2

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.3.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る
必要 のな い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被
覆管 温度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系の注 水タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性
はないと考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管最 高温 度は 初 期値 を上 回 る こと がな く ，評 価項 目に対し て十 分 な余 裕が ある こ とか ら， そ の 影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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
向が 確認 さ れて いる 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 で ある と考 え ら れ， 実機 体 系に おい ては
不確 かさ が 小さ くな るも の と推 定さ れ ， 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 で きて いる こ とか ら， 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 る代 替格 納容器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型 ）に 係る 運 転 員等 操作 時 間に 与え る影
響は 小さ い 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 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 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却系（ 可搬 型 ）に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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であり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.3.3.2-3構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.3.3.2-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大 線出 力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 4cm で あ り非 常に 小 さい 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす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 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動し得るが，事象初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環系ポンプがトリップする
ため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす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 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため，事象進展に及ぼす影響は小さいことから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動し得るが，事象初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環系ポンプがトリップする
ため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９ ×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，炉心冷却性に大きな差は無く，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と なる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等である
ことから，事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
最確条件とした場合には，燃料被覆管温度の上昇が緩和
され るが ，操 作手 順（ 速や か に注 水手 段 を準 備す る こと）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とす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 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している燃料
棒線出力密度よりも小さくなるため，燃料被覆管温度上昇が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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力

初期条件

添付 2.3.3.2-5

条件 設定 の 考え 方

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇が遅くなるが，操作手順（格納容器圧力に応じて格納容器スプレイを実施すること）に変わりはないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操作の開始時間は遅くなる。ただし，ゆらぎによる格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇は遅くなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器スプレイにより抑制されることから，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
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。ただし，ゆらぎによる格納容器圧力の変動は3kPa 程 度 と非 常に 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，格納容器雰囲気温度は，格納容器
スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 は小 さ い 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば，サプ レッ シ ョン・プ ール の水 量 は 3,300m ３ で あるのに 対し ， ゆら ぎに よる 水 量変 化は 約 42m ３ であ り， そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，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 響は 小 さ い。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 は 小さ い。

目

格納 容器
雰囲 気温度

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

57℃

5,700m ３

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転範囲の下
限値）

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定

設計 値

設計 値（ 通常 運転 時 のサ プレ ッ ショ
ン・プー ル水 位の 下 限値 に基 づ き設
定）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より大きめの水量となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば ，サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に 対し ， ゆら ぎ によ る 水量 変 化 は 約 42m ３ で あり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さい。したがって，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 。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

真空 破壊 装置

32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

初期条件

添付 2.3.3.2-6

事故条件

外部 水源 の温度

35℃

35℃ 以下外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因 事象

外部電源喪失−全交流動力電源喪失−

逃がし安全弁 1 個開固着−外部電源なし−外部 電源

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， サ
プレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は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 な い 。 32℃ 未 満 の 場
合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評価項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はな い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧 力
抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール水位の上昇が緩和されるが，サプレッション・プール水位を起点とす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。
最確条件とした場合には，解析条件よりも水源容量の余裕は 大き く なる。管 理値 下限 の容 量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は 大き く なる。管 理値 下限 の容 量 とし て 事象 発生 から 7日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しな
いこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は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 な い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ による圧力抑制効果が高まるが，運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレ
イ開始時の圧力で決定されるため，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

−−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの 水温 を 設定

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

最確 条件

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
本事故シーケンスにおける前提条
件
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉ス クラム

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-7

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

条件 設定 の 考え 方

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

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定
原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなる
が，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする
運転 員等 操 作の 開始 時間 は 遅く なる 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下並びに格納
容器圧力及び雰囲気温度の上昇が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 が大 きく な る。

最確 条件

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉手動減圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自 動減圧機能）7 個を開放す
圧機能）7 個を 開 放す
ることによる原子炉
ることに よ る原 子炉
減圧
減圧
原子炉水位異常低下
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号 にて（レベル２）信号にて
自動起動
自動起動
３
136.7m ３ ／h
136.7m ／h（ 7.86MPa[gage] 〜（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お い
1.04MPa[gage] に お いて）にて注水て）にて 注 水
事象発 生 24 時 間 10 分
事象発生 24 時間 10 分
後に手動起動し，後に 手 動 起動 し ，1,605m ３ ／ h（ 0.14MPa
1,605m ３ ／ h （ 0.14MPa［dif］において）（最［dif］に おい て ）（最大 1,676m ３ ／h）（1 系
大 1,676m ３ ／ h）（1 系
統当たり）統当たり ）

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

設計 値と し て設 定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

最確 条件

最大 110m ３ ／h（ 格納容器スプレイ実施前）

最大 110m ３ ／ h（ 格 納容器スプ レ イ実 施前 ）50m ３ ／h（格納容器ス
プレイ実施後）50m ３ ／ h（ 格 納 容 器 ス
プレイ実 施 後）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

130m ３ ／ h に て 格 納 容
器内へスプレイ130m ３ ／ h に て 格 納 容器内へス プ レイ

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
残留 熱除 去 系（サプレッシ ョン・プール冷却系）

・原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に 1,692m ３ ／h にて格納容器内にスプ
レイ
・伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW
（サプレッション・プール水温度
100℃，海水温度
32℃において）・原子 炉水 位を 原 子炉
水位 高（ レ ベル ８ ）まで 上昇 さ せた 後に 1,692m ３ ／h にて
格納 容器 内 にス プ
レイ・伝熱容 量 は，熱 交換器 1 基当 た り約
43MW（ サプ レッ シ ョン・ プー ル 水温 度
100℃ ， 海水 温度
32℃ にお い て）

低圧 代替 注水系
（可 搬型）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-8

条件 設定 の 考え 方

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

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

スプレイ流量及び伝熱容量は，解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

スプレイ流量及び伝熱容量は，解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となる パラ メ ータ に与 える 影 響は ない 。

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
及び系統圧損を考慮しても確保可
能な 流量 を 設定

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必 要な ス プレ イ流 量を 考 慮し，設定

残留 熱除 去 系の 設計 値と し て設 定
伝熱 容量 は，熱交 換器 の 設計 性能 に基づ き，過 去 の実 績を 包 含す る高 めの海 水温 度 を設 定

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-9

低圧代替注
水系（可搬
型）によ る原
子炉注水操
作

逃がし安全
弁（ 自動 減圧機能 ）に よる
原子炉急速
減圧 操作

事象発生 3 時
間後事象発生 3 時
間 1 分後

条件設定の考え方

低圧代替注水系（可搬型）の準備
時間を考慮して設定

低圧代替注水系（可搬型）による
原子炉注水操作後，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報 ，照 明 の消 灯等 に より 全交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分を 想定し てい る 。よ っ て ，認 知時 間 とし て余 裕時 間を 含 めて 10 分を 設定 して お り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は，中 央制 御室 の 当直 運転 員と は別 に 現場 操作 を行 う 当直 運転 員（現 場）及び 重大 事故 等 対応 要員 を 配置 して いる 。こ れら の要 員 は，操 作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から，要 員配 置が 操 作開 始時 間 に与 え
る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（ 可 搬型）に 用い る可 搬 型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震 等の 外部 事 象が 起因事 象で ，アク セ スル ート に 被害 があ る 場合 でも ，ホイ ー ルロ ーダ 等 にて 必要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る。要員 の移 動 時間に 20 分 ,ア ク
セス ルー ト の復 旧（ がれ き撤 去），可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プ準 備，ホー ス 敷
設等 とし て 150 分を 想定 し てい る 。ま た ，異な る要 員に て 並行 して 実 施す る原
子炉 注水 の ため の系 統構 成 とし て移 動 も 含め 125 分 を想 定し てい る。い ずれ も十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，移動 及 び操 作所 要 時間 が操 作 開始 時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【認 知】
逃が し安 全 弁（自 動減 圧 機能）に よる 原 子炉 急速 減 圧操 作は，低 圧代 替注 水 系（可 搬型 ）の準 備 完了 後に 操 作を 開始 す るこ とか ら ，認 知 遅れ が操 作 開始 時間に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
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 とから ，操 作 開始 時間 に与 え る影 響は な い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 の操 作 時 間と して 1 分を 想定 して い る。中央 制
御室 の制 御 盤の スイ ッチ に よる 簡易 な 操 作で あり ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響全交流動力電源喪失の認知に係る確認時
間及び低圧代替注水系（可 搬型 ）に よる 原子炉注水準備の操作
時間 は，時間 余 裕を 含めて設定していることか ら，操作 開 始時 間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があ るが ，同 一 の運 転員による並列操作はなく ，原 子炉 へ の注 水
開始時間も早まることか ら，運転 員 等操 作
時間に与える影響も小さ い

全交流動力電源喪失の認知に係る確認時
間，低圧代替注水系（可 搬型 ）に よ る原 子
炉注水準備の操作時
間及び逃がし安全弁の操 作時 間 は，時間 余裕を含めて設定している こと か ら，操作 開
始時間は解析上の設定よりも若干早まる
可能 性が あ るが ，同 一の運転員による並列操作 はな く，原 子炉 への注水開始時間も早まる こと か ら，運転 員
等操作時間に与える
影響 も小 さ い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性があり ，そ の 場合 には 燃料被覆管温度は解析
結果よりも低くなること 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。

運転員による原子炉
隔離時冷却系の再起動を考慮した場合におい て，事 象発 生か ら
3 時間 56 分後（ 操作 開
始時 間 55 分の 時間 遅れ）まで に 逃が し安 全
弁による原子炉減圧操作を開始し低圧代
替注 水系（ 可搬 型）による注水が開始でき
れば ，燃 料 被覆 管の 最高温 度は 約 875℃と な
り 1,200℃ 以下 とな ること から ，炉心 の著 し
い損 傷は 発 生せ ず，評価項目を満足することから時間余裕がある。
（添 付資 料 2.3.3.3）

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性があり ，そ の 場合 には 燃料被覆管温度は解析
結果よりも低くなること 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。

運転員による原子炉
隔離時冷却系の再起動を考慮した場合におい て，事 象発 生か ら
3 時間 56 分後（ 操作 開
始時 間 55 分の 時間 遅れ）まで に 逃が し安 全
弁による原子炉減圧操作を開始し低圧代
替注 水系（ 可搬 型）による注水が開始でき
れば ，燃 料 被覆 管の 最高温 度は 約 875℃と な
り 1,200℃ 以下 とな ること から ，炉心 の著 し
い損 傷は 発 生せ ず，評価項目を満足することから時間余裕がある。
（添 付資 料 2.3.3.3）

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧
操作は，所要時間
を 1 分 と想 定し ているところ訓練実
績等 では 約 1 分 。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-10

低 圧代 替 注水
系 （可 搬 型）に よる 原 子炉
注 水に 用 いる
可 搬型 代 替注
水 中型 ポ ンプ
へ の燃 料 給油
操作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（自 動 減圧 機能 ）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（可 搬型 代 替注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子炉 注水 ）」と同 様
であ り， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は ，操 作の 実 施 期間 中に 他 の操 作を 担っ て いな いことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参 集後 ，自 走 にて 作業 現場へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮 に地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で，アク セ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホイ ー ル ロー ダ等 に て必 要な アク セ スル ート
を復 旧で き る体 制と して い る 。可 搬型 設 備 用軽 油タ ン クか らタ ンク ロ ーリ への
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分 を 想 定し てお り ，十 分な 時間 余 裕を 確保
して いる こ とか ら ，移 動 及び 操作 所要 時 間 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら ，操 作 開始 時間 に与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-11

代替格納容
器スプレイ
冷却 系（ 可搬型）によ る格
納容器冷却操作

格納容器圧力0.279MPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使
用圧力に対する
余裕を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影
響【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チェ ンバ 圧 力を 継続監 視し て おり ，ま た，格 納容 器ス プ レイ の操 作実 施 基準（サ プレ ッ ショ
ン・チ ェン バ圧 力 0.279MPa[gage]）に 到 達す るの は 事象 発生 約 14 時 間後であ り ，比 較 的緩 やか な パラ メー タ変 化 であ るこ と から ，認知 遅 れが 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 当直 運 転員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運
転員 （現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を 配置 して い る。 これ らの 要 員は ，
操作 の実 施 期間 中に 他の 操 作を 担っ て い ない こと か ら，要員 配置 が 操作 開
始時 間に 与 える 影響 はな い 。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子 炉注 水の た めの 系
統構 成と 同 じ原 子炉 建屋 内 であ り，操 作要 員は すで に 配置 済み であ る ことから ，移 動 が操 作開 始時 間 に与 える 影 響 はな い。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十分 な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら，操 作所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影 響を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開 始時 間に与 える 影 響は ない 。ま た ，代 替格 納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型 ）は ，
低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水 と格納容 器ス プ レイ の流 量を 同 時に 確保 可 能 なポ ンプ 容 量を 備え てい る ため ，
原子 炉注 水 と格 納容 器ス プ レイ の同 時 運 用が 可能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（現 場）及び 重 大事 故等 対 応要 員の 現場 操 作は ，操 作の 信 頼性
向上 や要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施 する こと と して おり ，誤 操 作は 起
こり にく く ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は小 さ い。

実態の運転操作においては，格納容器スプレイの操作実施
基準（ 格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］ ） に 到 達 す る の は ，事 象 発 生 の 約 14 時 間 後 で あり，代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）の準備操作は
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。
また，格納容器スプレイ操作も同様に格納容器圧力及び雰
囲気温度の上昇の傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。よって，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。操作開始
時間が遅れた場合においても，格納容器の限界圧力は0.62MPa［gage］であ るこ と から，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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要員を配置しており，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影 響は な い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響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 時間 余 裕

訓練 実績 等格納容器スプレイ開始までの時間は事 象 発 生 か ら 約 14
時間 あり，準 備時 間が確保できることから，時間 余 裕が ある。

格納容器スプレイのための系統
構成 は ，所 要時 間を 175 分想 定し ている とこ ろ ，訓 練
実績 等で は 約 124分。想 定し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析上の操作開始条件

目

常設代替交
流電源設備
から の受 電条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響操作 時間 余 裕

本事故シーケンスの前提条件として設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

事象発生 24
時間 10 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，残留熱除去
系の起動操作に要する時間を考慮して設定

常設 代替 交 流電 源設 備か ら の受 電ま で の 時間 想定 と して，事 象発 生か ら 十分 な
時間 余裕 が ある 。

−

−

−

操作条件

添付 2.3.3.2-12

事象発生 24時間後

残留熱除去
系（低圧注水系）によ る原子炉注水操
作及び残留熱除 去系（格
納容器スプ
レイ冷却系）
による格納
容器除熱操
作

訓練 実績 等訓練 実績 等 より ，
運転 員及 び 重大 事
故等 対応 要 員（ 現場） によ る 常設 代替交 流電 源 設備 による 非常 用 母線 の受電 準備 及 び受 電
操作 を実 施 し， 約
87 分で 受 電が 実施
可能 であ る こと を確認 した 。 想定 で意図 して い る運 転
操作 が実 施 可能 なこと を確 認 した 。
中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認 した 。

添付資料 2.3.3.3
原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））

1.

はじめに
事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）」 で は ，

原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動
して注水を開始し，原子炉圧力の低下によって注水が停止する。その 後 ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）の起動準備が完了した後，事象発生の 3 時間 1 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧を実施する。
実際の運転手順では，原子炉隔離時冷却系が停止した後に原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル１）を下回り燃料有効長頂部に到達する前までに原子炉隔離時冷却系の再起動を試みることとなっている。よって，ここでは，原子炉隔離時冷却系の再起動に期待した場合の減圧・注水の時間余裕を評価する。

2.

評価条件
原子炉圧力の低下に伴い原子炉隔離時冷却系が停止した後，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下した時点で原子炉隔離時冷却系を再起動するものとする。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 操 作 ）は ，事 象 発 生 の 3
時 間 56 分 後（ 55 分 遅 れ ）及 び 事 象 発 生 の 4 時 間 1 分 後（ 60 分 遅 れ ）に実施する場合を評価する。なお，その他の条件はベースケースの解析条件と同様とする。
添付 2.3.3.3-1

3.

評価結果
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による
原 子 炉 注 水 操 作 ） が 55 分 遅 れ た 場 合 （ 事 象 発 生 の 3 時 間 56 分 後 に
減 圧 を 実 施 ） の 原 子 炉 圧 力 ， 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）， 燃
料被覆管温度及び燃料被覆管酸化割合の推移を第 1 図から第 4 図に，
燃 料 被 覆 管 温 度 と 燃 料 被 覆 管 の 円 周 方 向 の 応 力 の 関 係 （ 時 間 遅 れ 55
分 及 び 60 分 ） を 第 5 図 に 示 す 。 ま た ， 原 子 炉 注 水 が 55 分 遅 れ た 場
合 と 60 分 遅 れ た 場 合 の 評 価 結 果 の ま と め を 第 1 表 に 示 す 。
55 分 遅 れ の 場 合 で は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 酸 化 量 は 評 価 項 目 を 満
足 し ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し て い な い が ， 60 分 遅 れ の 場 合 で は燃料被覆管の破損が発生している。以上より，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，
少 な く と も 55 分 程 度 の 時 間 余 裕 が あ る こ と を 確 認 し た 。
なお，実際には原子炉圧力が再上昇する場合には，原子炉隔離時
冷却系の 2 回目以降の再起動を実施すること及び設計値よりも低い
原子炉圧力までの原子炉隔離時冷却系の運転継続が可能と考えられ
る こ と か ら ， 余 裕 時 間 は 55 分 よ り も 長 く な る も の と 考 え る 。

添付 2.3.3.3-2

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

減圧遅れ時間55 分（ 事 象 発 生 3 時 間 56 分 後 に原子炉減圧開始）
60 分（事象発生 4 時間 1 分後に原子炉減圧開始）

燃料被覆管
最高温度

燃料被覆管の酸化量

燃料被覆管の破裂の有無

約 875℃

約 2％

無約 934℃

約 3％

有添付 2.3.3.3-3

10主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（ 最 高 値 ： 約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃 がし安 全 弁 1 個 開 固 着 による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動に よ る 圧 力 低 下 （ 約 152 分 ）6原子炉隔離時冷却系停止に よ る 圧 力 上 昇 （ 約 1.3 時 間 ）(MPa[abs])

逃がし安全弁（自動減圧機能）
6 個による手動減圧（開固着の 1 個と合わせ 7 個による減圧）（ 236 分 ）

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 1図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）原子炉隔離時冷却系停止による
水 位 低 下 （ 約 1.3 時 間 ）原子炉隔離時冷却系再起動に伴う減圧沸騰による二相水位の上昇
シュラウド内（ 再 起 動 ： 約 152 分 ， 停 止 ： 約 161 分 ）（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
注水開始後
除々に水位が回復
シュラウド外

10

レベル 2

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰に よ る 水 位 上 昇 （ 236 分 ）注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下 し ，二 相 水 位 に よ る 満 水 が 維 持 で き な く な る た め ，水 位 が 形
成される

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2図原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-4

1200

燃料被覆管最高温度（ 約 875℃ ）1000

燃料被覆管最高温度

800

600

炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400
(℃ )
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 3図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

燃料被覆管酸化割合(%)( ％ )

15

10

5

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 4図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-5

5

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円周方向の応力GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

２(N／ mm )平均値−２σ曲線

60 分 遅 れ
10

55 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 5図

燃料被覆管破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（ 遅 れ 時 間 55 分 及 び 60 分 ）添付 2.3.3.3-6

添付資料 2.3.3.4
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 3 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 14 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.3.4-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 3 時間１分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,160m ３ で あ る 。

添付 2.3.3.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始

4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,160m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.3.4-3

添付資料 2.3.3.5
7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.3.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.3.3.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 97
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 799

約 786

約 1,206

約 1,201

約 2,401
約 3,238

約 2,038
約 2,875

約 4,300

約 3,462

約 3,756

約 3,568

約 4,145

約 3,804

約 4,358

約 3,966

約 4,948

約 4,480

約 4,589

約 4,510負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,948kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.3.3.6-1

2.4

崩壊熱除去機能喪失

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
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，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全
弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」，⑬「中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨ
Ｒ失敗」及び⑭「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め炉心冷却に成功する。中長期的な格納容器圧力及び雰囲気温度上昇の観点では，崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策に違いはないが，ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
2.4.1-1

過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
以上を踏まえ，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，原子炉冷却材温度の上昇により発生する蒸気が逃がし安全弁により格納容器に放出され，格納容器圧力が上昇することから，緩和措置がとられない場合には，
炉心損傷より先に格納容器が破損する。これに伴って炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
また，評価上，非常用ディーゼル発電機等の取水機能も喪失するものとする。ここで，対応がより厳しい事故シーケンスとする観点から，外部電源の喪失を設定し，全交流動力電源喪失が生じるものとした。
本事故シーケンスグループは，取水機能を喪失したことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，取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。
したがって，本事故シーケンスグループでは，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水によって原子炉水位を適切に維持しつつ，常設代替交流電源
設備による給電及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了した後に，逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。
また，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を
2.4.1-2

実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，
低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉
注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧代替注水系（常設）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。
これらの対策の概略系統図を第 2.4.1−1 図に，手順の概要を第 2.4.1−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.4.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）20 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 4 名である。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 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員は 10 名である。必要な要員と作業項目について第 2.4.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，20 名で2.4.1-3

対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認
外部電源が喪失するとともに，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失する。これにより，所内高圧系統（6.9kV）の母線が使用不能となり，全交流動力電源喪失に至る。全交流動力電源喪失の発生により原子炉がスクラムしたことを確認する。また，全交流動力電源喪失の確認
より，低圧代替注水系（可搬型）の準備を開始する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始す
ることにより，原子炉水位が回復する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を確認するために必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
中央制御室からの操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電
機等の起動ができず，非常用高圧母線（6.9kV）の電源回復ができない
場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替交流電源
設備の準備を開始する。
ｄ．取水機能喪失の確認
常設代替交流電源設備による交流電源供給を確認後，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の準備として，
2.4.1-4

中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系海水系を手動起動するが，これに失敗し，機能喪失していることを確認する。これにより，緊急用
海水系及び低圧代替注水系（常設）の準備を開始する。
取水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系海水系系統流量等である。
ｅ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
取水機能喪失を確認後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポン
プ 2 台を手動起動する。また，原子炉注水に必要な電動弁（残留熱除去
系注入弁）が開動作可能であることを確認する。
サプレッション・プール熱容量制限により，中央制御室からの遠隔操作によって低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開操作し原子炉を急速減圧す
る。また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が停止したことを確認する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｆ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧代替注
水系（常設）の系統圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
2.4.1-5

子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｇ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
緊急用海水系を用いた残留熱除去系の準備が完了後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を開始する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力等である。
ｈ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を開始
した後，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）に到達した時点で，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転時に，原子炉水位が原
子炉水位低（レベル３）まで低下した場合は，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。原子炉水位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した後，原子炉注水を停止し，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）の運転を再開する。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転時に，格納容器圧力が 13.7kPa［gage］まで低下した場合は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に切り替える。

2.4.1-6

以降，炉心冷却及び格納容器除熱は，残留熱除去系により継続的に行う。

2.4.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まず高圧状態が継続される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。
なお，非常用ディーゼル発電機等の取水機能も喪失するものとし，本評
価では，より厳しい条件とする観点から外部電源の喪失も設定し，取水機能喪失に全交流動力電源喪失が重畳するものとして，取水機能喪失時の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及びサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビ
アアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。
2.4.1-7

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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.4.1−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケ
ンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は以下の観点により使用できないものと仮定する。
a)

事象の進展に対する影響
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリッ
プしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スク
ラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いた
め，事象初期の炉心冷却という観点では厳しくなる。このため，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

b)

重大事故等対策に対する影響
本解析においては，評価上，非常用ディーゼル発電機等の取水機
2.4.1-8

能も喪失するものとし，非常用炉心冷却系及び非常用交流電源設備は使用できない。よって，外部電源なしを仮定することにより，常設代替交流電源設備等の更なる重大事故等対策が必要となることから要員，資源等の観点で厳しい条件となる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動し，136.7m ３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。

(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最大 378m ３／h にて原子炉注水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。

(e)

緊急用海水系
伝熱容量は約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）とする。

2.4.1-9

(f)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，
1,692m ３ ／h にて格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(g)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m ３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m３ ／h）の流量で注水するものとする。

ｃ．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)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，低圧代替注水系（常設）起動操作後，サプレッション・プール水温度が 65℃に到達した場合に開始する。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，余裕時間を確認する観点で代替格納容器
スプレイの実施基準である格納容器圧力 0.279MPa［gage］に到達した場合に開始する。また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）に到達した場
合は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注
水により原子炉水位を維持する。

2.4.1-10

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.1−4 図から第 2.4.1−9 図に，
燃料被覆管温度，高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移を第 2.4.1−10 図から第 2.4.1−12 図に，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・
プール水温度の推移を第 2.4.1−13 図から第 2.4.1−16 図に示す。
※

シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。
一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が燃料有効
長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。
原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展取水機能喪失に伴う全交流動力電源喪失後，原子炉水位低（レベル３）
信号が発生して原子炉がスクラムし，また，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動して原子炉水位は維持される。
再循環系ポンプについては，原子炉水位異常低下（レベル２）により2 台全てがトリップする。
事象発生から 104 分経過した時点で，常設代替交流電源設備による交
流電源の供給を開始し，その後，原子炉急速減圧及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉急速減圧は，中央制御室
2.4.1-11

からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開することで実施する。
原子炉急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位が低下するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されると原子炉水位が回復し，炉心の冠水は維持される。
燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は，原子炉減圧により上昇する。その後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は増減する。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い変化する。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，事象発生から約 13 時間経過した
時点での緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器除熱を行う。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.4.1−10 図に示すとおり，初期値（約309℃）を上回ることはなく，1,200℃以下となる。燃料被覆管の最高温
度は，高出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
原子炉圧力は，第 2.4.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部
2.4.1-12

圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.09MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.4.1−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）による注水継続により炉心の冷却が維持される。その後は，約 13 時間後に緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.4.1.1）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.4.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）では，炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去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，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，逃がし安全弁による原子炉減圧操作及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容
2.4.1-13

器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは，炉心が冠水維持する場合では燃料被覆管温度は上昇しないため不確かさは小さい。操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に
変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した
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器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容2.4.1-14

器圧力を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度
及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）

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表面熱伝達の不確かさとして，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解
析においても，炉心部の冠水は維持されるため，燃料被覆管の最高温度
は，初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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が，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体
2.4.1-15

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した
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器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）(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2.4.1−2 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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはな
く，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
2.4.1-16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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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。
事故条件の外部電源の有無については，全交流動力電源喪失となり事象進展が厳しくなる外部電源がない状態を設定している。また，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件
として，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。なお，
外部電源がある場合は，事象発生初期は原子炉隔離時冷却系にて原子炉水位が維持され，原子炉減圧後も低圧代替注水系（常設）により炉心冷却が継続されるため，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。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），
原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注
2.4.1-17

水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，炉心部の冠水は維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなり，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，格納容器体積（サプレッション・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，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，全交流動力電源喪失となり事象進展が厳しくなる外部電源がない状態を設定している。また，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，起因事象発生
2.4.1-18

から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件
として，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。なお，
外部電源がある場合は，事象発生初期は原子炉隔離時冷却系にて原子炉水位が維持され，原子炉減圧後も低圧代替注水系（常設）により炉心冷却が継続されるため，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。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），
原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，取水機能喪失の認知に係る確認時間及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操
作時間は時間余裕を含めて設定しており，また，その後に行う原子炉
急速減圧操作は同一の運転員による並列操作はないことから，不確か
2.4.1-19

さ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格
納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，操作開始時間は，時間余裕を含めて設定しており，準備操作が想定より短い時間で完了することで操作開始時間が早まる可能性があることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，運転員等操作時間に与える影響として，取水機能喪失の認知に係る確認時間及び低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操作時間は時間余裕を含めて設定しており，また，その後に行う原子炉急速減圧操作は同一の運転員による並列操作はないことから，不確かさ要因により操作開始
時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響
として，操作開始時間は，時間余裕を含めて設定しており，準備操作が想定より短い時間で完了することで，実態の操作開始時間は解析上の設定から早まり，格納容器圧力及び雰囲気温度を早期に低下させる
2.4.1-20

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。
（添付資料 2.4.1.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作については，低圧代替注
水系（常設）への移行は，初期の原子炉隔離時冷却系による注水可能継続
時間（事象発生から少なくとも 8 時間程度）内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であることから，時間余裕がある。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系 ） に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作 に つ い て は ， 格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa［gage］に到達するまでの時間は，事象発生から約 13 時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。また，操作が遅れる場合においても，格納容器圧力は約 0.28MPa［gage］から上昇するが，格納容器圧力の上昇は緩やかであるため，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器スプレイの実際の実施基準である 0.245MPa［gage］から解析条件で設定した 0.279MPa［gage］到達までの時間が約 0.9 時間であることを考慮すると， 格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］に到達するまでに 9 時間程度の準備時間が確保でき，残留熱除去系の起動操作に要する時間は 2 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.1.2）

2.4.1-21

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評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，操作時間には時間余裕がある。

2.4.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において，重大事故等対策時に必要な要員は，「2.4.1.1(3)
傷防止対策」に示すとおり 20 名である。「6.2

炉心損

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 620m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ の水を保有している。これに2.4.1-22

より，必要な水源は確保可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。
（添付資料 2.4.1.4）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給については，保守的に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 352.8kL の軽 油 が必 要 と なる 。 軽油 貯 蔵タ ン クに て約800kL の軽油を保有しており，この使用が可能であることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
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 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 2.4.1.5）

ｃ．電

源

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 3,186kW 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 5 台）は連続定格容量が約 5,520kW であり，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
2.4.1-23

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 2.4.1.6）

2.4.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」では，炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失し，炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴って炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出して炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ｢崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）｣に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として低圧代替
注水系（常設）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ｢崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）｣の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ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，原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（常設），
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
2.4.1-24

その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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，原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（常設），緊急用
海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事
故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」に対して有効である。

2.4.1-25

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.1-26

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ※3↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

高所 西側
接続 口

→
※1

→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）→→←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※1 海へ
※1
※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク
海

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

海へ ※2

←

←

↑

←

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設代替高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.1-27

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ※3↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

高所 西側
接続 口

→
※1

→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）→→←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※1 海へ
※1
※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク
海

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

海へ ※2

←

←

↑

←

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機

凡

外部電源

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.1-28

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプ←

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

→
→

※1 海へ
※1
※2

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）→低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）←

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図

↑
海へ ※2

←

復水 貯蔵 タ ンク
海

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）

※1

→

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

（解析上の時刻）（約 0 秒）

給水流量の全喪失発生
全交流動力電源喪失発生 ※ １

凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）

原子炉水位低（レベル３）到達：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ ２ ， ３の共 同作 業

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃がし安 全 弁（ 安全弁機能） に よる 原子
炉圧 力制 御 確認 ※ ４

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ４

使用 済燃 料 プー ルの
除熱 操作

早期 の電 源 回復 不能の確 認 ※ ６（約 20 秒） 原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

低圧 代替 注 水系
（可 搬型 ） の起動 準備 操 作 ※ ７

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認 ※ ４タン クロ ー リによ る燃 料
給油 操作

No

原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水確認※１
高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作

Yes
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※５

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

Ⅰ
常設 代替 交 流電 源設
備に よる 非 常用 母線の受 電操 作取水機能喪失の確認 ※ ８
残留熱除去系海水系の回 復操 作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ９

低圧代替注水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作
・ほう酸水注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消火系による 原子 炉注 水 操作
・補給水系によ る原 子炉 注 水操 作
・可搬型代替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型
ポンプを用いた 低圧 代替 注 水系 （可 搬 型 ）に よる 原子炉注水操作Ⅱ

常設低圧代替 注 水 系 ポ ン プ に よ る 原 子 炉 注 水 と 同 等の流量確保又は 注水 開始 不 可

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
2 台注水準備完了※ １ ０

緊急 用海 水 系を 用い た
海水 通水 操 作 ※ １ ５
代替 の注 水 系準 備操 作

（約 2 時間）

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）7個による原子炉急速減圧操作 ※ １ １ ， １ ２

原子炉水位不明
でないことの確認

外部電源が喪失し，かつ全ての非常用ディーゼル発電機等からの受電に失敗することにより， 全て の 所内 高圧 系統 （6.9kV） が使 用 不能 とな っ た場 合。
※２ 重 大 事故 等発 生を 通 信連 絡設 備 に より 確認 し た現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
※３ 原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
なお，外部電源がない場合は，非常用ディーゼル発電機等が一旦自動起動するが，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機海水ポンプが起動していない場合は，インターロックにより60秒 間 運転 を継 続し た 後に 停止 す る 。
※４ 中央制御室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出圧力，系統流量，原子炉水位（広帯域）， 原 子炉 圧力 等 にて 確認 する 。
※５ 原 子 炉隔 離時 冷却 系 によ り， 原 子 炉水 位を 原 子炉 水位 低（ レ ベル ３） か ら 原子 炉水 位 高（ レベル ８） の 間に 維持 する 。
※６ 中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず， 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
※７ 全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した場合は，速やかに可搬型代替注水中型ポ ンプ を 用い た低 圧代 替 注水 系（ 可 搬 型） によ る 原子 炉注 水の 準 備を 開始 す る 。
※ ８ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 32℃ 以 上 で あ る こ と を 確 認 し ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却
を実 施す る が， 残留 熱除 去 系海 水系 の 起 動操 作に 失 敗す るこ とで 取 水機 能喪 失 を 判断 する 。
※９ 取 水 機能 喪失 の確 認 後， あら か じ め低 圧で 注 水可 能な 系統 の 準備 操作 を 実 施す る。
※１ ０ 原 子炉 注水 に必 要 な弁 が動 作 可 能で ある こ とを 確認 する 。
※１１ サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場
合は 65℃ ）以 上の 場 合は ，低 圧 で原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低圧 代 替注 水系 1 系 統以 上起動できた後に逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施する。また，実際の操作では，原子炉圧力が低下し低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始された後に原子炉隔離時冷却系が停止するが，低圧代替注水系（常設）のみによる原子炉注水性能を確認する観点で，原子炉減圧開始と同時に原子炉隔離時冷却系は停止する想定と して い る。
※１２ 原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の減圧沸騰により原子炉水位の指
示値 の信 頼 性が 損な われ る おそ れが あ る ため ，原 子 炉水 位不 明で な いこ とを 確 認 する 。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原子炉水位の指示値のばらつきが大きく燃料有効長頂部以上であることが判断できな
い場 合※１ ３ 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・ チ
ェン バ圧 力 の差 圧を 確認 す るこ とで ， 原 子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 以上 であ る こ とを 確認する 。
※１４ 常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）により，原子炉水位を原子炉
水位 低（ レ ベル ３） から 原 子炉 水位 高 （ レベ ル８ ） の間 に維 持す る 。
※１ ５ 取 水機 能喪 失の 確 認後 ，緊 急 用 海水 系の 起 動操 作を 実施 す る。
実際には緊急用海水系の起動操作が完了した時点で，サプレッション・プール水温度が32 ℃ 以 上 の 場 合 は 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）， 格 納 容 器 圧 力 が0.245MPa［ gage］ 以 上 の 場 合 は 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） の 運 転 を 開 始 す
るが ， 評 価上 は 格 納容 器 圧力 が 代 替格 納 容器 ス プ レイ の 実 施基 準 であ る 0.279MPa［gage］に到達した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を開始する想定としている 。
※１６ 残留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）にて原子炉注水運転に切り替え，原子炉水位
高（ レベ ル ８） にて 格納 容 器除 熱運 転 に 切り 替え る 。

水位不明

原子炉満 水 操作 ※ １ ３

水位不明ではない

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１４

緊急用海水系を用いた残留熱除去（約 13 時間） 系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ５ ， １ ６

代替残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た
残留熱除 去 系に よる 原子 炉 注水及び格納 容 器ス プレ イ操 作

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水を継続することで，原子炉水位を維持し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を継続する。また，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪失している
設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とする。

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 原 子 炉 注 水 操 作 及 び 格 納 容器 ス プ レ イ 操 作 ， 常 設 低 圧 代 替 注 水 ポ ン
プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常 設 ）並 び に 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ 又 は 可
搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 スプ レ イ 冷 却 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 格 納 容 器
スプ レイ 操 作

ⅢⅣ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる ほう 酸水 注 入系 ，消 火 系 ，補 給水 系 ，可 搬型 代替 注 水中 型ポ ン プ を用 いた 低 圧代 替注 水系 （ 可搬 型） 及 び 可搬 型代 替 注水 大型 ポン プを用 いた 低 圧代 替注 水系 （ 可搬 型） に よ る原 子炉 注 水も 実施 可能 で ある 。
Ⅲ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる 代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系の 使 用も 可能 で あ る。
Ⅳ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 ，常 設低 圧代 替 注水 系ポ ン プ を用 いた 低 圧代 替注 水系 （ 常設 ）に よ る 原子 炉注 水 及び 代替 格納容器 スプ レ イ冷 却系 （常 設 ）に よる 格 納 容器 スプ レ イ並 びに 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プを 用 いた 低圧 代替 注 水系 （可 搬 型 ）に 代替 格 納容 器ス プレ イ
冷却 系（ 可 搬型 ）に よる 格 納容 器ス プ レ イも 実施 可 能で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる 代替 注水 大 型ポ ンプ を 用 いた 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型）， 消火 系及 び 補給 水系 によ る 格納 容器 ス プ レイ も実 施 可能 であ る。

第 2.4.1−2 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の対応手順の概要

2.4.1-29

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

実施個所・必要要員数

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

原子 炉ス ク ラム
中央監視
運転操作指揮約20秒

操作項目

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●給 水 流量 全喪 失 の 確 認●全 交 流動 力電 源 喪 失 確認
●原 子 炉ス クラ ム の 確 認

状況 判 断2人
A，B

全交流動力電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の停止確認は，外部電源がない場合に実施
する●ター ビ ン停 止の 確 認−−● 主蒸気隔離弁閉止及び 逃がし安全弁 （安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認

10 分●再 循 環系 ポン プ 停 止 の確 認
●非常用ディーゼル発電機等の停止確認●原 子 炉隔 離時 冷 却 系 の自 動 起動 の確 認
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離 時 冷却 系）

【1人】
A

−

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系 に よる 原子 炉 注 水の調 整 操 作−−●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失 敗 ）

1分−−● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発 電 機の 手動 起 動 操作（ 失 敗 ）

2分

−

−

2人
a， b

●電源回復操作

【1人】
B

−

−

●常 設 代替 高圧電 源 装置 2台の 起動 操作 及 び 緊 急 用母 線の 受
電操作

【1人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

−

2人
C，D

−

●非常用母線の受電準備操作(現場）

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電
操作

【1人】
B

−

−

取水機能喪失の
確認

【1人】
B

−

−

● 残留 熱除 去 系海 水 系 の 手動 起動 操 作 （失敗 ）残留熱除去系海水系 の 回復 操作

−

【2人】
C，D

−

●残留熱除去系海水系の回復操作，失敗原因調査

常設 低 圧代替 注 水系ポ ン プを用 い た
低圧代替注水系（常 設 ）の起 動 操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬 型 代替注 水 中型ポ ン プを用 い た
低圧代替注水系（可 搬 型）の 起 動
準備操作

−

−

8人
c〜j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
常設 代 替交流 電 源
設備 に よる緊 急 用
母線の受電操作

早期の電源回復
不能 の 確認

常設代替交流電源設備による非常用母線の受電準備 操 作−原子 炉 水位 を原 子 炉 水位低 （ レ ベル３ ） か ら原 子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） の間 に 維持

外部電源がない場合に実施する
解析上考慮 しない
外部電源がない場合
に実施する

適宜 実施

外部電源がない場合
に実施する

4分
35 分

外部電源がない場合
に実施する

75 分
8分

●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

第 2.4.1−3 図

外部電源がない場合
に実施する

5分

●非常用母線の受電操作

4分

適宜 実施

解析上考慮 しない

3分

170 分

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.1-30

解析上考慮 しない

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 時間 ）
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

約2時 間

サ プレ ッ ショ ン・プー ル 水温 度 65℃

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

約13時間

当直運転員
（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員（現場）

原 子炉 水 位の 調整
操 作（ 原 子炉 隔離
時冷却系）

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作

常 設低 圧 代替 注水系 ポン プ を用 いた
低圧代替注水系（ 常設 ） の起 動操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替 注 水 系 （ 常設 ） によ る 原 子 炉 注水 の系統構成操作及び起動操作

3分

逃 がし 安 全弁 （自動 減圧 機 能） による 原子 炉 急速 減圧
操作

【1人】
B

−

−

●逃 がし 安全弁（ 自動 減圧機 能）7個の 手動
開放操作

1分

原 子炉 水 位 の調 整
操 作（ 低 圧 代替 注
水系（常設））【1 人】
A

緊 急用 海 水系 を用い た残 留 熱除 去系（ 低圧 注 水系 ）に
よ る原 子 炉注 水操
作 並び に 残留 熱除
去 系（ 格 納容 器ス
プ レイ 冷 却系 ）によ る格 納 容器 除熱操 作又 は 残留 熱除
去 系（ サ プレ ッショ ン・ プ ール 冷却系 ）に よ るサ プレッ ショ ン ・プ ール
冷却操作

使 用済 燃 料プ ールの除熱操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替 注 水 系 （ 常設 ） によ る 原 子 炉 注水 の調整操作

取水機能喪失の確認後に実施する

原子 炉 水位 を原 子 炉 水位低 （ レ ベル３ ） か ら
原子 炉 水位 高（ レ ベ ル８） の 間 に維持 す る

20 分●緊急用海水系による海水通水の系統構成
操作 及 び起 動操 作

2分

●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作
【1 人】
A

−

−
●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉 注水 並 び に 残 留熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス
プ レイ 冷 却 系 ） によ る 格 納 容 器 除 熱 又 は
残 留熱 除 去 系 （ サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
冷 却系 ） に よ る サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
冷却の交互運転操作

【1 人】
A

−

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達−

原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） にて 格納 容 器 スプ レイ 又 はサ プレ ッシ ョ ン・ プー ル 冷 却運 転へ の 切替 操作 を実 施 し，
原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） にて 原子 炉 注 水へ の切 替 操作 を実 施す る

●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 ） を 使用 した使用済燃料プールへの注水操作

15 分●代替燃料プール冷却系の起動操作
可 搬型 代 替注 水中型 ポン プ を用 いた
低圧代替注水系（ 可搬 型 ）の 起動
準備操作

−

−

8人
c〜j

必要要員合計

2人
A，B

2人
C，D

10人
a〜j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

第 2.4.1−3 図

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

170 分

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施 する

解析上考慮 しない

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.1-31

10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa［gage］）

8
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 2 時間）

原子炉圧力(MPa[abs])
MPa[abs]）

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇

6

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−4 図

原子炉圧力の推移

20
原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止
による原子炉水位の維持

原子炉水位（シ ュラウド内水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部

高出力燃料集合体
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）

燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム

(m)
0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.4.1-325

20
原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止
による原子炉水位の維持

原子炉水位（シュラウド内 外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2000

1500

注水流量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉
水位高（レベル８）の間に維持する
よう注水）

1000

３
(m）
／h)

低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

500

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−7 図

注水流量の推移

2.4.1-33

5

5000

4000

蒸気流量
蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

t/h）
(t／h)

2000

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流出流量の推移

500
低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水量増減

原子炉圧 力容器内の保 有水量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個開放による水量減少（減圧と同時に原子炉隔離時冷却系が停止することを想定）（約 2 時間）

100

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.4.1-345

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度

℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す。

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 2 時間）

200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.2

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

1

ボイド率

ボイド率

低圧代替注水系（常設）の起動／停止
によるボイド率増減0.8
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

（−）
(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−11 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

2.4.1-35

5

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

(−)

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

（−）
0.4

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−12 図

炉心下部プレナムにおけるボイド率の推移

2.4.1-365

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇（約 2 時間）

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ0.6

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施（約 13 時間）
最大圧力：約 0.28MPa［gage］（約 13 時間）0.4

(MPa［gage］)(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
への切替え（13.7kPa［gage］到達後）ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1−13 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子
炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

格納容器雰囲気温 度(℃)

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル冷却装置の停止
200

ドライウェルサプレッション・チェンバ

残 留熱除去 系（格納 容器スプレ イ冷却系 ）作動による温度低下（約 13 時間）
最高温度：約 141℃
（約 13 時間）)100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力 容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(h)原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.1−14 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.1-37

144

168

20

サプレッション・ プール水位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
低圧代替注水系（常設）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

外部水源である低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により逃がし
安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1−15 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッション・ プール水温度

200

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ作動による温度低下（約 13 時間）
最高温度：約 134℃
（約 13 時間）

ル
水
温
度

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇（約 2 時間）

（℃）
(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1−16 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.1-38

168

第 2.4.1−1 表
操作及び確認
全交流動力電源喪失 及び原子炉スクラム確認

原子炉隔離時冷却系 による原子炉注水

2.4.1-39

取水機能喪失の確認

逃がし安全弁による 原子炉急速減圧

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（1／2）
手順

外部電源喪失と非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失し全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系が自動起動し原子炉注水を開始する。これにより原子炉水位は回復し，以降原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
サプレッション ・プ ール水 温度 が 32℃ に到達し，中央制御室からの遠隔操作によりサプレッション・プール冷却を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認し，取水機能喪失を確認する。
常設低圧代替注水系ポンプを 2 台起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を全開し，原子炉急速減圧を実施する。

常設設備
125V 系蓄電池Ａ
系
125V 系蓄電池Ｂ
系
原子 炉 隔 離 時冷
却系 ＊125V 系蓄電池Ａ
系

常設 代 替 交 流電
源設備
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−−原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊サプレッション・プール水温度
残留熱除去系海水系系統流量 ＊−常設 代 替 交 流電
原子炉圧力（ＳＡ）
源設備
原子炉圧力 ＊
逃がし安全弁（自動減圧機−能） ＊常設 低 圧 代 替注
水系ポンプ
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.1−1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（2／2）
手順

2.4.1-40

低圧代替注 水系（常設）による原子炉注水

逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，低圧代替注水系（常設）の系統圧力を下回ると，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉水位は原子
炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

残留熱除去 系（格納容器
スプレイ冷 却系）による格納容器除熱常設代替交流電源設備による交流電源供給
後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施する。

残留熱除去 系（低圧注水系）による原子炉注水

格納容器除熱中に原子炉水位が原子炉水位
低（レベル３）まで低下した場合は，格納容器除熱を停止し残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。

常設設備
常設 代 替交 流電
源設備
常設 低 圧代 替注
水系ポンプ
代替淡水貯槽
軽油貯蔵タンク

常設 代 替交 流電
源設備
残留熱除去系（格 納 容器 スプ
レイ冷却系） ＊緊急用海水系
軽油貯蔵タンク
常設 代 替交 流電
源設備
残留熱除去系（低 圧 注水 系）

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊−原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
代替淡水貯槽水位
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度−
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系系統流量 ＊原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−＊
原子炉水位（広帯域） ＊緊急用海水系
原子炉水位（燃料域） ＊残留熱除去系系統流量 ＊軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.1−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（1／6）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.4.1-41

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300ｔ／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した
運転期間に対応する燃焼度を設定

5,700m３

設計値

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（サプレッション・チェンバ）第 2.4.1−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

3.45kPa（ドライウェル−サプ
レッション・チェンバ間差圧）

真空破壊装置の設定値

6.983m（通常運転範囲の下限値）

通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

32℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

外部水源の水温35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失するものとして設定

外部電源

外部電源なし評価上，非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定することから，
外部電源なしの場合には全交流動力電源喪失となり，要員，資源等の観点で厳しい条件となる真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

事故条件

2.4.1-42

第 2.4.1−2 表
項目

原子炉スクラム信号

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（3／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

10.0

原子炉圧力（MPa[dif]）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m ３ ／ h （ 7.86MPa ［ gage ］ 〜 1.04MPa［gage］において）にて注水

原原子子炉炉圧圧力力（（MPaMPa［［gage］
gage］
））

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

8.0

原子炉隔離時冷却系
ポンプによる注水特性

6.0

4.0

2.0

2.4.1-43

0.0
0

100

200

300

流 流量（m
量 （ m ３3 /h）
/h）

400

500

第 2.4.1−2 表
項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

2.4.1-44

逃がし安全弁

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（4／6）
主要解析条件
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開する
ことによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定

逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量と原子炉圧力の関係から設定

第 2.4.1−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（5／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定
4.0

低圧代替注水系（常設）

最大 378m３ ／h で注水

常設低圧代替注す系
ポンプ 2 台による注水特性

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

緊急用海水系
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

伝熱容量：約 24MW
(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において)
・1,692m３ ／h にて格納容器内にスプレイ
・伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定
残留熱除去系の設計値として設定
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定
残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定
4.0

3.0

残留熱除去系（低圧注水系）

1,605m３ ／h（0.14MPa［dif］において）（最大
1,676m３ ／h）にて注水

原子炉圧力（MPa[dif]）

2.4.1-45

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉圧力（ MPa[dif]）

3.0

2.0

残留熱除去系ポンプ 1 台
による注水特性

1.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3/h）

1400

1600

1800

2000

第 2.4.1−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

余裕時間を確認する観点で代替格納容器スプレイの実施基準である格納容器圧力 0.279MPa［gage］に到達した場合に開始するものとして設定

2.4.1-46

添付資料 2.4.1.1
安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プー
ル熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定 ※ 又は低下傾向となる。格納容器雰囲気温度は 150℃を下回るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機
能維持が確認されている 126℃を上回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。なお，残留熱除去系による格納容器除熱開始後の原子炉注水は，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）にて実施する。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
（※）残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に切り替えると，原子炉圧力容器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度は僅かに上昇傾向となる。ただし，残留熱除去系による格納容器除熱は確立しており，長期的には減圧後の原子炉
圧力容器温度（100℃程度）より若干低い温度で平衡状態となることから，この状態も含め安定傾向とする。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し炉心冷却及び除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（添付資料 2.1.2 別紙 1）

添付 2.4.1.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要現象

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.4.1.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気
液熱非平衡

解析モデル

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を 最確 条 件と し た場 合 の 運転 員等 操 作時 間 及び 評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 が冠 水 維持 する 場 合 では 燃料 被 覆管 温度 は上
昇し ない た め不 確か さは 小 さい 。操 作 手 順（ 原子 炉 減圧 後速 やかに低 圧注 水 に移 行す るこ と ）に 変わ り は なく ，燃 料 被覆 管温 度を操作 開始 の 起点 とし てい る 運転 員等 操 作 はな いこ と から ，運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，原子炉水位は燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心は冠水維持されるため ，燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 初期 値（約 309℃ ）を上 回 るこ とは 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 。

解析 コ ード は ，酸 化 量及 び 酸化 反 応 に伴 う発 熱 量の 評 価に つ いて
保守 的 な結 果 を与 え るた め ，燃 料 被 覆管 温度 を 高め に 評価 す る可能性 が ある 。 よっ て ，実 際 の燃 料 被 覆管 温度 は 低く な るが ， 事象
初期 の 原子 炉 注水 は 原子 炉 隔離 時 冷 却系 の自 動 起動 に より 確 保され， 燃 料被 覆 管温 度 を操 作 開始 の 起 点と する 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 。
解析 コ ード は ，燃 料 被覆 管 温度 を 高 めに 評価 す るこ と から ， 破裂の判 定 とし て ベス ト フィ ッ ト曲 線 を 用い る場 合 でも お おむ ね 保守的な 結 果を 与 える も のと 考 える 。 仮 に格 納容 器 雰囲 気 放射 線 モニ
タに よ り炉 心 損傷 を 確認 し た場 合 に は， 炉心 損 傷後 の 運転 操 作に移行 し ，格 納 容器 圧 力逃 が し装 置 等 によ る格 納 容器 除 熱操 作 の起
点が 変 更さ れ る。 し かし な がら ， 原 子炉 水位 は 燃料 有 効長 頂 部を下回 る こと な く， 炉 心は 冠 水維 持 さ れる ため ， 燃料 被 覆管 の 最高
温度 は 初期 値 （ 約 309℃ ） を上 回 るこ と はな い こと か ら， 運 転員
等の 判断 ・ 操作 に対 して 問 題と なら な い 。

解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価するが，原子炉水位は燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心は
冠水 維持 さ れる ため ，燃 料 被覆 管の 最 高 温度 は初 期 値（約 309℃ ）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。
燃料被覆管温度を高めに評価することから，破裂判定は厳しめの
結果 を与 え る。
なお，原子炉水位は燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心は冠
水維 持さ れ るた め ，燃 料被 覆 管の 最高 温 度は 初期 値（約 309℃ ）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える
影響 はな い 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

添付資料 2.4.1.2

不確 かさ

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.4.1.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注水（給水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉圧 力 の評 価に お いて ，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力で 系 統的 に圧 力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レイ の 液滴 で冷 却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ること
がな く，炉心 露 出後 の再 冠 水過 程で 現 れ る解 析結 果 に重 畳す る水
位振 動成 分 を考 慮す る必 要 がな く，解 析 コー ドは 炉 心内 の二 相水
位変 化を お おむ ね同 等に 評 価す 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 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，ダ ウ ンカ マ部 の二 相 水位（シュ ラ ウド 外水 位）を適切 に評 価 する 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 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は ，原 子炉 圧 力変 化を 適切 に 評価 する 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 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ，圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注水（給水系・代替注
水設備含む）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 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
向が 確 認さ れて い るが ，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 不確 かさが 小 さく なる も のと 推 定さ れ， 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 現で き てい るこ と から ，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 残留 熱除 去 系に よる格 納容 器 除熱 に係 る運 転 員等 操作 時 間 に与 える 影 響は 小さ い。
また ， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を
確認 し てお り， そ の差 異 は小 さい こ とか ら， 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 る残 留熱 除 去系 によ る 格納 容器除 熱に 係 る運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は小 さ い。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域間の流動構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器

添付 2.4.1.2-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液界面の熱伝達

スプレイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サプレッション・
プール冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

HDR 実験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。
入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は な
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.4.1.2-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大線出力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であ り，そ の 他の 核的 特 性等 の違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による水 位低 下 量は約 4cm で あ り非 常に 小 さ い 。し たが っ て，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し た が って ，事 象進 展 に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

最 確 条 件 と し た 場 合 は， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩 和さ
れ る が ， 操 作 手 順 （ 原子 炉 減 圧 後 速 や か に 低 圧 注 水 に移行 す る こ と ） に 変 わ りは な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開始 の 起 点 と し て い る 運転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確 条件 と した 場合 は，燃 料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 されるが ，原 子炉 水 位は 燃料 有 効長 頂部 を 下 回る こと な く，炉
心は 冠水 維 持さ れる ため ，燃料 被覆 管 の最 高温 度は 初 期値の約 309℃ 以下 と なる こと か ら，評 価 項目 とな るパ ラ メー
タに 与え る 影響 はな い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力初期条件

添付 2.4.1.2-5

格納容器
雰囲気温度

格納容器体積（ドライウェル）ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

57℃

5,700m ３

格納容器体積（サプレッション・チェンバ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

サプレッション・
プール水位

6.983m（通常運転範囲の下限値）

条件 設定 の 考え 方

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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 る 蒸 気 量 は 少 な く な り，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 緩和 さ れ ， ま た ， 炉 心 露 出 後 の 燃料
被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩和 さ れ ， そ れ に 伴 う 原 子 炉 冷 却材の 放 出 も 少 な く な る こと か ら ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲気
温 度 の 上 昇 が 遅 く な るが ， 操 作 手 順 （ 原 子 炉 減 圧 後 速やかに 低圧 注 水に 移行 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 の 開 始 時 間 は 遅く な る 。 た だ し ， ゆ ら ぎ に よ る格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は ， 格 納 容器
ス プ レ イ の 実 施 に 伴 い飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度 の ゆら
ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 する 蒸気 量 は 少な くな り，原 子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，また ，炉 心 露出 後の 燃料 被 覆管
温度 の上 昇 は緩 和さ れ，そ れに 伴う 原 子炉 冷却 材の 放 出も少な くな る こと から ，格 納 容器 圧力 及 び雰 囲気 温度 の 上昇
は遅 くな る が，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 は 格納
容器 スプ レ イに より 抑制 さ れる 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 。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 圧 力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す 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。 ただ し ，ゆ らぎ によ る 格納 容器 圧 力 の変 動 は 3kPa 程
度と 非常 に 小さ く，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に与 え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，格納 容 器雰 囲気 温 度 は，格納 容器 ス プ
レイ の実 施 に伴 い飽 和温 度 とな り，初 期温 度の ゆら ぎ 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 響は 小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より
大き めの 水 量と なる が，ゆ らぎ の幅 は 非 常に 小さ い。例 えば，サ プ レッ ショ ン・プー ルの 水 量は 3,300m ３ で ある の に
対し ，ゆ ら ぎに よる 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合
は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が って，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 響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，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 響は 小さ い 。

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定

設計 値
設計 値（ 通常 運転 時 のサ プレ ッ ショ
ン・プー ル水 位の 下 限値 に基 づ き設
定）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 大 き め の 水 量 と な るが ， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い。
例え ば，サプ レッ シ ョン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に対 し， ゆ らぎ によ る 水量 変化 は約 42m ３ であり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小さ
い 。 し た が っ て ， 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

初期条件

添付 2.4.1.2-6

サプレッション・
プール水温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

真空破壊装置作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

外部水源の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因事象

給水流量の全喪失−

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去機能喪失

−

事故条件
外部電源

外部電源なし運転 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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 と 同 等 以 下 と な る 。32℃ の場
合 は ， 解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 等 で あ る こ と か ら 運 転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 高 ま り 格 納容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 され る 。 こ の た め ， 格 納 容 器 圧 力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる サ プレ
ッシ ョン・プー ル 水温 度と 同 等以 下と なる 。32℃ の場 合は ，
解析条件と最確条件は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 はな い。32℃ 未満 の場 合 は，サプレ ッシ ョ ン・プー ルで の 圧力 抑制 効 果が 高ま り格 納 容器
圧力 の上 昇 は緩 和さ れる 。この ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件

−

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

真空 破壊 装 置の 設定 値

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 水 源 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 水 源 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

−

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 燃 料 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 燃 料 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

−

−

−

外 部 電 源 が あ る 場 合 を包 含 す る 条 件 設 定 と し て い る ことか ら ， 外 部 電 源 あ り を想 定 す る 場 合 で も ， 事 象 進 展 に与え る 影 響 は 小 さ く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はな
い。

外部電源がある場合を包含する条件設定としていることから ，外 部電 源 あり を想 定 する 場合 で も，事象 進展 に 与える影 響は 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
はな い。

原子炉水位低下の観点で厳しい事
象を 設定
取水機能の喪失による崩壊熱除去
機能 喪失 を 設定
評価 上，非 常 用デ ィー ゼ ル発 電機 等の取 水機 能 も喪 失す るも の とし，非常用 交流 電 源設 備は 使用 で きな い。
よって，外部電源なしの場合の方が，全交 流動 力電 源 喪失 とな り，要員，資 源等 の 観点 で厳 し い条 件と な
るこ とか ら 設定。ま た，原子 炉ス ク
ラム及び再循環系ポンプトリップにつ いて は，起因 事象 発 生か ら原 子
炉スクラムまでの期間の原子炉水位の 低下 を 厳し くす る条 件 とし て，外部電源がある場合を包含する条
件を 設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項目

原子炉スクラム信号

添付 2.4.1.2-7

重大事故等対策に関連する機器条件

逃がし安全弁

原子炉隔離時冷却系

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉手動減圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（自 動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能）7 個を 開 放す
ることによる原子炉
ることに よ る原 子炉
減圧
減圧
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて注水

原子炉水位異常低下（レベル ２）信号 に て
自動起動
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて 注 水

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

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，タ ービ ン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

低圧代替注水系（常設）

添付 2.4.1.2-8

重大事故等対策に関連する機器条件

残留熱除去系（低圧注水系）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

緊急用海水系

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]1,605m ３ ／ h（ 0.14MPa［dif］において）（最大 1,676m ３ ／h）（1 系
統当たり）（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]1,605m ３ ／ h （ 0.14MPa［dif］にお い て）（ 最大 1,676m ３ ／ h）（1 系
統当たり ）

・1,692m ３ ／h にて格納容器内にスプレ
イ
・伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約24MW（サプレッション・プール水温度
100℃，海水温度
32℃において）約 24MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

・1,692m ３ ／h に て格
納容 器内 に スプ レ
イ・伝熱容 量は ，熱 交 換
器 1 基当 た り約
24MW（ サ プレ ッシ ョ
ン・ プー ル 水温 度
100℃ ， 海水 温度
32℃ にお い て）
約 24MW（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 32℃に おい て ）条件 設定 の 考え 方

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

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（注 水 特性（ 設計 値）の保守 性），原子 炉水 位の 回 復が 早く 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。

設計 値と し て設 定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。
スプレイ流量及び伝熱容量は，解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（注 水 特性（ 設計 値）の保守 性），原子 炉水 位の 回 復が 早く 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。

解析条件と最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

残留 熱除 去 系の 設計 値と し て設 定
伝熱 容量 は，熱 交換 器の 設 計性 能に
基づ き，過去 の 実績 を包 含 する 高めの海 水温 度 を設 定

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の 実績 を包 含 する 高めの海 水温 度 を設 定

スプ レイ 流 量及 び伝 熱容 量 は，解 析 条件 と 最確 条件 と 同等
であ るこ と から，事 象進 展に 影 響は なく ，評価 項目 と なる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件

目

操作条件

逃がし安全
弁による原
子炉急速減
圧操作

サプレッショ
ン・プール水
温度 65℃到
達時

添付 2.4.1.2-9

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

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 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

サ プ レ ッ シ ョン・プール熱容量制限を踏まえて設定【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度を 継 続監 視
して おり ，ま た，逃 が し安 全弁 に よる 原 子炉 急速 減 圧操 作の 操作 実 施基 準（ サプレ ッシ ョ ン・プー ル水 温度 65℃ ）に 到 達 する のは 事 象発 生約 2 時 間 後で あり ，
比較 的緩 や かな パラ メー タ 変化 であ る こ とか ら，認知 遅れ が 操作 開始 時 間に 影
響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
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 とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 急速 減圧 操 作 とし て余 裕 時間 を含 めて 1 分 を 設定 し
てい る 。中 央制 御 室の 制御 盤 のス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所 要時
間が 長く な る可 能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

取水機能喪失の認知に係る確認時間及び低圧代替注水系（常設）によ る 原子 炉注 水準備の操作時間は時
間余裕を含めて設定
して おり ，また ，そ の後に行う原子炉急速減圧操作は同一の運転員による並列操作
はな いこ と から ，不 確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く ，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 。

取水機能喪失の認知に係る確認時間及び低圧代替注水系（常設）によ る原 子 炉注 水準備の操作時間は時
間余裕を含めて設定
して おり ，ま た ，そ の後に行う原子炉急速減圧操作は同一の運転員による並列操作
はな いこ と から ，不 確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く，実 態の 操
作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる 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。

低圧代替注水系（常設）への 移 行は ，初 期の原子炉隔離時冷却系による注水可能継続時 間（ 事 象発 生か ら
少なくとも 8 時間程度）内に 実 施す るこ とで炉心損傷を回避することが可能であること から ，時間 余裕 がある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.4.1.2-10

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器
除熱操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）
解析上の操作開始条件

格納容器圧力0.279MPa[gag
e]到達時

条件設定の
考え方

余裕時間を確認する観点で代替
格納容器スプレイの実施基準である格納容器圧
力0.279MPa［gage］に到達した場合に開始するものとして設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また，格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準（格 納容 器圧 力 0.279MPa[gage]）に到 達
する のは 事 象発 生約 13 時間 後 であ り， 比較 的緩 や かな パラ メー タ 変化 であ ること から ， 認知 遅れ が操 作 開始 時間 に 影 響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
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 とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 く，操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 開始 時 間は ，時 間
余裕を含めて設定してお り，準 備操 作が 想定より短い時間で完了することで操作開始時間が早まる可能性が ある こ とか ら，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

操作 開始 時 間は ，時 間
余裕を含めて設定してお り，準備 操 作が 想定より短い時間で完了す るこ と で，実態 の操作開始時間は解析上の 設定 か ら早 まり ，
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は大きくなる 。

格 納 容 器 圧 力 が0.279MPa[gage] に 到
達す るま で の時 間は ，
事象 発生 か ら約 13 時
間あ り，準 備時 間が 確
保で きる こ とか ら，時間余 裕が あ る。 また ，操作が遅れる場合に
おい ても ，格納 容器 圧
力は 約 0.28MPa[gage]から 上昇 す るが ，格 納
容器圧力の上昇は緩やか であ る ため ，残 留
熱除 去系（ 格納 容器 ス
プレ イ冷 却 系）によ る
格納容器スプレイの実際の実施基準である 0.245MPa[gage] から解析条件で設定した 0.279MPa[gage] 到
達ま での 時 間が 約 0.9
時間であることを考慮すると， 格納容器の 限 界 圧 力
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 9 時 間程 度の準備時間が確保でき，残留 熱 除去 系の 起動操作に要する時間
は 2 分程 度 であ るこ とから，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器
圧 力0.279MPa[gage] 到 達 時 に ，残留熱除去系による格納容器スプレイを実施し，操作
時間 は約 6 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認した 。

添付資料 2.4.1.3
非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について

1.

はじめに
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」
においては，外部電源喪失を想定するとともに，非常用ディーゼル発電機等の取水機能も喪失することを想定するため，全交流動力電源喪失となる。
本事故シーケンスグループの有効性評価では全交流動力電源喪失を想定して運転員等操作時間を設定していることから，対応手順や運転員等操作時間に与える影響はない。しかしながら，実際には，海水冷却手段を喪失した場
合でも，非常用ディーゼル発電機等は起動可能であり，一定時間の電源供給が行われると考えられることから，これによる影響について考察する。

2.

非常用ディーゼル発電機による給電の影響について
外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機等の海水冷却手段が喪失した場
合，海水冷却手段が喪失した状態で非常用ディーゼル発電機等が自動起動することで，全交流動力電源喪失は回避される。その後，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位は低下する。原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始され，原子炉水位が維持される。
この際，自動起動した非常用ディーゼル発電機等は，海水冷却手段を喪失しているため，運転継続によって冷却水及び潤滑油温度が上昇し，インターロックにより停止する。非常用ディーゼル発電機等が停止するまでの対応は，中央制御室のみで実施可能であり，要員の配置に与える影響はなく，また，その後の対応手順は，非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を最初から想定
添付 2.4.1.3-1

した場合と同様である。なお，非常用ディーゼル発電機等が起動することによって，待機中の機器が自動起動するが，プラントに悪影響を及ぼすもので
はない。

3.

まとめ
非常用ディーゼル発電機等は，海水冷却手段が喪失した場合でも自動起動
するが，海水冷却手段がないことによる温度上昇に伴いインターロックにより自動停止するまで給電が行われ，全交流動力電源喪失に至る時間が延長されるのみであり，対応手順に影響を及ぼすことはない。

添付 2.4.1.3-2

添付資料 2.4.1.4
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2
時間後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
事象発生から常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生約 2 時間以降は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低添付 2.4.1.4-1

圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 ま
でに残留熱除去系による原子炉注水等を実施し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 620m ３ で あ る 。

積積算算注注水水量量( m( ３m ３) )

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水 系 （常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 620m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必
要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.4.1.4-2

添付資料 2.4.1.5
7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.4.1.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.4.1.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】

緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④

⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 799

約 786

約 1,206

約 1,201

約 1,495

約 1,307

約 1,884

約 1,543

約 2,097

約 1,705

約 2,190
約 2,380

約 1,895
約 2,085

約 3,067

約 2,599

約 4,024

約 3,186

約 − 380―

約 2,806

約 30

約 2,915

約 2,836

負荷容量(kW)

主要機器名称

約 120
約 97
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 190
約 190
約 510
約4
約 584
約3

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

5,000

3,000

最大負荷容量
約 4,024kW

⑩

4,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

⑨

⑪
⑫

⑧
⑦
⑥
⑤
④

2,000

③
1,000

②
①

0

▲
常設代替高圧電源装置 2 台
起動

1▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２
3

13

14

24

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.4.1.6-1

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.4.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
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，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋
ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋Ｒ
ＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋Ｄ
Ｇ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」，⑬「中破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑭「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め炉心冷却に成功する。中長期的な格納容器圧力及び雰囲気温度上昇の観点では，崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策に違いはない。また，ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した
2.4.2-1

場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
以上を踏まえ，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，原子炉
冷却材温度の上昇により発生する蒸気が逃がし安全弁により格納容器に放出され，格納容器圧力が上昇することから，緩和措置がとられない場合には，炉心損傷より先に格納容器が破損する。これに伴って炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，残留熱除去系が故障したことによって最
終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事
故等対策の有効性評価には，残留熱除去系の有する炉心冷却及び格納容器
除熱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。
したがって，本事故シーケンスグループでは，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策とし
2.4.2-2

て，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持する
ため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 2.4.2−1 図に，手順の概要を第 2.4.2−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.4.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）18 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ための当直運転員 4 名である。
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 名及び現場操作を行うための重大事故等対応要員は 8 名である。
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 名及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を行うための重大事故等対応要員 3名である。必要な要員と作業項目について第 2.4.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，18 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
2.4.2-3

原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始することにより，原子炉水位が回復する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｃ．残留熱除去系機能喪失確認
原子炉隔離時冷却系運転により，サプレッション・プール水温度が上昇するため，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を起動す
るが，残留熱除去系の故障によりサプレッション・プール冷却は失敗する。
残留熱除去系の故障を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去
系ポンプ吐出圧力等である。
ｄ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
残留熱除去系機能喪失を確認後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備 ※ として，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替
注水系ポンプ 2 台を起動する。また，原子炉注水に必要な電動弁（残留熱除去系注入弁）が開動作可能であることを確認する。
サプレッション・プール熱容量制限により，中央制御室からの遠隔操作によって低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了後，
2.4.2-4

逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開操作し原子炉を急速減圧す
る。また，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が停止したことを確認する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
※

本事故シーケンスでは，低圧で注水可能な系統として，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）
Ｃ系に期待することも可能であるが，原子炉減圧時の水位回復性能を確認する観点で，注水流量の小さい低圧代替注水系（常設）に期待した評価としている。

ｅ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧代替注
水系（常設）の系統圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），低圧代替注水系原子炉注水流量（常設
ライン用）等である。
ｆ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合又はドライ
ウェル雰囲気温度が 171℃に接近した場合は，中央制御室からの遠隔操
作により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する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却は，常設低圧代替注水系ポンプ
2.4.2-5

2 台により同時に実施可能な設計としている。
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確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェン
バ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）等である。
ｇ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準備として，第一弁を中央制御室からの遠隔操作により開する。
サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により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停止する。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器圧力は徐々に上昇する。格納容器
圧力が 0.31MPa［gage］に到達した場合，第二弁を中央制御室からの遠隔操作によって全開操作することで，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力等である。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施している間に炉心損傷していないことを確認するために必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置等のベントラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッション・プール水位である。

以降，炉心冷却は，低圧代替注水系（常設）による注水により継続的に
2.4.2-6

行い，また，格納容器除熱は，格納容器圧力逃がし装置等により継続的に行う。

2.4.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まず高圧状態が継続される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力
過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭ
ＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温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
重要事故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。
2.4.2-7

(2)有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.4.2−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は以下の観点により使用できるものと仮定する。
a)

事象の進展に対する影響
外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリッ
プしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スク
ラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いた
め，事象初期の炉心冷却という観点では厳しくなる。
しかし，本評価では，初期の炉心冠水維持は原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系にて行い，その後に低圧代替注水系（常設）による注水に移行し，炉心冷却が継続されることから，外部電源の有無の影響は小さい。

b)

重大事故等対策に対する影響
外部電源喪失時には，低圧代替注水系（常設）の起動前に常設代
替交流電源設備の起動が必要となるが，運転員等操作においては，
外部電源喪失についても考慮することで，外部電源がない場合を包含する評価となる。
2.4.2-8

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
原子炉水位の低下に伴い，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプ 2 台全てを自動停止するものとする。
(c)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系が原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動
し，136.7m ３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。

(d)

高圧炉心スプレイ系
高圧炉心スプレイ系が原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動
し，1,419m ３ ／h（1.38MPa［dif］において）（最大 1,419m ３ ／h）の流量で注水するものとする。

(e)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(f)

低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最大 378m ３／h にて原子炉注水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。
また，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m
３／h にて原子炉へ注水する。
2.4.2-9

(g)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(h)

格納容器圧力逃がし装置等
格納容器圧力逃がし装置等により，格納容器圧力 0.31MPa［gage］
における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱を実施する。
なお，耐圧強化ベント系を用いた場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合と比較して，排出流量は大きくなり，格納容器圧力の低下傾向は大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包絡される。

ｃ．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)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，サプレッション・プー
ル水温度が 65℃に到達した場合に実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［ gage］に到達した場合に実施する。なお，
格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格納容器圧
力が 0.31MPa［gage］に到達した場合に実施する。

2.4.2-10

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.2−4 図から第 2.4.2−9 図に，
燃料被覆管温度，高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移を第 2.4.2−10 図から第 2.4.2−12 図に，格納容器圧力，
格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・
プール水温度の推移を第 2.4.2−13 図から第 2.4.2−16 図に示す。
※

シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。
一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が燃料有効長
頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原
子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失後，原子炉水位は急速に低下する。また，原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムし，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動して原子炉水位は適切に維持される。
再循環系ポンプについては，原子炉水位異常低下（レベル２）で 2 台
全てがトリップする。
低圧代替注水系（常設）を起動し，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限である 65℃に到達した時点で，中央2.4.2-11制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開することで，原子炉を減圧する。原子炉減圧により原子炉隔離時冷却系は停止する。その後は，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水によって，原子炉水位は適切に維持される。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，原
子炉減圧により増加する。また，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水時に，炉心上部プレナム部の蒸気が凝縮され，原子炉が減圧されることにより，ボイド率が一時的に増加し，高出力燃料集合体が一時的に露出する。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器
除熱を行う。格納容器除熱は，事象発生から約 28 時間経過した時点で実施する。
なお，格納容器除熱時のサプレッション・プール水位は，真空破壊装置（約 15m）及びベントライン（約 15m）に対して，十分に低く推移する
ため，真空破壊装置の健全性は維持される。

ｂ．評価項目等
原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は，第 2.4.2−10 図に示すとおり初期値（約 309℃）を上回ることはなく，1,200℃以下となる。
また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
2.4.2-12

原子炉圧力は，第 2.4.2−4 図に示すとおり，約 7.79MPa［gage］ 以
下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉
圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，
約 8.09MPa［ gage］ 以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［ gage］）
を十分下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.31MPa［gage］及び約 143℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.4.2−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）による注水継続
により炉心がおおむね冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約
28 時間後に格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を開始する
ことで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント時の非居住区域境界及び敷地境界での実効線量の評価結果は，サプレッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を見込まない厳しい評価としている「2.6Ｌ

ＯＣＡ時注水機能喪失」のドライウェルベント時の実効線量の評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線
被ばくのリスクを与えることはない。
（添付資料 2.4.2.1）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばく
2.4.2-13

のリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.4.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）では，炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去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，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，逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは，炉心が冠水維持する場合では燃料被覆管温度は上昇しないため不確かさは小さい。原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により行われ，また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
2.4.2-14

及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により行われ，また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注
水に移行すること）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。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，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代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）及び格納容器圧力逃がし装置等に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納
容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，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代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器圧力逃がし装置等に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）
2.4.2-15

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表面熱伝達の不確かさとして，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解
析においても，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価するが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，
燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，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した不確
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器圧
力及び雰囲気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与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験
解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータ
2.4.2-16

に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）(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2.4.2−2 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
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により行われ，また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の2.4.2-17放出も少なくなることから，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の上昇が遅くなるが，操作手順（サプレッション・プール水
温度に応じて原子炉減圧すること及び格納容器圧力に応じて格納容器
ベントを実施すること）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，格納容器体積（サプレッション・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，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。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備により電源が供給され，また，低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
時間は外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員
等操作時間に与える影響はない。
機器条件の高圧炉心スプレイ系は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）

2.4.2-18

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器ベントにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず原子炉水位異常低下（レベル２）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くなるように外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生と2.4.2-19

ともに外部電源喪失が発生する場合は，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップするため，原子炉水位の低下が遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備
により電源が供給される。機器条件の高圧炉心スプレイ系は，解析条
件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，解析上の操
作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操作においては，事故時の重要監視パラメータとしてサプレッション・プール
水温度を継続監視しており，また，サプレッション・プール水温度の上昇は緩やかであることから，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2.4.2-20析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより操作開始時間が遅れる可能性があるが，中央制御室で行う操作であり，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.279MPa［gage］
到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，常設
低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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
時間が遅れる可能性があるが，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操作においては，炉心損傷前の格納容器ベントの操作実施基準（格納容器圧力 0.31MPa［gage］）に到達するのは，事象発生の約 28 時間後であり，格納容器ベントの準備操作はサプレッション・プール水位の上昇傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。また，当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施可能であることから，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
2.4.2-21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。ただし，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性があるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］であることから，格納容器の健全性の点では問題とならない。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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある操作とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。なお，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合においても，現場操作にて対応することから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，運転員等操
作時間に与える影響として，事故時の重要監視パラメータとしてサプ
レッション・プール水温度を継続監視しており，また，サプレッション・プール水温度の上昇は緩やかであることから，実態の操作開始時
間は解析上の設定とほぼ同等であり，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，常設低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定
2.4.2-22

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。格納容器スプレイ開始時間が早くなる場合，遅くなる場合のいずれにおいても，事象進展はほぼ変わらないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，格納容器ベントの準備操作はサプレッション・プール水位の上昇傾向を監視しながらあらかじめ実
施可能である。また，当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施可能であることから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。仮に，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。格納容器ベント操作開始時間が遅くなった場合，格納容器圧力は 0.31MPa［gage］より若干上昇するため，評価項目となるパラメータに影響を与えるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。
（添付資料 2.4.2.2）(3)

操作時間余裕の把握操作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。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作については，逃がし安全弁による原子炉減圧までの時間は事象発生から約 2 時間であり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
2.4.2-23

操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 13 時間
あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作について
は，格納容器ベント開始までの時間は事象発生から約 28 時間あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。また，遠隔操作の失敗により，格
納容器ベント操作開始時間が遅れる場合においても，格納容器圧力は0.31MPa［ gage］から上昇するが，格納容器圧力の上昇は緩やかであるため，格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］に至るまでの時間は，格納容器スプレイを停止した時点の格納容器圧力約 0.256MPa［ gage］から 0.31MPa［ gage］
到達までの時間が約 1 時間であることを考慮すると，0.31MPa［gage］から0.62MPa［gage］に到達するまでに 5 時間程度の準備時間が確保でき，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.7，2.4.2.2）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評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，操作時間には時間余裕がある。

2.4.2.4

必要な要員及び資源の評価
2.4.2-24

(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」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，「2.4.2.1(3)「6.2

炉心損傷防止対策」に示すとおり 18 名である。

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,410m ３ の水が必要である。水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に約 4,300m３ の水を保有している。
これにより，必要な水源は確保可能である。また，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ給水することで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が可能となる。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水については，サプレッション・チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。なお，外部電源喪失を想定した場合
2.4.2-25

でも同様の対応である。
（添付資料 2.4.2.3）

ｂ．燃料

可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替淡水貯槽への給水については，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 6.0kL の軽油が必要となる。
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，この使用が可能であることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替
淡水貯槽への給水について，7 日間の継続が可能である。本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して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 2 台）による電源供給を想定し，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て，7 日間の継続が可能である。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 2.4.2.4）

ｃ．電源
2.4.2-26

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等による電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，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，重大事故等対策時に必要な負荷として，約 1,141kW 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 2.4.2.5）

2.4.2.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」では，炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失し，炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴って炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出して炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」
2.4.2-27

について有効性評価を行った。上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，
高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
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，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注
水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した
重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグ
ループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」に対して有効である。

2.4.2-28

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
外部電源
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プドラ イウ ェ ル

2.4.2-29

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

→

※2

※1 海へ

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口

↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ(Ｃ)→
残留熱除去 系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

高所 西側
接続 口

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

※3

→

←

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
外部電源
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.2-30

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去 系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
外部電源
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.2-31

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去 系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
外部電源
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.4.2-32

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※3

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

残留熱除去 系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

→

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（4／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱段階）

凡(解析上の時刻)例：操 作・ 確 認（ 運転 員）(約 0 秒）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態
：判 断

原子炉水位低（レベル３）
到達： 操作 及び 判断：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） のみ の 作 業

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ １ ， ２：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達（約 20 秒）使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系の自動起動の確認 ※ ３

No

原子炉隔離時冷却系等による原子炉注水確認

高圧 注水 機 能以 外に よる 原 子炉 注水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作

Yes
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）※４（10 分）

サプレッション・プール冷却のため
残留熱除去系起動（20 分）

残留熱除去系機能喪失の確認 ※ ３ ， ５（機器作動状況，ポンプ吐出圧力による確認）

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ６ ， ７Ⅰ

残留 熱除 去 系の回 復操 作回復 は解 析 上
考慮 せず

（約 2 時間）

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）7個による原子炉急速減圧操作 ※ ８ ， ９（約 2.4 時間）

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始西側 淡水 貯 水設 備か ら代 替 淡
水貯 槽へ の 補給 操作 （可 搬 型
代替 注水 中 型ポ ンプ によ る
代替 淡水 貯 槽へ の補 給）

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

淡水 タン ク から 代替 淡
水貯 槽へ の 補給 操作

原子 炉
満水 操作 ※ １ ０

水位不明ではない

炉心 損傷 な しの
継続 確認 ※１１
炉心損傷が確認された
場合は，炉心損傷後の対応 手順 に 移行 する

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１２（約 13 時間）Ⅱ

水位不明

原子炉水位不明でないことの確認

代替 循環 冷 却系 によ る
原子 炉注 水 操作 及び 格納容器 除熱 操 作 ※ １ ３

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達

代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器ス プレ イ

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ開始 ※ １ ４

・代替 格 納容 器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型）によ る格 納 容
器ス プレ イ・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・補 給水 系 によ る格 納容 器 スプ レイ

Ⅲ
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）常設低圧代替注水系ポンプ 2 台によるドライウェルスプレイ可能

サプ レッ シ ョン ・チ ェン バ 雰囲 気温 度
104℃ 到 達確 認後
サプ レッ シ ョン ・チ ェン バ スプ レイ 実 施

No

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水と同等の流量確保又は注水
開始 不可

Ⅲ

※１
※２
※３

重 大 事故 等発 生を 通 信連 絡設 備 に より 確認 し た現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
中 央 制御 室に て，機器 ラン プ 表示 ，警報 ，ポ ンプ 吐 出圧 力，系 統 流量，原 子炉 水位（広帯域）， 原子 炉圧 力 等に て確 認す る 。
※４ 高 圧 炉心 スプ レイ 系 及び 原子 炉 隔 離時 冷却 系 によ り，原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低（ レベル３ ）か ら原 子 炉水 位高（レ ベ ル８ ）の 間に 維持 す る。原子 炉水 位 が安 定し て維 持さ れる場 合は ， 高圧 炉心 スプ レ イ系 は待 機 状 態と する 。
※５ サ プ レッ ショ ン・プー ル水 温度 32℃以 上で あ るこ とを 確認 し，サプ レ ッシ ョン・プ ール
冷却 を実 施 する が， 操作 に 失敗 する こ と で崩 壊熱 除 去機 能喪 失を 判 断す る。
※６ 崩壊熱除去機能喪失の確認後，あらかじめ低圧で注水可能な系統の準備操作を実施する。なお ，本 事 故シ ーケ ンス で は，低圧 で注 水可 能 な系 統と して ，自動 起動 した 高圧 炉
心ス プレ イ 系若 しく は低 圧 炉心 スプ レ イ 系又 は残 留 熱除 去系（低 圧注 水 系）Ｃ系 の手 動
起動 に期 待 する こと も可 能 であ るが ， 原 子炉 減圧 時 の水 位回 復性 能 を確 認す る 観 点で，
注水 流量 の 小さ い常 設低 圧 代替 注水 系 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）に 期待 した評 価と し てい る。
※７ 外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設代 替交 流電 源 設備 によ る緊 急 用母 線の 受 電 操作 を実 施 する。
※８ サ プ レッ ショ ン・プ ール 水 温度 が サプ レッ シ ョン・プー ル熱 容量 制 限（ 原 子炉 が高 圧 の場合は 65℃）に到 達 又は 超過 した 場 合は ，低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注
水系 1 系 統 以上 起動 した 後 に原 子炉 減 圧 操作 を実 施 する 。また ，実際 の操 作で は ，原 子
炉圧 力が 低 下し 低圧 代替 注 水系（常 設）によ る原 子 炉注 水が 開始 さ れた 後に 原 子 炉隔 離時冷 却系 が 停止 する が ，低 圧代 替 注水 系（常 設 ）の み によ る原 子 炉注 水性 能を 確 認す る
観点 で， 原 子炉 減圧 開始 と 同時 に原 子 炉 隔離 時冷 却 系は 停止 する 想 定と して い る 。
※９ 原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の減圧沸騰により原子炉水位の指 示値 の 信頼 性が 損な わ れる おそ れ が ある ため ，原 子炉 水 位不 明で な いこ とを 確認 する。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・原 子炉 水 位の 指示 値 のば ら つき が大 き く燃 料有 効 長頂 部以 上 であ る こと が判 断 できない 場合
※１０ 原子炉水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満水とし，原子炉圧力とサプレッショ
ン・チェ ンバ 圧 力の 差圧 を確 認 する こと で，原子 炉水 位 が燃 料有 効長 頂 部以 上で あること を確 認 する 。
※ １ １ 炉 心 損 傷 は ， 以 下 に よ り 判 断 す る 。（ 炉 心 損 傷 が 確 認 さ れ た 場 合 は 炉 心 損 傷 後 の 手 順に移 行）
・ド ラ イウ ェ ル又 は サプ レ ッシ ョ ン・ チ ェン バ 内の ガ ンマ 線 線量 率 が設 計 基準 事 故相当 のガ ン マ線 線量 率の 10 倍以 上 とな っ た場 合
なお ，格 納 容器 雰囲 気 放射 線モ ニタ（ Ｄ ／Ｗ ）及 び（Ｓ ／Ｃ ）によ る炉 心 損傷 発 生の判断 がで き ない 場合 は， 原 子炉 圧力 容 器 温度 によ り 判断 する 。
※１ ２ 常 設低 圧代 替注 水 系ポ ンプ を 用 いた 低圧 代 替注 水系（ 常設 ）によ り ，原 子炉 水位 を 原子炉 水位 低 （レ ベル ３） か ら原 子炉 水 位 高（ レベ ル ８） の間 に維 持 する 。
※１ ３ 解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・事 象初 期 にお ける 原 子炉 注 水に 当た っ ては ，海 水 系に よる 冷 却水 供 給を 必要 と しな
い低 圧代 替 注水 系 （常 設） を 優先 し， 海 水系 によ る 冷却 水供 給 が確 保 され た後 に 代替循 環冷 却 系に よる 原子 炉 注水 に切 り 替 える 。
・格 納容 器圧 力が 0.245MPa［gage］に 到 達し た時 点 で，代替 循環 冷却 系 によ る格 納容
器ス プレ イ を実 施 する 。ま た ，代 替循 環 冷却 系は ， 原子 炉注 水 及び 格 納容 器ス プ レ
イの 併用 が 可能 な設 計と し てい る。
※１ ４ 常 設低 圧代 替注 水 系ポ ンプ を 用 いた 代替 格 納容 器ス プレ イ 冷却 系（ 常設 ）に よる ドラ
イウ ェル ス プレ イは ，解 析上 は 130m ３ ／h 一定 流量 で，格納 容 器圧 力 を 0.217MPa［ gage］
から 0.279MPa［ gage］の 範 囲に 維持 す る よう 間欠 運 転と して いる が，実際 に は運 転手
順に 従い 格 納容 器圧 力 を 0.217MPa［gage］か ら 0.279MPa［gage］の 範囲 に 維持 す る
よう 102m ３ ／ h〜130m ３ ／h の 範囲 で スプ レ イ流 量を 調 整す る。
※１ ５ 常 設低 圧代 替注 水 系ポ ンプ を 用 いた 代替 格 納容 器ス プレ イ 冷却 系（ 常設 ）に よる ドラ
イウ ェル ス プレ イの 停止 は ，以 下に よ り 判断 する 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
※１ ６ 格 納容 器除 熱操 作 前に ，原 子炉 水位 を可 能 な限 り高 く維 持 する こと で，格納 容器 へ の
放熱 を抑 制 し， 格納 容器 圧 力の 上昇 を 緩 和す る（ 解 析上 考慮 しな い。）。
※１ ７ 格 納容 器圧 力 0.31MPa［gage］ 到達 （格 納 容器 最高 使用 圧 力） によ り ， 炉心 損傷 が な
いこ とを 格 納容 器雰 囲気 放 射線 モニ タ 等 によ り確 認 し， 格納 容器 ベ ント を開 始 す る。
※１ ８ 残 留熱 除去 系等 に よる 除熱 が 可 能で ある こ と，水 素 濃度 制御 が 可能 であ るこ と等 を 確認し た後 に 格納 容器 圧力 逃 がし 装置 に よ る格 納容 器 除熱 を停 止す る。納 容器 圧力 逃がし装 置に よ る格 納容 器除 熱 の停 止後 は，格納 容器 及 びフ ィル タ装 置 内の 窒素 置 換 を実施す る。
※１ ９ 機 能喪 失し てい る 設備 の復 旧 手 段と して ，格 納容 器 除熱 手段 で ある 残留 熱除 去系 及 び
残留 熱除 去 系海 水系 の復 旧 手順 を整 備 し てお り，残留 熱除 去 系海 水系 ポ ンプ 電動 機を予備 品と し て確 保し てい る 。
また ，可搬 型熱 交 換器 ，可搬 ポン プ等 を 用い た可 搬 型の 格納 容器 除 熱系 統に よ る 格納容器 除熱 を 実施 する こと も 可能 であ る 。

代替 の格 納 容器 スプ レイ 準 備
Yes（約 27 時間）

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

代替 の格 納 容器 スプ レイ に よる
ドラ イウ ェ ルス プレ イ実 施

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ停止 ※１５（約 28 時間）

原子 炉満 水 操作 ※ １ ６

格納容器圧力0.31MPa［gage］到達

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作 ※ １ ７「格納容器圧力逃がし装置」（サプレッション・チェンバ側ベント）
Yes
格納容器ベント
停止条件不成立 ※１８YesNo
以下 の優 先 順位 で格 納容 器 ベン トを 実 施 する
優先 ② 「 格納 容器 圧力 逃 がし 装置 」「 ド ライ ウェ ル 側ベ ント 」
優先 ③ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 サ プレ ッ ショ ン・ チ ェン バ側 ベン ト 」
優先 ④ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 ド ライ ウ ェル 側ベ ン ト」

No

格納 容器 ベ ント 停止

低圧代替注水系（常設）により原子炉水位を維持し，格納容 器 圧力 逃 がし 装 置 に よる 格 納容 器 除 熱操 作 を継 続 する こ とで 格納 容 器圧 力 等 の低下傾向を確認する。また，機能喪失している設備の復旧を試 み ，代 替 循環 冷 却 系 又は 残 留熱 除 去 系に よ る除 熱 が可 能 であ るこ と ，水 素 濃 度制御が可能であること等を確認した後に格納容器圧力逃がし装 置 によ る 格納 容 器 除 熱操 作 を停 止 し ，格 納 容器 を 隔離 状 態と する 。 残留 熱 除 去系の復旧後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷 温停 止 状態 とす る 。 ※ １ ９

第 2.4.2−2 図【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使
用す るこ と は困 難で ある が ，プ ラン ト 状 況に よっ て は， 事故 対応 に 有効 な設 備とな る制 御 棒駆 動水 圧系 に よる 原子 炉 注 水も 実施 可 能で ある 。
Ⅱ
「淡 水タ ン ク」 から 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プ又 は 可搬 型代 替注 水 大型 ポン
プに よる 代 替淡 水貯 槽へ の 補給 も可 能 で ある 。ま た，「海 水 」か ら可 搬 型代 替注
水中 型ポ ン プ又 は可 搬型 代 替注 水大 型 ポ ンプ によ る 代替 淡水 貯槽 へ の補 給も 可能で ある 。
Ⅲ
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 常設 ）による 格納 容 器ス プレ イを 優 先す るが ， 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ を 用い た代 替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系（可 搬型）に よる 格納 容器 ス プレ イも 実施 可 能で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使
用す るこ と は困 難で ある が ，プ ラン ト 状 況に よっ て は， 事故 対応 に 有効 な設 備とな る可 搬 型代 替注 水大 型 ポン プを 用 い た代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬型）， 消 火系 及び 補 給水 系に よる 格 納容 器 スプ レイ も 実施 可能 であ る 。

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の対応手順の概要

2.4.2-33

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

事象 発生

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

約20秒

操作項目

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達

操作の内容

当直運転員
（中央制御室）

当直運転員
（現場）

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼ
ル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施
する●再循環系ポンプトリップの確認
−

10 分

−
●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認●外部電源喪失の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

原子 炉 水位の 調 整
操作(原 子炉隔 離時冷 却 系及び 高 圧
炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系に よる原子炉注水の調整操作

崩壊 熱 除去機 能 喪
失の確認

【1人】
B

−

−

●残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作（失敗）

残留 熱 除去系 の 回
復操作

−

2人
C，D

−

●残留熱除去系の回復操作，失敗原因調査

常設 代 替交流 電 源
設備 に よる緊 急 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

常設 低 圧代替 注 水系ポ ン プを用 い た
低圧代替注水系（常 設 ）の起 動 操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

第 2.4.2−3 図

低圧 代替 注 水系 （常 設） に よる 原子 炉 注 水が 開始 さ れる まで の間 ， 原子 炉水 位 を 原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） から 原子 炉 水 位高 （レ ベ ル８ ）の 間に 維 持
原子 炉水 位 が安 定し て維 持 され る場 合 は ，高 圧炉 心 スプ レイ 系は 待 機状 態と す る

10 分

適宜 実施

解析上考慮 しない

外部電源がない場合
に実施する

4分

3分

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.2-34

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合）

経過 時 間（ 時間 ）
4

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時 間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達
約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等 対応 要 員（現場 ）原子炉水位の調整操作(原子 炉隔 離時 冷却 系及び高圧炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速
減圧操作

【1人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧力 0.31MPa［gage］ 到達

サプレッショ ン・ プール熱容量制限 到達 までに実施

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容 器 除熱 操作● 代替 循環 冷 却系 に よる 原子 炉 注水 操 作
【1人】
A

−

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

は，低圧代替注 水系（常格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視● 代替 循環 冷 却系 に よる 格納 容 器冷 却 操 作

原子炉満水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの除熱操作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の 準 備操 作

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サプレッショ
ン・ チ ェン バ側 ）

【1人】
A

【1人】
A

−

−

−

【2人】+1人
C，D，E

−

【1人】
A

−

−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置等 に よる 格 納 容 器除 熱 の 準備操 作（中 央 制御 室で の 第 一 弁操 作 ）

−

−

3人
(参集 )

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

−

−

【2人 】
a，b

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

タンクローリによる燃
料給油操作

−

−

2人
（参集 ）

必要要員合計

2人
A，B

3人
C，D，E

8人 a〜h（参集要員5人）

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施する

解析上考慮 しない

125 分
格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視

遠隔 操作 に 失敗 した 場合 は，現 場操 作に て格 納容 器 圧力 逃が し装 置 等に よる
格納 容器 除 熱を 行う
操 作 は ， 現 場 へ の 移 動 を 含 め ， 約 45分 か ら 開 始 可 能 で あ る 。（ 操 作 完 了 は 約
75分 後）
具体 的な 操 作方 法は ，遠 隔人 力 操作 機構 によ り，原子 炉 建屋 付属 棟内 の 二次
格納 施設 外 から 操作 を行 う

75 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.2-35

解析上考慮 しない
代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第 2.4.2−3 図る

5分● 第一 弁現 場 操作 場 所へ の移 動
● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置等 に よる 格 納 容 器除 熱 の 準備操 作（現 場 での 第一 弁 操 作 ）●格納容器圧力逃がし装置等 による格納容器除熱操作（中央制御室での第二弁操作）●第二弁現場操作場所への移動●格納容器圧力逃がし装置等 による格納容器除熱操作（現場での第二弁操作）

設）による 注水を停 止す

解析上考慮 しない
スロッシング によ る水
位低下がある 場合 は代
替燃料プール 冷却 系の起動までに 実施する

適宜 実施

−

−

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合−

代替淡水貯槽 の残 量に応じて適宜補 給を 実施する

タンクローリ 残量 に応じて適宜軽油 タン クから給油

10
原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる。）（最大値：約 7.79MPa［gage］）

8

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 2 時間）

原子炉圧力）(MPa[abs])

6

高圧炉心スプレイ系の起動により圧力が大幅に低下

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位（シ ュラウド内水位 ）原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉水位の維持

炉心上部プレナム

1510
燃料有効長頂部
高出力燃料集合体

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

炉心下部プレナム

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.4.2-36520

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド内（高出力燃料集合体）

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−6 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2000

1500

注水流量

高圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）到達時に注
水停止）

1000

低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よ る 注
水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）(m３ ／h)
500

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−7 図

注水流量の推移

2.4.2-37

5

5000

4000

蒸気流量

逃がし安全弁(自動減圧機能)7 個手動解放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

(t／h)
2000
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−8 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500
低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水量増減

400

原子炉内の保有 水量

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200
注水開始による水量回復(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個
開放による水量減少（約 2 時間）（減圧と同時に原子炉隔離時
冷却系が停止することを想定）

100

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−9 図

原子炉圧力容器内保有水量の推移

2.4.2-3851200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

800

燃料被覆管 温度600

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，原子炉減圧による飽和温度
燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す。
の低下（約 2 時間）

400

(℃)
200

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.2

1
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.8

ボイド率

低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

0.4
(−)
0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−11 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

2.4.2-39

5

1.2

1

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）(−)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

低圧代替注水系(常設)による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−12 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.4.2-405原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇（約 2 時間）
格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施（約 13 時間）

0.8

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。

0.4

格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達にて格納容器ベント
最大圧力：約 0.31MPa［gage］（約 28 時間）(MPa[gage])(MPa［gage］)

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのため，ドライ
ウェルに比べて圧力低下が早い。

第 2.4.2−13 図

JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

格納容器圧力の推移

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する。
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
300
ドライウェル

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。

200

格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）

(℃)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.2−14 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.2-41

168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
ベントライン（約 15m）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）停止(約 27 時間)

10

プ
ル
水
位

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 13 時間）

5

外部水源である低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

(m) ）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2−15 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 温
ー度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
(℃)
(℃)
度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 13 時間）200

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高温度：約 139℃（約 28 時間）

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2−16 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.2-42168

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（1／3）

操作及び確認
原子炉スクラム確認

原子炉隔 離時冷 却系及び
高圧炉心 スプレ イ系による原子炉注水

2.4.2-43

残留熱除 去系機 能喪失確認

逃がし安 全弁に よる原子
炉急速減圧

手

順

常設設備

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ
イ系が自動起動し原子炉注水を開始する。
これにより原子炉水位は回復し，以降原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
原子炉隔離時冷却系の運転によりサプレッ
ション・プール水温度が上昇するため，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を起動するが，残留熱除去系の故障によりサプレッション・プール冷却は失敗する。
常設低圧代替注水系ポンプを 2 台起動し，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 個を全開し，原子炉急速減圧を実施する。

−
原子炉隔離時冷却系 ＊高圧炉心スプレイ系 ＊−重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−−原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊サプレッション・プール水温度−

原子炉圧力（ＳＡ）
常設低圧代替注
原子炉圧力 ＊
水系ポンプ−
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（2／3）

操作及び確認低圧代替注水系（常 設）による原子炉注水

2.4.2-44

代替循環冷却系によ る原
子炉注水及び格納容 器除熱

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 急 速 減 圧 に よ 常設 低 圧 代 替注 可搬型代替注 原子炉圧力（ＳＡ）
り，低圧代替注水系（常設）の系統圧力を 水系ポンプ
水中型ポンプ 原子炉圧力 ＊
下回ると，低圧代替注水系（常設）による 代替淡水貯槽
タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉注水を開始する。原子炉水位は原子 可搬 型 設 備 用軽原子炉水位（広帯域） ＊炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レ 油タンク
原子炉水位（燃料域） ＊ベル８）の間で維持する。
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
代替淡水貯槽水位
代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実 緊急用海水系
原子炉圧力（ＳＡ）
施す る 。ま た ， 格納 容 器 圧 力が 0.245MPa 代替循環冷却系
原子炉圧力 ＊
［gage］に到達した場合は，格納容器スプ
ドライウェル圧力レイを実施する。
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水温度−
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量：有効性評価上考慮しない操作＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
手順

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（3／3）

操作及び確認
代替格納容器スプレ イ冷却系（常設）による 格納容器冷却2.4.2-45

格納容器圧力逃がし 装置
等による格納容器除熱

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達し 常設 低 圧 代 替注 可搬型代替注 ドライウェル圧力た場合，代替格納容器スプレイ冷却系（常 水系ポンプ
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力設）により格納容器冷却を実施する。また， 代替淡水貯槽
タンクローリ 原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系（常設）による原子炉注水 可搬 型 設 備 用軽原子炉水位（ＳＡ広帯域）を継続する。
油タンク
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
代替淡水貯槽水位
格納容器圧力が 0.31MPa［gage］に到達し 格納 容 器 圧 力逃
ドライウェル圧力
た場合，格納容器圧力逃がし装置等による がし装置
サプレッション・チェンバ圧力格納容器除熱を実施する。
耐圧 強 化 ベ ント
サプレッション・プール水位
系
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）−
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
フィルタ装置圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
手順

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（1／6）

目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方−

初期条件

2.4.2-46

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300ｔ／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度として設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（2／6）

目

真空破壊装置

初期条件

サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）
6.983m（通常運転範囲の下限値）

条件設定の考え方
真空破壊装置の設定値
通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

事故条件

2.4.2-4732℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

外部水源の水温35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

給水流量の全喪失

原子炉水位低下の観点で厳しい事象を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失すると設定

外部電源

外部電源あり外部電源がある場合，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早いため，炉心冷却上厳しくなる

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（3／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ
プ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）のイ
ンターロックとして設定

原子炉圧力（MPa[dif]）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］
において）にて注水

a［ggageage］］
原原子子炉炉圧圧力力（（MMPPa［
））

10.0

8.0

原子炉隔離時冷却系
ポンプによる注水特性

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量
（ m 3３/h）/h）
流量（m

高圧炉心スプレイ系の設計値として設定
10.0

高圧炉心スプレイ系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
1,419m ３ ／ h（ 1.38MPa［ dif］ に お い て ）（ 最 大1,419m３ ／h）にて注水

8.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

2.4.2-48

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

6.0

高圧炉心スプレイ系
ポンプによる注水特性

4.0

2.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3 /h）

1400

1600

1800

2000

第 2.4.2−2 表項目

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

2.4.2-49

逃がし安全弁

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（4／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞

逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量と原子炉圧力の関係から設定

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（5／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

2.4.2-50

3.0

３

最大 378m ／h で注水（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（常設）

原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連す る機器条件

4.0

常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台による注水特性

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3/h）

230m３ ／h（格納容器スプレイ実施中）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

130m３ ／h にて格納容器内へスプレイ

格納容器圧力逃がし装置等

格納容器圧力が 0.31MPa［gage］における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定格納容器圧力逃がし装置等の設計値を考慮して，格納容器圧
力及び雰囲気温度を低下させるのに必要な排出流量として設定

第 2.4.2−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

2.4.2-51

逃がし安全弁原子炉急速減圧
操作

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮し設定

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

添付資料 2.4.2.1
安定状態について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾
向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲
気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている
126℃ を 上 回 る こ と は な く ，格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。な お ，除 熱 機 能 として格納容器圧力逃がし装置等を使用するが，敷地境界における実効線量は，
サプレッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を見込
ま な い 厳 し い 評 価 と し て い る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」 の 評 価 結 果 約
6.2×10 − １ mS v 以 下 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ，
周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.4.2.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要現象

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.4.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気
液熱非平衡

解析モデル

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 がお お むね 冠水 維 持 する 場合 で は燃 料被 覆管
温度 は上 昇 しな いた め不 確 かさ は小 さ い 。操 作手 順 （原 子炉 減圧
後速 やか に 低圧 注水 に移 行 する こと ） に 変わ りは な く， 燃料 被覆
管温 度を 操 作開 始の 起点 と して いる 運 転 員等 操作 は ない こと から， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

解析コードは，炉心がおおむね冠水維持される実験解析では燃料
被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，
原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心は
おお むね 冠 水維 持さ れる た め，燃料 被 覆管 の最 高温 度 は初 期値（約309℃ ）を 上回 る こと 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 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期 の 原子 炉注 水 は原 子 炉隔 離時 冷 却系 及び 高 圧炉 心ス プ レイ 系の自 動 起動 によ り 確保 さ れ， 燃料 被 覆管 温度 を 操作 開始 の 起点 とする 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 。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 等 によ る格 納 容器 除熱 操 作の 起
点が 変 更さ れる 。 しか し なが ら， 原 子炉 水位 は おお むね 燃 料有 効
長頂 部 を下 回る こ とな く ，炉 心は お おむ ね冠 水 維持 され る ため ，
燃料 被 覆管 の最 高 温度 は 初期 値 （約 309℃） を 上回 るこ と はな い
こと から ， 運転 員等 の判 断 ・操 作に 対 し て問 題と な らな い。

解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価する が ，原 子炉 水 位は おお むね 燃 料有 効 長頂 部を 下 回る こと なく ，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上 回る こと 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。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

燃料被覆管温度を高めに評価することから，破裂判定は厳しめの
結果 を与 え る。
なお，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を 上 回る こと 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。

添付資料 2.4.2.2

不確 かさ

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.4.2.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注水（給水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉 圧力 の評 価 にお いて，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で系 統 的に 圧力 低 下を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS ス プレ イの 液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

有効性評価解析では原子炉水位がおおむね燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がなく，解析コードは炉心内の二相水位変化をおおむね同等に評価することから，評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。

解析 コー ド は， ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コー ド は， 原子 炉圧 力 変化 を適 切 に 評価 する こ とか ら， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ， 圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

重要現象

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）
解析モデル

炉心
原子炉
圧力容器

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）

ECCS 注水（給水系・代替注
水設備含む）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器各領域
間の流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.4.2.2-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝
達

スプレイ冷却

安全系モデル（格納容器ス
プレイ）

格納容器ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

不確 かさ

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

入力 値に 含 まれ る。
保守 的な 崩 壊熱 を入 力値 に 用い てお り，
解析 モデ ル の不 確か さの 影 響は ない 。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析モデルの不確かさの影響はない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実 験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰
囲気 温度 に つい て，温度 成層 化 を含 めて
傾向 をよ く 再現 でき るこ と を確 認し た。
格納容器雰囲気温度を十数℃程度高めに，格納 容器 圧力 を 1 割 程度 高 めに 評価する 傾向 が 確認 され たが ，実 験 体系 に起因す るも の と考 えら れ，実機 体 系に おいてはこの種の不確かさは小さくなるものと 考え ら れる 。ま た，非凝 縮 性ガ ス濃度の 挙動 に つい て，解析 結果 が 測定 デー
タと よく 一 致す るこ とを 確 認し た。
格納 容器 各 領域 間の 流動 ，構 造 材と の熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては ，CSTF 実 験解 析 では ， 格納 容 器雰
囲気温度及び非凝縮性ガス濃度の挙動につ いて ，解 析結 果 が測 定デ ー タと よく一致 する こ とを 確認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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
向が 確認 さ れて いる 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 は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，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 でき て い るこ とか ら ，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 る代 替 格納 容器 スプ
レイ 冷却 系 （常 設） 及び 格 納容 器圧 力 逃 がし 装置 等 に係 る運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 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 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却系（ 常設 ） 及び 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置 等に 係る 運 転員 等操 作時
間に 与え る 影響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不 確か さ はな い。
入力 値に 含 まれ る。
格納 容器 ベ ント につ いて は，設 計流 量に基づ いて 流 路面 積を 入力 値 とし て与 え，格納容器各領域間の流動と同様の計算
方法 が用 い られ てい る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.4.2.2-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大線出力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同等
であ り，その 他の 核 的特 性等 の 違い
は燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的 に９×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による水 位低 下 量は約 4cm で あ り非 常に 小 さ い 。し たが っ て，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 は， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩 和さ
れ る が ， 操 作 手 順 （ 原子 炉 減 圧 後 速 や か に 低 圧 注 水 に移行 す る こ と ） に 変 わ りは な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開始 の 起 点 と し て い る 運転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確 条件 と した 場合 は，燃 料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 されるが ，原 子炉 水 位は おお む ね燃 料有 効 長頂 部を 下回 る ことなく ，炉 心は お おむ ね冠 水 維持 され る た め，燃料 被覆 管 の
最高 温度 は 初期 値の 約 309℃ 以下 とな るこ とか ら，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し た が って ，事 象進 展 に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

初期条件

添付 2.4.2.2-5

格納容器
雰囲気温度

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（サプレッション・
チェンバ）

57℃

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

条件 設定 の 考え 方

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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 る 蒸 気 量 は 少 な く な り，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 緩和 さ れ ， ま た ， 炉 心 露 出 後 の 燃料
被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩和 さ れ ， そ れ に 伴 う 原 子 炉 冷 却材の 放 出 も 少 な く な る こと か ら ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲気
温 度 の 上 昇 が 遅 く な るが ， 操 作 手 順 （ サ プ レ ッ シ ョ ン・
プ ー ル 水 温 度 に 応 じ て原 子 炉 減 圧 す る こ と 及 び 格 納 容器
圧 力 に 応 じ て 格 納 容 器ベ ン ト 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 響は な い。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 の 開 始 時 間 は 遅く な る 。 た だ し ， ゆ ら ぎ に よ る格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は ， 格 納 容器
ス プ レ イ の 実 施 に 伴 い飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度 の ゆら
ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 する 蒸気 量 は 少な くな り，原 子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，また ，炉 心 露出 後の 燃料 被 覆管
温度 の上 昇 は緩 和さ れ，そ れに 伴う 原 子炉 冷却 材の 放 出も少な くな る こと から ，格 納 容器 圧力 及 び雰 囲気 温度 の 上昇
は遅 くな る が，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 は 格納
容器 スプ レ イに より 抑制 さ れる 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 。

最確 条件

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定

設計 値

設計 値（ 通常 運転 時 のサ プレ ッ ショ
ン・プー ル水 位の 下 限値 に基 づ き設定）

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 大 き め の 水 量 と な るが ， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い。
例え ば，サプ レッ シ ョン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に対 し， ゆ らぎ によ る 水量 変化 は約 42m ３ であり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小さ
い 。 し た が っ て ， 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 。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 圧 力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す 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。 ただ し ，ゆ らぎ によ る 格納 容器 圧 力 の変 動 は 3kPa 程
度と 非常 に 小さ く，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に与 え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，格納 容 器雰 囲気 温 度 は，格納 容器 ス プ
レイ の実 施 に伴 い飽 和温 度 とな り，初 期温 度の ゆら ぎ 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 響は 小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より
大き めの 水 量と なる が，ゆ らぎ の幅 は 非 常に 小さ い。例 えば，サ プ レッ ショ ン・プー ルの 水 量は 3,300m ３ で ある の に
対し ，ゆ ら ぎに よる 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合
は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が って，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 響は 小さ い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

初期条件

添付 2.4.2.2-6

サプレッション・
プール水位

6.983m（通常運転範囲の下限値）

サプレッション・
プール水温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

真空破壊装置作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常運転時のサプレッション・プール水位の下 限値 と して 設定

通常運転時のサプレッション・プール水温度の 上限 値 とし て設 定

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設 定

外部水源の水温

外部水源の容量

燃料の容量

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

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 位 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し ，ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，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 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している
サプレッション・プール水温度と同等以下となる。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こと か ら 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃
未満の場合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。
このため，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員 等操 作 の開 始は 遅く な る。
解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し ，ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，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 響は 小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる サ
プレ ッシ ョ ン・プー ル水 温度 と 同等 以下 とな る。32℃の場 合は ，解 析条 件 と最 確条 件は 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 はな い。32℃
未満 の場 合 は，サプ レッ ショ ン・プ ール で の圧 力抑 制
効果 が高 ま り格 納容 器圧 力 の上 昇は 緩 和 され る。このため，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る 余裕 は大 き
くな る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
水 温 と 同 等 以 下 と なる 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と最 確 条 件 は 同 等 で ある こ と か ら 運 転 員 等 操 作 時 間 に
与 え る 影 響 は な い 。ま た ， 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納
容器スプレイによる圧力抑制効果が高まることから ， 同 等 の 効 果 を 得る た め に 必 要 と な る ス プ レ イ 水
量 が 少 な く な り ， 外部 水 源 を 用 い た 格 納 容 器 ス プ レ
イ に 伴 う サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 位 の 上 昇 が 緩 和
さ れ る こ と か ら ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 を 操
作開 始の 起 点と する 操作 の 開始 は遅 く な る。
最確条件とした場合には，解析条件よりも水源容量の余裕は大きくなる。管理値下限の容量として事象発生 から 7 日 間後 ま でに 必要 な 容量 を備 えて おり ，
水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影 響は な い。
最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は大きくなる。管理値下限の容量として事象発生 から 7 日 間後 ま でに 必要 な 容量 を備 えて おり ，
燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影 響は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温と 同等 以 下と なる 。35℃の 場 合は ，解 析 条件 と最 確条件は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 はな い。ま た，35℃ 未満 の場 合は ，格納容 器ス プ レイ によ る圧 力 抑制 効果 が 高 まる が，格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実 施す る こと に変 わり は なく，格 納容 器 圧力 の最 高
値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定される
ため，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件

35℃

35℃ 以下

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の管理
下限 値を 設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

起因事象

給水流量の全喪失−

原子炉水位低下の観点で厳しい事
象を 設定

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去機能喪失−

残留 熱除 去 系の 故障 によ る 崩壊 熱除去 機能 の 喪失 を設 定

事故条件
外部電源あり−原子炉スクラム信号

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト
リップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で 2 台全てがトリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で 2 台全 てが ト リッ プ

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（代 替 再循 環系 ポ
ンプ トリ ッ プ機 能）の イ ンタ ーロ ッ
クと して 設 定

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.2.2-7

外部電源

外部 電源 が ある 場合，事 象発 生と 同時に再循環系ポンプがトリップしない こと に より，原 子炉 水位 低（ レベル ３）に よ る原 子炉 ス クラ ムま では原 子炉 出 力が 高く 維持 さ れ，原 子
炉水 位の 低 下が 早い ため ，炉 心冷 却
上厳 しく な る

逃がし安全弁（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉 手 動減 圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

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−−

炉 心 冷 却 上 厳 し く す る観 点 か ら ， 事 象 発 生 と 同 時 に 再循
環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プせ ず 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベル
２ ） の 信 号 で ト リ ッ プす る こ と で 原 子 炉 水 位 の 低 下 が早くな るよ う に外 部電 源が あ る状 態を 設 定 して いる 。な お，
外 部 電 源 が な い 場 合 は非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 等 及 び常
設 代 替 交 流 電 源 設 備 によ り 電 源 が 供 給 さ れ ， ま た ， 低圧
代 替 注 水 系 （ 常 設 ） ，緊 急 用 海 水 系 及 び 残 留 熱 除 去 系の
起 動 操 作 時 間 は ， 外 部電 源 が な い 場 合 も 考 慮 し て 設 定してい るこ と から ，運転 員 等操 作時 間に 与 え る影 響は な い。

炉心 冷却 上 厳し くす る観 点 から ，事 象 発生 と同 時に 再 循環
系ポ ンプ が トリ ップ せず 原 子炉 水位 異 常 低下 （レ ベ ル２ ）の信号でトリップすることで原子炉水位の低下が早くな
るよ うに 外 部電 源が ある 状 態を 設定 し て いる 。仮 に事 象 発
生と とも に 外部 電源 喪失 が 発生 する 場 合 は，外部 電源 喪 失と同 時に 再 循環 系ポ ンプ が トリ ップ す る ため ，原 子炉 水 位の低 下が 遅 くな り，炉心 露 出時 間も 短 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。なお，外部 電源 が ない 場合 は 非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等 及び常設 代替 交 流電 源設 備に よ り電 源が 供 給 され る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイ系

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて注水
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
1,419m ３ ／ h（ 1.38MPa［dif］において）（最大 1,419m ３ ／ h） に て
注水

原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て自動起動
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お いて）にて 注 水
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て
自動起動
1,419m ３ ／ h （ 1.38MPa［dif］にお い て ）（ 最大 1,419m ３ ／ h） に て
注水

条件 設定 の 考え 方

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

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値と し て設 定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

添付 2.4.2.2-8

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項目

低圧代替注水系
（常設）

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]添付 2.4.2.2-9

重大事故等対策に関連する機器条件（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：230m ３ ／h以上

条件 設定 の 考え 方

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

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプ レイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後 に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
実際 の流 量 が解 析よ り多 い 場合 ，格 納 容器 圧力 及び 雰 囲気
温度 上昇 の 抑制 効果 は大 き くな るが ，格納 容器 最高 使 用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等
操作 に変 わ りは なく ，格 納 容器 圧力 の 最高 値は おお む ね格
納容 器ベ ン ト時 の圧 力で 決 定さ れる た め，評価 項目 と なる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必 要な ス プレ イ流 量を 考 慮し，設
定

格納容器圧力逃がし装置等

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力
0.31MPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
0.31MPa[gage]にお いて ）

格納容器圧力逃がし装置等の設計
値を 考慮 し て，格 納容 器 圧力 及び 雰
囲気温度を低下させるのに必要な排出 流量 と して 設定

実 際 の 流 量 が 解 析 よ り多 い 場 合 ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰囲
気 温 度 上 昇 の 抑 制 効 果は 大 き く な る が ， 操 作 手 順 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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の
操作開始条
件

目

操作条件

逃がし安全
弁による原
子炉急速減
圧操作

サプレッシ
ョン・プー
ル水温度
65℃到達時

条件設定の考え方

サプレッション・プール
熱容量制限を踏まえて
設定

操作 不確 か さ要 因

添付 2.4.2.2-10【認 知】
事故時の重要監視パラメータとしてサプレッション・プール水温度を継続監視しており，また，逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作の操作実施基準（サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃） に到 達す る のは 事象 発生 約 2 時間 後であり，比較的緩やかなパラメータ変化であることから，認知遅れが操作開始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【要 員配 置 】
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か ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り，移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 急速 減圧 操 作 とし て余 裕 時間 を含 め て 1 分 を設 定
している。中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，操作所
要時間が長くなる可能性は非常に低く，操作所要時間が操作開始時間に影響を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

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 響事故時の重要監視パ
ラメータとしてサプ
レッ ショ ン・プ ール 水
温度を継続監視して
おり ，ま た ，サ プレ ッ
ショ ン・プ ール 水温 度の上昇は緩やかであるこ とか ら ，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
操作開始時間が遅れる可 能性 が ある が，中央制御室で行う操作
であ り ，他 の操 作と の重複 もな い こと から ，他の操作に与える影
響は ない 。

事故時の重要監視パ
ラメータとしてサプ
レッ ショ ン・プ ー ル水
温度を継続監視して
おり，ま た，サ プ レッ
ショ ン・プ ール 水 温度の上昇は緩やかであるこ とか ら ，実 態 の操
作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり ，評価 項目 と なるパラメータに与える
影響 は小 さ い。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

逃がし安全弁による原子炉減圧までの時
間は事象発生から約
2 時間 であ り，準備 時間が確保できることから，時間余裕がある。

中央制御室における 操作 の ため ，
シミ ュレ ー タ（ 模擬操 作含 む。）にて訓練実績を取得。訓練 で の操 作
時間 は約 1 分。想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認 した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の
操作開始条
件

目

操作条件

添付 2.4.2.2-11

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）による
格納容器冷
却操作

格納容器圧
力
0.279MPa[gage]到達時

条件設定の考え方

格納容器ベント実施基
準である格納容器最高
使用
圧
力（ 0.31MPa[gage]） に 対する余裕を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また， 格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準 （ 格納 容器 圧 力 0.279MPa[gage]）に 到
達す るの は 事象 発生 約 13 時 間後 で あり ，比較 的緩 や かな パラ メー タ 変化 であるこ とか ら ，認 知遅 れ が操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
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か ら， 操 作開 始時 間に 与 える 影響 は な い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，緩やかな圧力上昇に対して操作所要時間は十分に短く，操作開始時間に影響を及ぼす可能性は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列して実施する場合がある操作は，同一の制御盤による対応が可能である
ことから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。また，代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）は，低圧代替注水系（常設）とポンプ等を共用し てい る が， 常設 低圧 代 替注 水系 ポ ン プ 2 台 によ り原 子 炉注 水と 格 納容 器
スプ レイ の 流量 を同 時に 実 施可 能な 流 量 が確 保さ れ てい る。
【操 作の 確 実さ 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

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 響常設低圧代替注水系
ポ ン プ 2 台 に より 格
納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保
され てお り ，ま た，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能 であ る ため ，不 確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く ，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 ，
中央制御室で行う操作で あり ，並列 して 実施する場合がある低圧代 替注 水 系（ 常設 ）による原子炉注水とは同一の制御盤により実施可能であることか ら ，他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

常設低圧代替注水系
ポン プ 2 台に よ り格
納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保
され てお り，また ，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能 であ る ため ，不確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く ，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 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ開始までの時間は事象 発生 か ら約 13 時
間あ り ，準 備時 間が 確
保で きる こ とか ら，時間余 裕が あ る。

中央制御室における 操作 の ため ，
シミ ュレ ー タ（ 模擬操 作含 む。）にて訓練実績を取得。訓 練で は，格
納容器圧力の上
昇傾 向を 監 視し ，
0.279MPa[gage]
到達 時に ，代替 格
納容器スプレイ冷却 系（常 設）による格納容器冷却操 作を 実 施し ，
操作時間は約 4分。想定 で 意図 している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.2.2-12

格納容器圧
力逃がし装
置等による
格納容器除
熱操作

格納容器圧力0.31MPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使
用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故時には重要監視パラメータであるサプレッション・プール水位，格納容器圧力等を継続監視しており，格納容器ベント準備の操作実施基準（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 通 常 水 位 ＋ 5.5m） に 到 達 す る の は 事 象 発
生 の 約 24 時 間 後 ， 格 納 容 器 ベ ン ト の 操 作 実 施 基 準 （ 格 納 容 器 圧 力
0.31MPa[gage]） に 到達 する のは 事 象発 生 の約 28 時間 後 であ り， 比較 的
緩やかなパラメータ変化であることから，認知遅れが操作開始時間に与える 影響 は ない 。
【要 員配 置 】
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 とか ら ，要 員配 置が 操 作開 始時 間 に 与え る影 響 はな い。
【移 動】
中央制御室内での操作のみであり，移動が操作開始時間に与える影響はない 。
【操 作所 要 時間 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，緩やかな圧力上昇に対して十分に短く，操作所要時間が操作開始時間に影響を及ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列して実施する場合がある操作は，同一の制御盤による対応が可能である こと か ら， 他の 並列 操 作が 操作 開 始 時間 に与 え る影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央制御室での操作は，中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
なお，中央制御室での操作に失敗した場合は現場での操作を実施することとしており，操作の信頼性を向上している。ただし，この場合，現場操作 に移 動 を含 め約 75 分の 操作 開 始時 間 遅れ るが 発 生す る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響実態の運転操作においては，炉 心 損傷 前の 格納 容 器
ベン トの 操 作実 施基 準（ 格納 容 器 圧 力 0.31MPa［gage］）に到 達 する のは ，
事象 発生 の約 28 時間 後 であり，格 納容 器ベ ント の 準
備操作はサプレッショ
ン・プ ー ル水 位の 上昇 傾 向を監視しながらあらかじめ実 施可 能 であ る。 また ，
当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施
可能 であ る こと から，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。ただ し，格 納
容器ベント実施時に遠隔操作 に失 敗 した 場合 は，現場操 作に て 対応 する ため ，
約 75 分 程度 操作 開始 時 間が遅 れる 可 能性 があ るが ，格納容器の限界圧力は0.62MPa ［ gage ］ で あ る ことか ら，格納 容器 の健 全 性という点では問題とはな
らな 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 室で 行 う操 作で あり ，
並列して実施する場合がある操作とは同一の制御盤により実施可能である
こと から ，他 の操 作に 与 え
る影 響は な い。な お，格 納
容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合において も，現場 操作 にて 対 応する こと か ら，他 の操 作 に与え る影 響 はな い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等操作条件の格納容器
圧力逃がし装置等による格納容器除熱操
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。 仮に ，格納容器ベント実施
時に遠隔操作に失敗した 場合 は ，現 場操 作
にて 対応 す るた め，約75 分 程 度 操 作 開 始 時
間が遅れる可能性がある 。格 納 容器 ベン ト
操作開始時間が遅くなっ た場 合 ，格 納容 器
圧力 は 0.31MPa[gage]より若干上昇するため，評価 項 目と なる パ
ラメータに影響を与える が，格 納容 器の 限
界 圧 力 は 0.62MPa［gage］で ある こと から，格納 容 器の 健全 性という点では問題とはな らな い 。

操作条件の格納容器
圧力逃がし装置等による格納容器除熱操
作に つい て は，格納 容器ベント開始までの時間は事象発生から約 28 時 間 あり ，準 備
時間が確保できることか ら，時 間余 裕が ある。ま た，遠隔 操作 の失敗 によ り ，格 納容 器
ベント操作開始時間が遅れる場合においても ，格 納 容器 圧力 は0.31MPa ［ gage ］ か ら
上昇 する が ，格 納容 器
圧力の上昇は緩やか
であ るた め ，格 納容 器の 限 界 圧 力 0.62MPa［gage］に 至る まで の
時間 は，格 納容 器ス プ
レイを停止した時点の格納容器圧力約
0.256MPa[gage] か ら
0.31MPa[gage] 到 達 ま
での時間が約 1 時間
であることを考慮す
る と ， 0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時
間程度の準備時間が確保 でき ，現場 操作 に要す る時 間は 75 分 程度で ある こ とか ら，時間余 裕が あ る。
（添 付資 料 2.1.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，サプレッション・プール水位の上昇傾向を監視し，通常水位＋5.5m 到 達時 に格 納
容器ベント準備操作を実施し操作時
間は 約 4 分 ，格 納
容器圧力の上昇傾
向 を 監 視 し ，
0.31MPa[gage] 到
達時に格納容器ベント操作を実施し操作時間は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，格納容器ベ
ントの遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動時 間 を 含 め 約 66分で操作を実施できた。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを 確認 し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析上の操作開始条件

目

代替淡水貯
槽への補給
操作
操
作
条
件

添付 2.4.2.2-13

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油操作

代替淡水貯槽を水源とした注水の開始時点

代替淡水貯槽への補給開始
から適宜

条件設定の
考え方
代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで には 24 時 間以 上の 時間 余 裕が あり ，補 給 開始 まで の準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分（ タン ク ロ ーリ への 給 油 90 分 及び 可搬 型 代替 注
水中 型ポ ン プへ の給 油 20 分 ）を 考 慮し て も， 十分 な 時間 余裕 があ 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−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 で 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約98 分で 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.4.2.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 約 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2
時間後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

②

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 常 設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
添付 2.4.2.3-1

③西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生から常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 2 時間以降は，原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象
発 生 後 約 300 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。 そ の 後 ， 西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

添付 2.4.2.3-2

積 算 注 水 量 (m３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却開始
4,300m３ 到 達
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,410m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 約 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る ことから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.2.3-3

添付資料 2.4.2.4
7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.4.2.4-1

添付資料 2.4.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約702
約892

約407
約597

約1,579

約1,111

約1,220

約1,141

約 120
約 97
約190
約190
約510
約4
約30

負荷容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,579kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.4.2.5-1

経過 時間 (h)2.5

原子炉停止機能喪失

2.5.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に含まれる事故シーケ
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，①「過渡事象＋原子炉停止失敗」，②「サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止
失敗」，③「小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」，④「中破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」及び⑤「大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化の発生後，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態を継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，緩和措置がとられない場合には，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉停止機能を喪失したことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，原子炉停止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。
したがって，本事故シーケンスグループでは，代替制御棒挿入機能による原子炉停止又はＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
によって原子炉出力を低下させること等によって炉心損傷の防止を図り，
ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入によって原子炉停止する。
また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

2.5-1

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として代替制御棒挿入機能又はＡＴＷＳ緩和設備（代替
再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系による原子炉停止又は反応度抑制手段を整備するとともに高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時
冷却系による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，高圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。
ただし，重要事故シーケンスに対する有効性評価では，保守的に代替制
御棒挿入機能には期待しないものとする。これらの対策の概略系統図を第2.5−1 図に，手順の概要を第 2.5−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.5−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）10 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ための当直運転員 4 名である。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 名である。必要な要員と作業項目について第 2.5−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，10 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム失敗確認
2.5-2

運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況にもかかわらず，制御棒が原子炉に緊急挿入されない場合，原子炉スク
ラム失敗を確認する。
原子炉スクラムの失敗を確認するために必要な計装設備は，平均出力
領域計装等である。また，主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力高信号により再循環系ポンプ 2 台全てがトリップし，炉心流量が低下し，原子炉出力が低下する。主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプ
はトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水を継続する。
主蒸気遮断により給水加熱喪失の状態となり，給水温度が低下するため，
徐々に出力が増加する傾向となる。
ｂ．格納容器圧力上昇による高圧・低圧注水系起動確認
逃がし安全弁の作動により，格納容器圧力が上昇し，ドライウェル圧
力高（13.7kPa［gage］）により，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレ
イ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動する。高圧・低圧注水
系の起動を確認するために必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ. 原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位維持
主蒸気隔離弁の閉止により，復水器ホットウェルの水位が低下し給水・復水系のポンプがトリップする。これにより給水流量の全喪失となり，原子炉水位は低下し，原子炉水位異常低下（レベル２）により原子
炉隔離時冷却系が自動起動する。原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプ
レイ系による原子炉注水により炉心冷却は維持される。この後は，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量を調整することにより原
子炉水位異常低下（レベル１）近傍に水位を維持する。原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位の維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）及び各系統の流量等である。
2.5-3

ｄ．自動減圧系の自動起動阻止
ドライウェル圧力高（13.7kPa［gage］）信号と原子炉水位異常低下（レベル１）信号の両方が 120 秒継続した場合であって，低圧炉心スプレイ
系又は残留熱除去系（低圧注水系）のポンプが 1 台以上運転している（各ポンプの吐出側の系統圧力が設定値を超えている）場合，自動減圧系が自動起動する。原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇につながる可能性があるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて自動減圧系の自動起動を未然に阻止する。なお，自動減圧系の起動阻止スイッチの操作により，過渡時自動減圧機能による自動減圧も未然に阻止される。
ｅ．ほう酸水注入系による原子炉未臨界操作
原子炉スクラムの失敗を確認後，ほう酸水注入系を中央制御室からの遠隔操作により手動起動し，炉心へのほう酸水の注入を開始する。ほう
酸水の注入により，中性子束が徐々に減少し原子炉は臨界未満に至る。
原子炉の臨界未満確保を確認するために必要な計装設備は，起動領域
計装等である。
ｆ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転
事象発生直後からの逃がし安全弁の作動により，サプレッション・プ
ール水温度が上昇する。サプレッション・プール水温度が 32℃以上の場
合，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）の運転を開始し，格納容器除熱を開始する。残留熱除去
系による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去
系系統流量及びサプレッション・プール水温度である。

2.5-4

以降，炉心冷却は高圧炉心スプレイ系による注水により継続的に行い，また，格納容器除熱は，残留熱除去系により継続的に行う。

2.5.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，過渡事象（反応度印加の観点で最も厳しく，原子炉隔離によって炉心からの発生蒸気が全て格納容器に流入する主蒸気隔離弁の誤閉止を選定）を起因事象とし，原子炉圧力上昇による反応度印加に伴う出力増加の観点で厳しくなる「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における核分裂出力，出力分布変化，
反応度フィードバック効果（ボイド・ドップラ／ボロン），崩壊熱，燃料棒
内温度変化，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，沸騰・ボイド率変化及び気液
熱非平衡，原子炉圧力容器における冷却材流量変化，冷却材放出（臨界流・差圧流），ＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）及びほう酸水の拡散並びに格納容器におけるサプレッション・プール冷却が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能であるプラント動特性
解析コードＲＥＤＹ及び単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴにより中性子束，平均表面熱流束，燃料被覆管温度，炉心流量，原子炉圧力，原子
炉水位，サプレッション・プール水温度，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
重要事故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。
2.5-5

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.5−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するものとする。

(b)

安全機能等の喪失に対する仮定ⅰ) 原子炉停止機能喪失として原子炉スクラム失敗を仮定する。
ⅱ) 手動での原子炉スクラムを実施できないものと仮定する。
ⅲ) 代替制御棒挿入機能は保守的に作動しないものと仮定する。

(c)

評価対象とする炉心の状態評価対象とする炉心の状態は，平衡炉心のサイクル末期とする。
これは，本評価では，サイクル末期の方がサイクル初期に比べて動的ボイド係数の絶対値が大きいためボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることを考慮してサイクル末期として設定したものである。
（添付資料 2.5.1）

(d)

外部電源
外部電源は使用できるものとする。外部電源がある場合，事象発生と同時に給水・復水系及び再循環系ポンプがトリップしないことにより，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇の観点で事象進展が厳しくなる。
2.5-6

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

主蒸気隔離弁の閉止に要する時間
主蒸気隔離弁の閉止に要する時間は，最も短い時間として設計値の下限である 3 秒とする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高（7.39MPa［gage］）又は原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプ 2 台が全てトリップするものとする。
また，再循環系ポンプが 1 台以上トリップしている状態で運転点が運転特性図上の高出力−低炉心流量領域に入った場合に作動する選択
制御棒挿入についても作動しないものと仮定する。

(c)

逃がし安全弁
原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する高圧炉
心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となる。このため，原子炉
圧力が低めに維持される逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて，原子炉
冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，逃がし安全弁（18 個）は，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

電動駆動給水ポンプ
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプがトリップした
後，電動駆動給水ポンプが自動起動するものとする。また，復水器ホットウェル水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップするもの
とする。
2.5-7

(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動
し，136.7m ３ ／h（原子炉圧力 7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で給水するものとする。また，サプレッション・プール
水温度が原子炉隔離時冷却系の高温耐性（116℃）に余裕を考慮した温度である 106℃に到達した時点で停止するものとする。

(f)

高圧炉心スプレイ系
高圧炉心スプレイ系は原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライ
ウェル圧力高（13.7kPa［gage］）で自動起動し，145m ３ ／h〜1,506m ３／h（8.30MPa［dif］〜0MPa［dif］において）の流量で給水するものとする。注水流量は，炉心に冷水が大量に注水され，原子炉水位が高めに維持される方が原子炉出力の観点で厳しい設定となることから，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量特性を設定している。

(g)

ほう酸水注入系
ほう酸水注入系は事象発生から 6 分後に手動起動し，163L／min の流量及びほう酸濃度 13.4wt％で注入するものとする。

(h)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 53MW（サプレッション・プール
水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）とする。

ｃ．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)

自動減圧系等の起動阻止操作
原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の起動阻止操作に要す
2.5-8

る時間を考慮して，事象発生 4 分後に自動減圧系等の起動阻止操作を実施する。
（添付資料 2.5.2）(b)

ほう酸水注入系の起動操作
自動減圧系等の起動阻止操作が完了する事象発生の 4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 6 分後にほう酸水注入系の起動操作を実施する。

(c)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作
事象発生の約 1 分後にドライウェル圧力高信号が発信してから 10分間は低圧注水モード優先のインターロックがあることから，これに操作に要する時間を考慮して，事象発生 17 分後に残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける中性子束，平均表面熱流束，炉心流量，
原子炉蒸気流量，給水流量，原子炉隔離時冷却系流量，高圧炉心スプレイ
系流量，原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）※１ ，逃がし安全弁の流量，炉心平均ボイド率，燃料被覆管温度，熱伝達係数及びクオリティの推移を第 2.5−4 図から第 2.5−18 図に，サプレッション・プール水温度
及び格納容器圧力の推移を第 2.5−19 図に示す。
※1

非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド外の水位を示す。
2.5-9

ａ．事象進展
主蒸気隔離弁の誤閉止の発生後，主蒸気隔離弁閉信号が発生するものの，この信号による原子炉スクラムに失敗する。主蒸気隔離弁が閉止されると原子炉圧力が上昇し，これによるボイドの減少によって正の反応度が印加され，中性子束が増加するとともに平均表面熱流束が上昇し，これに伴い燃料被覆管表面で沸騰遷移が生じるため，燃料被覆管の温度が一時的に約 872℃まで上昇する。約 2 秒後に原子炉圧力高信号でＡＴ
ＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）により再循環系ポン
プが 2 台全てトリップする。なお，本評価では保守的に期待していない
代替制御棒挿入機能は，本来この原子炉圧力高信号（7.39MPa［gage］）
で作動する。
主蒸気隔離弁の閉止により，タービン駆動給水ポンプはトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水が継続される。炉心流量の低下に伴い中性子束及び平均表面熱流束も低下するが，炉心流量が安定した後は徐々に出力が増加する。これは，主蒸気が遮断されて給水加熱
喪失状態となるため，給水温度が低下して炉心入口サブクール度が増加するためである。これに伴い燃料被覆管表面で沸騰遷移が生じるため，
燃料被覆管の温度が一時的に約 839℃まで上昇する。
逃がし安全弁の逃がし弁機能の作動により主蒸気がサプレッション・
チェンバへ流入するため，格納容器圧力が上昇し，事象発生から約 57
秒後にドライウェル圧力高信号（13.7kPa［gage］）によって高圧炉心ス
プレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が起動する。サプレッション・プール水温度も上昇し，事象発生から約 85 秒後にサプレッション・プール水温度が 49℃に到達し，その後も上昇傾向が継続する。
2.5-10

事象発生から約 131 秒後に復水器ホットウェルの水位低下により給水・復水系のポンプがトリップするため，原子炉水位が低下し，事象発生から約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号で原子炉隔離時冷却系が起動する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水が継続しているため，炉心冷却は維持される。
事象発生から 6 分後，手動操作によりほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入を開始する。事象発生から 17 分後に残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）2 台による格納容器除熱操作を開始する。
ほう酸水の注入開始後，中性子束は徐々に減少し，臨界未満に至る。
これに伴い，原子炉出力の上昇が抑制されるため，原子炉水位は上昇し，高圧炉心スプレイ系の運転員操作により，原子炉水位異常低下（レベル１）近傍に原子炉水位を維持する ※2 とともに，サプレッション・プール
冷却を維持する。
※2

ほう酸水注入による原子炉出力の抑制は継続しているが，原子炉水位上昇により原子炉出力が上昇するおそれがあるため事故対応
手順に基づき原子炉出力の上昇を抑制するために原子炉水位異常低下（レベル１）近傍に原子炉水位を維持する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の温度は，第 2.5−10 図に示すとおり，主蒸気隔離弁閉止に伴い炉内のボイドが急減することで出力が増加し，沸騰遷移が生じる
期間が最も厳しく，事象発生から約 13 秒で最高の約 872℃に到達するが，
1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる
前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
2.5-11

原子炉圧力は，第 2.5−7 図に示すとおり，逃がし安全弁の作動により，約 8.19MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約0.3MPa）を考慮しても，約 8.49MPa［gage］ 以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
また，ほう酸水注入系と残留熱除去系の起動後も，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は緩やかに上昇するが，それぞれ約
0.20MPa［gage］及び約 115℃以下に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入によって中性子束は徐々に減少し，臨界未満に至る。その後は，原子炉水位及びサプレッション・プール冷却を維持することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.5.3）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.5.3

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。
原子炉停止機能喪失では，運転時の異常な過渡変化の発生後，原子炉停止
機能を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，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，自動減圧系等の起動阻止操作，ほう酸水注入系の起動操作及び残留熱除去系（サプ
2.5-12

レッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードでは保守的に中央ピークに基づく軸方向出力分布を代表的に与えるため，解析結果
は燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料
被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度をパラメータとして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。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードでは燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，解析結果は燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは保守的な熱伝達モデル等を採用しているため，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操
作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生
2.5-13

じやすい条件としてＭＣＰＲに関する燃料の許容設計限界（以下「ＳＬＭＣＰＲ」という。）で沸騰遷移が発生するよう設定しているため，解析
結果は燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時
間が早くなることから，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度が低下傾向に転じる時間も早くなるが，これらのパラメータの上昇が遅れる側であり，関連する運転員等操作に与える影響は小さいことから，運転員等操作に与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を代表的に与えることにより燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに設定することにより燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕
2.5-14

は大きくなる。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは保守的な熱伝達モデル等により燃料被覆管温度を高めに評価するため，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，燃料棒表面熱伝達についての更に保守的な取扱いとして，リウェットを考慮しない場合の感度解析を「(3) 感度解析」にて実施する。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件設定により燃料被覆管温度を高めに評価する可能性があり，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価す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。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コー
ドはほう酸水の拡散に関して保守的な値を用いているため，臨界未満までの時間を遅く評価し，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.5.4，2.5.5）(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 2.5−2 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響を与えると考えられる項目に関す
2.5-15

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
初期条件の炉心流量は，解析条件の約 41,060ｔ／h（ 定格流量（85％））に対して最確条件は定格流量の約 86％〜約 104％である。炉心流量が大きい場合は相対的にボイド率が低くなるため，主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇時に印加される正のボイド反応度が小さくなり，原子炉出力の上昇が緩和されることで事象初期の運転員等操作時間に対する余裕は大きくなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが 2 台全てトリップするため，この影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件の 1.24（限界出力比指標 ※(1.00)）に対して最確条件は限界出力比指標で 0.98 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，最小限界出力比は解析
条件よりも大きくなるため，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，燃料被覆管温度をパラメータとして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。
初期条件の核データ（動的ボイド係数）は，解析条件の平衡サイクル末期の値の 1.25 倍に対して最確条件は平衡サイクル初期から末期の値であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，動的ボイド係数の絶対値が小さくなるため燃料被覆管温度の上昇が緩和さ
2.5-16

れるが，これによるプラント挙動への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。なお，解析コードの不確かさ等を考慮して設定している動的ボイド係数の保守因子の大きさは，本重要事故シーケンスの事象進展に応じて変動し得るが，動的ボイド係数の保守因子の変動に動的ドップラ係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした場合においても，プラント挙動への影響は小さいことを確認している（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビア

アクシデント解析コードについて」）。
初期条件の核データ（動的ドップラ係数）は，解析条件の平衡サイ
クル末期の値の 0.9 倍に対して最確条件は平衡サイクル初期から末期の値であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，動的ドップラ係数の絶対値が大きくなるため燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，これによるプラント挙動への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。なお，解析コードの不確かさ等を考慮して設定している動的ドップラ係数の保守因子に関しては，
核データ（動的ボイド係数）に記載のとおりプラント挙動への影響は小さいことを確認している（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」）。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，格納容器圧力並びにサプレッション・プール水温度は，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。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず，また，電動2.5-17

駆動給水ポンプによる原子炉圧力容器への低温の給水が継続することにより，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格
納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇の観点で厳しくなるよう外部電源がある状態を設定している。なお，外部電源がない
場合は非常用ディーゼル発電機等により電源が供給されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止に要する時間は，解析条件の 3 秒に対して最確条件は 3 秒以上 4.5 秒以下であり，解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした場
合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，原子炉出力の上昇が緩和されることで事象初期の運転員等操作時間に対する余裕は大きくなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが 2 台全てトリップするため，この影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
※

限界出力比指標は，運転管理に用いる指標であり，最小限界出力比の運転上の制限を実際の最小限界出力比で除したものであり，この値が 1 以下であれば最小限界出力比は運転上の制限を下回らない。
（添付資料 2.5.4，2.5.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件の約 41,060ｔ／h（ 定格流量（85％））に対して最確条件は定格流量の約 86％〜約 104％である。炉心流量が大きい場合は相対的にボイド率が低くなるため，主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇時に印加される正のボイド反応度が小さくなり，原子炉出力の上昇が小さくなることから，評価項目となるパラメータに対
2.5-18する余裕は大きくなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが 2 台全てトリップするため，この影響は小さい。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件の 1.24（限界出力比指標 ※(1.00)）に対して最確条件は限界出力比指標で 0.98 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，燃料被覆管温度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。
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，燃料被覆管温度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。
初期条件の核データ（動的ボイド係数）は，解析条件の平衡サイクル末期の値の 1.25 倍に対して最確条件は平衡サイクル初期から末期の値であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，燃料被覆管温度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が，その影響は小さい。なお，解析コードの不確かさ等を考慮して設定している動的ボイド係数の保守因子の大きさは，本重要事故シーケンスの事象進展に応じて変動し得るが，動的ボイド係数の保守因子の変動に動的ドップラ係数の保守因子の変動も考慮して厳しい組合せとした場合においても，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（「付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」）。
初期条件の核データ（動的ドップラ係数）は，解析条件の平衡サイ
クル末期の値の 0.9 倍に対して最確条件は平衡サイクル初期から末期の値であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合，燃2.5-19

料被覆管温度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。
解析コードの不確かさ等を考慮して設定している動的ドップラ係数の保守因子に関しては，核データ（動的ボイド係数）に記載のとおり
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（「付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント

解析コードについて」）。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，格納容器圧力並びにサプレッション・プール水温度は，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，炉心冷却上厳しくする観点から，事象発生と同時に再循環系ポンプがトリップせず，また，電動駆動給水ポンプによる原子炉圧力容器への低温の給水が継続することにより，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格
納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇の観点で厳しくなるよう外部電源がある状態を設定している。仮に事象発生とともに
外部電源喪失が発生する場合は，第 2.5−21 図から第 2.5−25 図に示すとおり，外部電源喪失と同時に再循環系ポンプがトリップし，電動駆動給水ポンプによる原子炉圧力容器への給水も行われず，原子炉出力が低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等により電源が供給される。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止に要する時間は，解析条件の 3 秒に
2.5-20対して最確条件は 3 秒以上 4.5 秒以下であり，解析条件の不確かさとして，主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした場合，初期の原子炉圧力上
昇により印加される反応度は小さくなり，初期の原子炉出力上昇が小
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が，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポン
プが 2 台全てトリップするため，この影響は小さい。
（添付資料 2.5.4，2.5.6，2.5.7）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の自動減圧系等の起動阻止操作は，解析上の操作開始時間
として事象発生から 4 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，自動減圧系のタイマーが作動した場合には本操作が遅れないように警報が発報し，この 120 秒後に逃がし安全弁が自動開放すること，中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，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，操作手順に変わりがなく，パラメータを起点としていな
い操作であることから，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）
2.5-21

の不確かさにより，操作開始時間に与える影響はない。また，当該操
作は，中央制御室で行う操作であり，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 6 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，前段に実施する原子炉停止
機能喪失の認知に係る確認時間及び自動減圧系等の起動阻止の操作時
間並びにほう酸水注入系起動の操作時間は，時間余裕を含めて設定しており，また，本操作は中央制御室内での簡易なスイッチ操作である
ことから，操作が遅れる可能性は低く，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，操作手順に変わりがなく，パラメータを起点としていない操作であることから，
解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさによる操作開始時間に与える影響はない。また，当該操作は，中央制御室で行う操作であり，他の操作と重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 17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，サプレッション・プール水温度の上昇に伴い警報が発報し，また，中央制御室内での簡易なスイッチ操作であることから，操作が遅れる可能性は低く，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，操作手順に変わりがなく，パラメータを起2.5-22

点としていない操作であることから，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，操作開始時間に与える影響はない。
また，当該操作は，中央制御室で行う操作であり，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の自動減圧系等の起動阻止操作は，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ない。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，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ない。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，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。
（添付資料 2.5.4）

(3)

感度解析
解析コードにおける重要現象の不確かさとして，燃料棒表面熱伝達が小さい場合には，評価項目となるパラメータに影響を与えることから，保守的な取扱いとして，リウェットを考慮しないことを仮定した場合の感度解析を行う。その結果，第 2.5−20 図に示すとおり，燃料被覆管の最高温度は約 1,060℃であり，「2.5.2(3)

有効性評価の結果」で示す最高温度約872℃に比べて上昇するものの，1,200℃を下回っている。燃料被覆管の酸
2.5-23

化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの約 2％以下であり，「2.5.2(3)

有効性評価の結果」で示す燃料被覆管厚さの 1％以下に比べて増加するものの，15％を下回っている。
（添付資料 2.5.5）(4)

操作時間余裕の把握操作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。
操作条件の自動減圧系等の起動阻止操作については，解析上，ドライウ
ェル圧力高（13.7kPa［gage］）及び原子炉水位異常低下（レベル１）の設定点に到達し自動減圧系のタイマーが作動するのは事象発生の約 232 秒後であり，仮に，自動減圧系等の起動阻止操作が遅れた場合には，この 120
秒後に逃がし安全弁（自動減圧機能）が自動開放する。操作が遅れて自動減圧系が作動した場合でも，原子炉圧力が低圧炉心スプレイ系の注水開始
圧力に低下するまでに本操作を実施し，自動開放した逃がし安全弁を閉止することで，原子炉減圧及び低圧炉心スプレイ系からの注水に伴う急激な原子炉水位上昇による正の反応度印加は防止できる。逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個にて原子炉減圧をする場合について，同じ操作を実施している「2.1高圧・低圧注水機能喪失」を参照すると，減圧開始から約 160

秒で原子炉圧力が約 2MPa［gage］まで低下している。よって，合計で解析
上の操作開始時間である事象発生の 4 分後から約 270 秒程度の時間余裕がある。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作については，操作開始時間が遅れた場合には未臨界達成タイミングが遅れることで格納容器圧力及びサプレ
2.5-24

ッション・プール水温度の上昇が大きくなる。操作開始時間が 10 分程度遅れる場合においても，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の最高値はそれぞれ約 0.20MPa［gage］，約 115℃から上昇するが，これらのパラメータの上昇は緩やかであるため，格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］
及び限界温度 200℃に対して十分な余裕があることから時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作については，操作が遅れた場合にはサプレッ
ション・プール水温度の上昇が大きくなる。操作開始時間が遅れる場合においても，サプレッション・プール水温度の最高値は約 115℃から上昇す
るが，サプレッション・プール水温度の上昇は緩やかであるため，限界温度 200℃に対して十分な余裕があることから時間余裕がある。
（添付資料 2.5.4，2.5.8）

(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，操作時間には時間余裕がある。

2.5.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，重大事故等
2.5-25

対策時における必要な要員は，「2.5.1(3)り 10 名である。
「6.2

炉心損傷防止対策」に示すとお重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水については，サプレッション・チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様の対応となる。

ｂ．燃料

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して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 2 台）による電源供給を想定し，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て，7日間の継続が可能である。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2.5-26

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 2.5.9）

ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等による電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，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，重大事故等対策時に必要な負荷として，約 951kW 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 2.5.10）

2.5.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化の発生後，原子炉停止機能を喪失し，反応度制御や原子炉水位の維持に失敗し，最終的に炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグル
ープ「原子炉停止機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策としてＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入手段，安定状態に向2.5-27

けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。また，重要事故シーケンスに対する有効性評
価では使用できないものと仮定したものの，原子炉停止機能のバックアップ
として代替制御棒挿入機能，手動での原子炉スクラムの手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系
による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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。なお，解析条件の不確かさ等を考慮して感度解析を実施しており，いずれの場合においても評価項
目を満足することを確認している。
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，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による
2.5-28

原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対して有効である。

2.5-29

ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入（Ｂ）
２Ｃ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機， ポンプ（Ａ），
２Ｄ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機及
原子炉建屋
び高 圧炉 心ス プレ イ系 ディ ーゼ
東側接続口
ル発電機

ター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

Ｇ

外部電源
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-30代替
循環
冷却 系 ↑
ポン プ(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）※4↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

→

高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留熱除 去系
海水系ポ ンプ（Ｂ），（Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水並びにＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）による原子炉出力の抑制段階）←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代替 再 循環
系ポ ンプ ト リッ プ機 能 ）から の自 動 停止 信号

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

→

←

↑

海へ ※3

←

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入（Ｂ）
２Ｃ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機， ポンプ（Ａ），
２Ｄ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機及
原子炉建屋
び高 圧炉 心ス プレ イ系 ディ ーゼ
東側接続口
ル発電機

ター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

Ｇ

外部電源
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-31

代替循環
冷却 系 ↑
ポン プ(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※4

↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

↑

←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替再 循 環
系ポ ンプ ト リッ プ機 能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→←

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ
海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水，ほう酸水注入系による原子炉停止並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）

ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入ポンプ（Ａ），（Ｂ）

ター ビン へ

原子炉建屋
東側接続口

Ｇ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

２Ｃ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機，
２Ｄ 非常 用デ ィー ゼル 発電 機及び高 圧炉 心ス プレ イ系 ディ ーゼ
ル発電機

外部電源
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-32代替
循環
冷却 系 ↑
ポン プ(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※4

↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

↑

←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替再 循 環
系ポ ンプ ト リッ プ機 能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）←

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ
海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：解 析上 考 慮し ない 操 作：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：重大 事 故等 対応 要 員（現 場 ）の作 業：判 断：運転 員 と重 大事 故 等対 応 要員（ 現 場）の共 同作 業

(解析上の時刻)(0秒)

主蒸気隔離弁誤閉止

原子炉自動スクラム信号発生(約2秒)
手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作

手動 スク ラ ム・ス イ ッチ
によるスクラム成功は
解析 上考 慮 せず

原子炉モード・スイッチ「停止」位置への切替操作原子 炉モ ー ド・ス イ ッチ
によるスクラム成功は
解析 上考 慮 せず

代替制御棒挿入機能の手動操作による制御棒挿入操作

代替制御棒挿入機能によるスクラム成功は解析上 考慮 せ ず

ター ビン 駆 動給 水ポ ン プト リ ップ
電動 駆動 給 水ポ ンプ 自 動起 動 確認
ター ビン 停 止確 認

原子 炉圧 力7.39MPa［gage］到達

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備
（代 替再 循 環系 ポ
ンプ トリ ッ プ機 能 ）によ る再 循 環系 ポ
ンプトリ ッ プ ※ ３

代替 制御 棒挿入 機能 に よる
制御 棒挿 入主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認

使用 済燃 料 プー ル
除熱 操作

(約57秒) 格納 容器 圧 力13.7kPa［gage］ 到 達

代替制御棒挿入機能に よ るス ク ラ ム 成 功は解 析上 考 慮せ ず

原子炉停止機能喪失の確認 ※ １ ， ２(約85秒)

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度
49℃ 到達(約131秒 )復水 器ホ ッ トウ ェル 水 位
低下 によ る 給水 ・復 水 系停 止

(約153秒 )原子 炉水 位 異常 低下 （ レベ ル ２）
高圧 注水 機 能作 動値 に 到達

高圧 炉心 ス プレ イ系 の
自動 起動 の 確認 ※ ４
原子 炉注 水 流量 確認

残留 熱除 去 系（ 低圧 注
水系 ）及 び 低圧 炉心 ス
プレ イ系 の 自動 起動 の
確認 ※ ４

自動減圧系等の起動阻止操作 ※ ５(6分)

ほう酸水注入系の起動操作 ※ ６

制御 棒の
挿入 操作

ほう酸水注入開始確認

原子 炉隔 離 時冷 却系 自 動起 動 確認 ※ ４
原子 炉注 水 流量 確認

原子 炉水 位 低下 による 原子 炉 出力抑制 操作 ※ ７

(17分)

Ⅰ

原子 炉隔 離 時冷 却系によ る原 子 炉注 水確 認
Yes

原子炉水位の調整操作 ※ ８(約28分)

原子炉未臨界及びほう酸水注入系の全量注入完了確認 ※ ９
ほう酸水注入系の停止操作

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度
106℃到 達No

残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョ ン・ プー
ル冷 却系 ） によ るサ プ レッ シ ョン ・プ
ール 冷却 操 作

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作
高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止操 作 ※ １ １

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持 ※ １ ０

高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納 容器除熱を継続する。また，機能喪失している設備の復 旧を試み，制御棒の挿入機能を復旧し，制御棒を挿入 し ，原子炉を減圧した後に残留熱除去系（原子炉停止時冷 却系）により冷温停止状態とする。

【有効性評価の対象としていないが他に取り 得る 手 段】
Ⅰ
制御棒の挿入操作には以下の手段がある。
・手動による制御棒挿入操作
・スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ 引抜 き 操作・スクラム・パイロット弁計器用空気系の排 気操 作

※１

重 大 事故 等発 生 を通 信 連絡 設備 に より 確認 し た現 場作 業 員は 退 避を 実施 す る。

※２

全 制 御棒 が全 挿 入位 置 まで 挿入 さ れた こと が 確認 でき な い場 合 ，原 子炉 ス クラ ム失 敗 と判 断す る 。

※３

再 循 環系 ポン プ トリ ッ プに よる 選 択制 御棒 挿 入に は期 待 しな い 。

※４

中 央 制御 室に て ，機器 ラン プ 表示 ，警報 ，ポン プ吐 出 圧力 等 にて 確認 す る 。原子 炉が 高 圧状 態の た め ，低 圧炉 心 ス プレ イ系 及 び残 留熱 除
去系 （低 圧 注水 系） は 自動 起 動後 ，ミ ニ フロ ー運 転 にて 起動 待 機状 態 とな る。

※５

自 動 減圧 系又 は 過渡 時 自動 減圧 機 能の 作動 に より 原子 炉 が自 動 減圧 され 低 圧炉 心ス プ レイ 系等 に より 多 量の 冷水 が 原子 炉に 注 入さ れ ，原子炉 水位 が 急激 に上 昇 する と，炉 心に 大 きな 正の 反 応度 を印 加 する お それ があ る こと から ，原 子 炉停 止機 能 喪失 の 確認 後 に自 動減 圧 系等の起 動阻 止 操作 を実 施 する 。

※６

ほ う 酸水 注入 系 の起 動 は， 中央 制 御室 にて ， 警報 ，機 器 ラン プ 表示 ，ほ う 酸水 注入 ポ ンプ 吐出 圧 力等 に より 確認 す る。

※７

原 子 炉停 止機 能 喪失 の 確認 後，運 転手 順に 従 い給 水流 量 を調 整 し原 子炉 水 位を 低下 さ せる こと で 原子 炉 出力 を抑 制 する が，解析 上 考慮 し
ない 。

※８

給 水・復 水系 の 停止 に伴 い 原子 炉 水位 は低 下 し，その 後，ほ う酸 水の 注 入 によ る原 子 炉出 力の 低 下及 び 発生 蒸気 量 の減 少に 伴 い原 子炉 水
位は 徐々 に 上昇 する 。ほう 酸水 注 入系 の 全量 注入 完 了確 認ま で は，高圧 炉 心ス プ レイ 系等 に より 原子 炉 水位 を 原子 炉水 位 異常 低下（ レベル １） 付 近で 低め に 維持 す る。

※９

ほ う 酸水 注入 系 の全 量 注入 は注 入 開始 から 125分 以内 とな る 設計 であ る 。全 量注 入を 確 認し た後 に ほう 酸 水注 入系 の 停止 操作 を 実施 する 。

※１ ０

ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 確認 後は ， 原子 炉水 位 を原 子 炉水 位低 （ レベ ル３ ） から 原子 炉 水位 高 （レ ベル ８ ）の 間に 維 持す る。

※１ １

原 子炉 隔離 時 冷却 系 は， 水源 で ある サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 106℃に 近接 し た場 合に 停 止す る 。
原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 後 は， 高圧 炉 心ス プレ イ 系に より 原 子炉 水 位が 適切 に 維持 され て いる こと を 確認 す る。

第 2.5−2 図

原子炉停止機能喪失の対応手順の概要

2.5-33

原子炉停止機能喪失

経過時間（分）5

経過時間（時間）
10

15

20

30

40

24

備考

25

事象発生
原子炉自動スクラム信号発信実施箇所・必要要員数

約 57 秒 ドライウェル圧力高(13.7kPa［gage］)到達【 】は他作業後移動してきた要員

約 1.4 分 サプレッション・プール水温 49℃到達
操作項目

約 2.2 分 復水器ホットウェル水位低下による電動駆動給水ポンプ停止

操作の内容

約 2.6 分
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

原子炉水位異常低下（レベル２）到達
約 5.9 分6分

原子炉水位異常低下（レベル１）到達＋120 秒

ほう酸水注入系起動
9.5 分

炉心部へのほう酸注入開始

17 分

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱開始

プラント状況判断

重大事故等対応要員（現場）

約 28 分

サプレッション・プール水温度 106℃到達
手動スクラム・スイッチ，原子炉モード・スイッ
チ切換え及び代替制御棒挿入機能によるスクラム
成功は解析上考慮しないが，原子炉停止機能喪失の確認の運転員等操作時間（3 分）ではこれらの操
作時間も考慮して設定している。
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施する●原子炉自動スクラム失敗の確認●手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム確認
1人
A

−

−

3分

●原子炉モード・スイッチ「停止」位置への切替操作●代替制御棒挿入機能による制御棒挿入操作●再循環系ポンプトリップの確認●タービン停止の確認

原子炉停止機能喪失の確認及び状況判断

1人
B●主蒸気隔離弁の閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制
御の確認●タービン駆動給水ポンプトリップ及び電動駆動給水ポンプ
自動起動の確認−−

10 分●電動駆動給水ポンプトリップの確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認●外部電源喪失の確認●非常用炉心冷却系及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

自動減圧系等の起動阻止操作
ほう酸水注入系の起動操作

原子炉水位低下による原子炉出力抑制操作及び制御棒の挿入操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操
作
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）
原子炉水位の調整操作（高圧炉
心スプレイ系）
常設代替交流電源設備による緊急用母線の受電
操作

【1人】
A

−

−

●自動減圧系の起動阻止スイッチを用いた自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止操作

1分
2分●ほう酸水注入系の起動操作

【1人】
A

−

【1人】
A

−

−

中性子束振動の発生を確認した場合にも実施
ほう酸水全量注入完了までは適宜状態監視し，全量注入完了を確認した後にほう酸水注入系を停止●ほう酸水注入系の注入状態監視

【2 人】
A，B

−

−

2人
C，D

−

●原子炉水位低下による原子出力抑制操作−●手動による制御棒挿入操作●スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引抜き操作

−

●現場移動
●スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作

原子炉水位調整

16 分
45 分●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（2 系列）
【1人】
B

−

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の監視●原子炉隔離時冷却系の停止操作

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の監視●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置 2 台の起動操作及び緊急用母線の受電操作−

6分●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール冷却状態の監視

適宜実施

適宜実施
サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した場合，原子炉隔離時冷却系を停止
適宜実施
ほう酸水全量注入完了までは原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）付近に維持し，全量注入完了後は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持

【1人】
A

−

−

2人
A，B

2人
C，D

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計

解析上考慮しない
外部電源がない場合に実施する

適宜実施●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの除熱操作

解析上考慮しない

15 分

0人

第 2.5−3 図

原子炉停止機能喪失時の作業と所要時間

2.5-34

解析上考慮しない
約 25 時間後までに実施する

主蒸 気隔離 弁閉止 に伴 う圧力上 昇 で ボ イ ド が減少し，中性子束が上昇（中性子束の最大値：約 560％）
炉心流量の減少に伴うボイド増加により中性子束低下

1.中性子束（％）
2.平均表面熱流速（％）
3.炉心流量（％）
約 131 秒後に給水・復水系の停止に 伴う 原子 炉水 位の 低 下により 炉心 流量 が低 下す る ことで中 性子 束及 び平 均表 面 熱
流束が低下

主蒸気隔離弁閉止による給水加熱喪失に伴い給水温度が低下することで，約 40
秒後から給水・復水系が停止する約 131
秒後までの間，中性子束及び平均表面熱流束が徐々に上昇

中性子 束低 下に 伴い 原子 炉 での蒸気 発生 量が 低下 する 過 程におい て， 圧力 設定 点の 異 なる逃が し安 全弁 が一 連で 開 閉
し，原 子炉 圧力 の変 動幅 が 大
きくな るこ とで 中性 子束 の 変
動幅も大きくなっている

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）の作動により炉心流量は減少し，自然循環状態に移行

事故後の時間(s)
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響で中性子束が変動第 2.5−4 図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

原子炉圧力の変 動に伴 い開 放す る
逃がし安全弁の 数が変 動す るこ とで蒸気流量も変動する

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

主蒸気隔離弁閉止に伴う蒸気流量の減少

逃がし安全弁の開閉に伴う給水流量の変動

主蒸気隔離弁閉止によりタービン駆動給水ポ
ンプはトリップし，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水が継続

第 2.5−5 図

事故後の時間(s)約 131 秒後に復水器ホットウェル水位の低下に伴い給水・復水系が停止することによる給水流量の低下

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）2.5-35

1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）

100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す

約 57 秒後に格納容器圧力高信号にて高圧炉心スプレイ系が自動起動

約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(s)第 2.5−6 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）

最 高 圧 力 ： 約 8.19MPa［gage］（約 6 秒）

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）
3. 逃がし安全弁流量（％）

原子炉出力 の低下により 発 生
蒸気が減少し，圧力も低下

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う圧力の変動

主蒸気隔離弁
閉止に伴う圧力の上昇

タービン駆動給水
ポンプトリップに伴う水位の低下

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト リップ機 能）の作 動に よる
ボイド発生により一時的に水位上昇

約 131 秒後に復水器ホットウェ
ル水位の低下により給水・復水系が停止することで水位が低下

事故後の時間(s)第 2.5−7 図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁の流量の推移（短期）2.5-36

1. 炉心平均ボイド率（％）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う圧力変動の影響でボイド率が変動

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替再循
環 系ポ ンプ ト リッ プ 機 能 ） の 作 動 に よ り
炉 心流 量が 減 少す る こ と で ， ボ イ ド 率 が増加

事故後の時間(s)第 2.5−8 図

炉心平均ボイド率の推移（短期）2.5-37

1400

1200
主蒸気隔離弁の閉止に伴う原子炉出力の上昇により沸騰遷移が発生し，燃料被覆管
温度は上昇

燃
燃料被覆管温度料1000

給水・復水系停止による原子炉水位低下後，逃がし安全弁の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り
返す

被
覆

800

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5−9 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1. 燃料被覆管温度（第 24 ノード）（℃）
2. 燃料被覆管温度（第 20 ノード）（℃）
3. 燃料被覆管温度（第 17 ノード）（℃）
4. 燃料被覆管温度（第 14 ノード）（℃）

第 1 スペ ー サ

第 2 スペ ー サ

燃料被覆 管温度

燃 料被覆 管 の最高 温度 ： 約 872℃
（約 13 秒）

燃料被覆管温度：約 839℃
（約 135 秒）

第 3 スペ ー サ

燃料被覆管温度：約 723℃
（約 230 秒，第 17 ノード）
第 4 スペ ー サ

第 5 スペ ー サ※(℃)
第 6 スペ ー サ

第 7 スペ ー サ

ス ペ ー サ 位 置 と ノ ー ドの関係（● が各 ノ ード を示 す。）

事故後の時間(s)第 2.5−10 図※

第 5 ス ペー サ位 置
では沸騰遷移は発
生し てい な い。

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管については，外面より内面の方が高い温度となるものの，今回の評価が燃料の著しい損傷の有無（重大事故防止）を確認していることに鑑み，燃料が露出し燃料温度が上昇した場合に，酸化の有無によって破損が先行すると考えられる燃料被覆管表面で，最高温度を評価している。

2.5-38

1.0E+07

給水・復水系停止による原子炉水位低下後，逃がし安全弁の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0E+06
熱伝達係数（W/(m２・K））

熱伝達係数

1.0E+05

1.0E+04(W／(m２ ・K))
1.0E+03

主 蒸気隔離 弁の閉止に 伴う 原 子 炉 出 力 の 上 昇 によ り沸騰遷 移が発生す るこ と で 熱 伝 達 係 数 は 低
下1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00
0

100

200

300

事 事故後の時間(s)故 後 の 時 間（ｓ）

第 2.5−11 図

熱伝達係数（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1.2
クオリティ（燃料被覆管の最高温度の発生位置）
1. クオリティ（第4 スペーサ）2. 限界クオリティ
給水・復水系停止による 原子炉 水位 低下後，逃がし安全弁の開閉によ り沸騰 遷移 とリウェットを繰り返す

1.0

クオリティ
(−)

0.8

0.6

2

0.4

1

0.2

0.0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5−12 図クオリティ（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）2.5-39主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇によりボイドが減少することで，原子炉出力が上昇

1. 中性子束（％）

約 131 秒後に給水・復水系停
止 に伴う 原子 炉 水位 の 低 下 により原子炉出力が低下

主蒸 気隔離 弁 の 閉 止 に 伴 う 給 水 加 熱喪失により原子炉出力が上昇
ほう酸水注入系によるほう酸
水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

事故後の時間(min)第 2.5−13 図

中性子束の推移（長期）1. 炉心流量（％）

原子 炉水 位に 応じ た自 然 循環
力の変動に伴う流量の増減

事故後の時間(min)第 2.5−14 図

炉心流量の推移（長期）2.5-401. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

逃がし安全弁の開閉により蒸気流量が変動

タービン駆動給水ポンプのトリップによる給水流量の減少

約 131 秒後に給水・復水系の停止 ※により給水流量が減少※

事故後の時間(min)第 2.5−15 図

復 水器ホ ット ウェ ル水位 低低 信 号により給 水・ 復水 系は 全停 とな る。 実
機でも 数秒 の時 間遅 れし かな いこ とを踏ま え， 今回 の評 価で は， 低圧 復
水ポン プ， 高圧 復水 ポン プ及 び電 動
駆動給 水ポ ンプ の停 止を 同時 刻と している。

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）

100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す

約 28 分後にサプレッション・プール水温
度上昇により原子炉隔離時冷却系停止
約 57 秒後に格納容器圧力高信号にて高圧炉心スプレイ系が自動起動

約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて原
子炉隔離時冷却系が自動起動

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維
持操作

事故後の時間(min)第 2.5−16 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）2.5-41

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

主蒸気隔離弁の閉止に伴う原子炉圧力の上昇

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う蒸気流量の変動

事故後の時間(min)第 2.5−17 図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）

タ ービ ン 駆 動給 水 ポ ンプ ト リ ッ プに伴う原子炉水位の低下

1. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

電動駆動給水ポンプ等の原子炉注水 により原子炉水位が回復
約 131 秒後に給水・復水系の停止により原子炉水位が低下

燃料有効長頂部

約 28 分後にサプレッション・プ
ール水温度の上昇により原子炉隔離時冷却系を停止したことで，原子炉水位が低下

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維持操作
ほう酸 水注入 系の 反応度 抑制
効果に伴う原子炉水位の回復

事故後の時間(min)第 2.5−18 図

原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）2.5-42

逃がし安全弁を介してサプレッ
ション・プールへ蒸気が流出する
ことにより，サプレッション・プ
ール水温度及び格納容器圧力が上昇

1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa［gage］）

最高温度：約 115℃
（約 45 分）約 131 秒後に給水・復水系の停止に伴い原子炉水位が低下し，発生蒸気量が減少することで，サプレッション・
プール水温度及び格納容器圧力の上昇が緩和

ほう 酸水 注入 系に よ り
原子 炉出 力が 低下 し ，原子 炉で の発 熱が 残 留
熱除 去系 の除 熱能 力 を
下回 るこ とに より サ プ
レッ ショ ン・ プー ル 水
温度 及び 格納 容器 圧 力が低下

最高圧力：約 0.20MPa［gage］（約 45 分）

事故後の時間(min)第 2.5−19 図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）1.燃料被覆管温度（第 24 ノード）（℃）
2.燃料被覆管温度（第 20 ノード）（℃）
3.燃料被覆管温度（第 17 ノード）（℃）
4.燃料被覆管温度（第 14 ノード）（℃）

燃料被覆管温度

燃料被覆管の最高温度：約 1,060℃（約 134 秒）(℃)

事故後の時間(s)第 2.5−20 図

燃料被覆管温度（リウェット考慮をしない場合）（短期）

2.5-43

主 蒸気隔離 弁閉 止に伴 う圧 力 上 昇 で ボ イ ド が減少し，中性子束が上昇（中性子束の最大値：約 420％）

1.中性子束（外部電源無）（％）
2.中性子束（外部電源有）（％）
再循環系ポンプのトリップに伴う中性子束の減少

事故後の時間(s)第 2.5−21 図

外部電源がない場合の中性子束の推移（短期）1.炉心流量（外部電源無）（％）
2.炉心流量（外部電源有）（％）

第 2.5−22 図

外部電源がない場合の炉心流量の推移（短期）2.5-44

最高圧力：約 7.98MPa［gage］（約 4 秒）

1.原子炉圧力変化（外部電源無）（×0.01MPa）
2.原子炉水位（シュラウド外水位）変化（外部電源無）（×5cm）
3.逃がし安全弁流量（％）（外部電源有）（×0.01MPa）
4.原子炉水位（シュラウド外水位）変化（外部電源有）（×5cm）

主蒸気隔離弁
閉止に伴う圧力の上昇

外部電源喪失 に伴い， 給水・復 水系 が停止するこ とで水位 が低下す るが ，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により原子炉水位を維持

事故後の時間(s)第 2.5−23 図

外部電源がない場合の原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（短期）

1400

1200
燃料被覆管 温度

燃
料

1000

被
覆

800
燃料被覆管の最高温度：約 731℃
（約 6 秒）

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5−24 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（外部電源がない場合）（短期）
2.5-45

1.サプレッション・プール水温度（外部電源無）（℃）
2.格納容器圧力（外部電源無）（×0.005MPa［gage］）
3.サプレッション・プール水温度（外部電源有）（℃）
4.格納容器圧力（外部電源有）（×0.005MPa［gage］）

最高温度：約 103℃
（約 45 分）最高圧力：約 0.14MPa［gage］（約 45 分）

事故後の時間(min)第 2.5−25 図

外部電源がない場合のサプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）2.5-46

第 2.5−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム失敗確認

格納容器圧力上昇に よる
高圧・低圧注水系起 動確認2.5-47

原子炉隔離時冷却系 及び高圧炉心スプレイ系 による原子炉水位維持

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（1／2）
手順

運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況にもかかわらず，全制御棒が全挿入位置まで挿入されたことが確認できない場合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
逃がし安全弁の作動により，格納容器圧力上 昇 し ， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa［gage］）により，高圧炉心スプレイ系，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動する。

常設設備
ＡＴ Ｗ Ｓ 緩 和設
備（ 代 替 再 循環
系ポ ン プ ト リッ
プ機能）
逃がし安全弁
（安全弁機能）＊高圧 炉 心 ス プレ
イ系 ＊重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−−ドライウェル圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊

主蒸気隔離弁の閉止により，復水器ホット 原子 炉 隔 離 時冷
ウェルの水位が低下し給水・復水系がトリ 却系 ＊ップする。これにより給水流量の全喪失と 高圧 炉 心 ス プレ
なり，原子炉水位は低下し，原子炉水位異 イ系 ＊−常低下（レベル２）により原子炉隔離時冷却系が自動起動する。原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水により炉心冷却は維持される。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−1 表
操作及び確認
自動減圧 系の自 動起動阻
止2.5-48

ほう酸水 注入系 による原
子炉未臨界操作
残留熱除 去系（ サプレッション・ プール 冷却系）
運転

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（2／2）
手順

原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心ス
プレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）か
ら大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇につながる可能性があるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて自動減圧系の自動起動を未然に阻止する。なお，自動減圧系の起動阻止スイッチの操作により，過渡時自動減圧機能による自動減圧も未然に阻止される。
ほう酸水注入系を中央制御室からの遠隔操作により手動起動し，炉心へのほう酸水の注入を開始する。
中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）の運転を開始し，格納容器除熱を開始する＊

常設設備
自動減圧系の起動阻止スイッチ

ほう酸水注入系＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
ドライウェル圧力
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊−−平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊残留熱除去系
サプレッション・プール水温度（サプレッシ
残留熱除去系系統流量 ＊−ョン・プール冷却系） ＊
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−2 表
項

目

解析コード

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（1／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

プラント動特性：ＲＥＤＹ−

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位
炉心流量

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）
約 41.06×10３ t／h
（85％）

初期条件

2.5-49主蒸気流量6,420t／h

給水温度

約 216℃

燃料及び炉心９×９燃料（Ａ型）
単一炉心

核データ（動的ボイド係数）

平衡サイクル末期の値の 1.25 倍

核データ（動的ドップラ係数） 平衡サイクル末期の値の 0.9 倍
格納容器体積（ドライウェル） 5,700m３

通常運転時の原子炉水位として設定
原子炉定格出力時の下限流量として設定
定格主蒸気流量として設定
初期温度約 216℃から主蒸気隔離弁閉止に伴う給水加熱喪失の後，電動駆動
給水ポンプ停止時点で約 84℃まで低下
９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）の熱水力的な特性はほぼ同等であることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
サイクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることから，サイクル末期として設定
設計値

格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）
サプレッション・プール
水温度

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

32℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

第 2.5−2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

事故条件

起因事象

主蒸気隔離弁の全弁誤閉止

炉心への反応度印加の観点で厳しい過渡事象として設定

安全機能の喪失に対する仮定

原子炉停止機能，原子炉手動ス
クラム及び代替制御棒挿入機能の喪失

バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定

評価対象とする炉心の状態

平衡炉心のサイクル末期

外部電源

外部電源あり2.5-50サイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大きく，保守的な評価となることを考慮して設定
外部電源がある場合，事象発生と同時に給水・復水系及び再循環系ポンプがトリップせず，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格
納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇の観点で事象進展が厳しくなることを考慮して設定

第 2.5−2 表
項目

2.5-51

重大事故等対策に関連する機器条件

主蒸気隔離弁の閉止に要する
時間
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプ
トリップ機能）

逃がし安全弁電動駆動給水ポンプ

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）
主要解析条件3秒

条件設定の考え方
設計値の下限（最も短い時間）として設定

再循環系ポンプが，原子炉圧力高（7.39MPa［ gage］
再循環系のインターロックとして設定（遅れ時間 0.2 秒））で 2 台全てトリップ
逃がし弁機能原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する
7.37MPa［gage］×2 個，354.6t／h（1 個当たり） 高圧炉心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が7.44MPa［gage］×4 個，357.8t／h（1 個当たり） 高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定と7.51MPa［gage］×4 個，361.1t／h（1 個当たり） なることから，逃がし弁機能を設定
7.58MPa［gage］×4 個，364.3t／h（1 個当たり）7.65MPa［gage］×4 個，367.6t／h（1 個当たり）自動減圧系による逃がし安全弁（自動減圧系）に 逃がし安全弁の自動減圧機能の設計値として設定
よる原子炉急速減圧
作動時間：ドライウェル圧力高（13.7kPa［gage］）
及び原子炉水位異常低下（レベル１）到達から
120 秒後・主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポ 電動駆動給水ポンプの設計値として設定
ンプが停止した後，電動駆動給水ポンプが自動起動するものとする・復水器ホットウェル水位の低下により電動駆動
給水ポンプがトリップ

第 2.5−2 表

・原子炉水位異常低下（レベル２）によって自動起動・注水遅れ時間 0 秒
・注水流量 136.7m３ ／h（ 7.86MPa［ gage］〜1.04MPa［gage］において）条件設定の考え方
原子炉隔離時冷却系の設計値として設定
注水遅れ時間は原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始
タイミングが早い方が，原子炉水位が高めに維持されること
で原子炉出力の観点で厳しい設定となることから，0 秒を設
定
10.0

8.0

6.0

原子炉隔離時冷却系
ポンプによる注水特性

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流流量（m
量 （ m3３/h）/h）

炉心に冷水が大量に注水され，原子炉水位が高めに維持される方が原子炉出力の観点で厳しい設定となることから，ポン
プ性能評価に基づく大きめの注水流量特性を設定

高圧炉心スプレイ系

・原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウ
ェル圧力高（13.7kPa［gage］）によって自動起動・注水遅れ時間 0 秒
・注水流量 145m３ ／h〜1,506m３ ／h（ 8.30MPa［ dif］
〜0MPa［dif］において）

987
差圧（ MPa）

2.5-52

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件

原子炉圧力（MPa[dif]）目

原 子 炉 圧 力 （ MPa ［ gage］）

項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3／6）

6

高圧炉心スプレイ系
ポンプによる注水特性

5
4
3
2
1
0
0

200

400

600

800

1000

流量（m３／h）

1200

1400

1600

1800

第 2.5−2 表
項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（5／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件
重大事故等対策に関連する操作条件

2.5-53

ほう酸水注入系

・注入流量 163L／min
・ほう酸水濃度 13.4wt％

注入流量はほう酸水注入系の設計値として設定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう管理範囲の下限値として設定

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

熱交換器 1 基当たり約 53MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 27.2℃において）残留熱除去系の設計値として設定

自動減圧系等の起動阻止操作

事象発生 4 分後

ほう酸水注入系の起動操作

事象発生 6 分後

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱操作

事象発生 17 分後原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の起動阻止に要する時間を考慮して設定
自動減圧系等の起動阻止操作後に実施するため，自動減圧系等の起動阻止操作が完了する事象発生の 4 分後からほう酸
水注入系の起動操作に要する時間を考慮して設定
状況の確認及び操作に要する時間を考慮して設定

第 2.5−2 表
項

目

解析コード

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（6／6）
主要解析条件ホットバンドル解析：ＳＣＡＴ

条件設定の考え方−

初期条件

最小限界出力比1.24

通常運転時の熱的制限値として設定

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

2.5-54沸騰遷移の判定

ＧＥＸＬ相関式−

沸騰遷移後の熱伝達相関式

修正 Dougall-Rohsenow 式−

リウェット相関式

日本原子力学会標準「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準:2003」における
相関式２−

添付資料 2.5.1
プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

原子炉圧力の上昇等によって炉心のボイド率が低下した場合，動的ボイド係数の絶対値が大きいほど，炉心に印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の増加量が大きくなる。よって，プラント動特性評価では，動的ボイド係数が重要なパラメータとなる。
動 的 ボ イ ド 係 数 は ，減 速 材 ボ イ ド 係 数 を 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）で除した値であり，一般にサイクル末期の方が絶対値が大きい。サイクル初期とサイクル末期の遅発中性子発生割合（β値）を第 1 表に，今回の評価におけるボイド率の推移を第 1 図に，減速材ボイド係数を
第 2 図に，動的ボイド係数を第 3 図に示す。今回の評価ではボイド率
が 40％ か ら 60％ 程 度 で 推 移 す る こ と か ら ，第 3 図 に 示 す と お り ，動 的ボイド係数はサイクル末期の方が絶対値が大きくなり，ボイド効果に
より炉心に印加される正の反応度が大きくなる。
よって，プラント動特性評価における評価対象炉心として平衡炉心のサイクル末期を選定した。

添付 2.5.1-1

第 1表

サ イ ク ル 初 期 と サ イ ク ル 末 期 の 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）遅発中性子発生割合（β値）

平衡炉心サイクル初期

平衡炉心サイクル末期

約 0. 00 6 0

約 0. 0 0 5 3

1. 炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s )第 1図ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移

添付 2.5.1-2

動的ボイド係数

減速材ボイド係数

添付 2.5.1-3（（Δk／k）／%ボイド率）

第2図（￠／%ボイド率）

減速材ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心） 第 3 図

動的ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心）

添付資料 2.5.2
自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

1.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
自動減圧系は，中小破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心スプレイ系等の機能が十分に発揮されずに原子炉水位を維持することができない場合に自動作動し，原子炉を減圧することで低圧炉心スプレイ系等による 原 子 炉 注 水 を う な が し ，原 子 炉 水 位 を 維 持 す る た め の 系 統 で あ る 。
自 動 減 圧 系 は ， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa［ gage］） 信 号 及 び 原子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル １ ）信 号 に よ り 自 動 作 動 信 号 が 発 信 さ れ ，
120 秒 の 時 間 遅 れ の 後 ，低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 又 は 残 留 熱 除 去 系
ポンプの吐出圧力が確立している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放する。
原子炉停止機能喪失時に自動減圧系により原子炉が自動減圧し，これに伴い低圧炉心スプレイ系等により炉心に大量の低温水が注入されると，ボイド効果等により炉心に正の反応度が投入されることで，急激な原子炉出力上昇をもたらすこととなる。
このため，運転手順において原子炉停止機能喪失時には自動減圧
系の起動を阻止することを明確にしており，また，起動阻止用の操作スイッチを設けている。

2.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 で は ， 事 象 発 生 の 約 232 秒 後 に
自動減圧系のタイマーが作動し，起動阻止操作をしない場合には，
こ の 120 秒 後 に 逃 が し 安 全 弁 が 開 放 す る 。 こ の た め ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失の確認及び自動減圧系等の起動阻止操作に要する時間を考慮
添付 2.5.2-1

して，事象発生の 4 分後に自動減圧系等の起動阻止操作を実施する
こ と と し て い る 。こ れ は 事 象 発 生 か ら 10 分 以 内 の 操 作 で あ り ，他 の事 象 で 見 込 ん で い る 事 象 発 生 か ら の 10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 考 慮 し ていない。原子炉停止機能喪失を確認した場合は，その時点で原子炉停止機能喪失時の反応度制御操作に移行することを手順書で明確に定めるとともに，中央制御室に操作スイッチを設置し，継続的な訓練 を 実 施 し て い る こ と か ら ， 10 分 以 内 の 操 作 で あ っ て も 運 転 員 に よる対応は可能である。また，他の事故シーケンスグループと同様に
10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 条 件 と し て 評 価 に 組 み 込 む と ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失時の炉心損傷防止の手順に沿った有効性評価を行うことができない。
以 上 に よ り ， 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 に お い て は ， 10 分の状況判断時間を考慮するのではなく，原子炉停止機能喪失の確認及び操作に要する時間に余裕時間を考慮して，事象発生の 4 分後に自動減圧系の自動起動阻止操作が完了する操作条件を設定している。
なお，訓練実績によると原子炉停止機能喪失の確認から自動減圧系の自動起動阻止操作の完了まで約 2 分で実施可能である。

添付 2.5.2-2

添付資料 2.5.3
安定状態について（原子炉停止機能喪失）

原子炉停止機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水により炉心の冷却が維持される。ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水注入により中性
子束は徐々に低下し未臨界が達成され，その後も高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。原子炉出力が高めに維持されている期間は，格納容器圧力及び温度は緩やかに上昇を継続するが，ほう酸水注入系により未臨界が達 成 さ れ る と 低 下 傾 向 と な り ， 格 納 容 器 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る と と も に ， 逃 がし 安 全 弁 の 機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 12 6℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安
定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。制御棒挿入機能の復旧後は，制御棒を挿入することで，ほう酸水による未臨界維持に代わる未臨界の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.5.3-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（1／2）

重要現象
核分裂出力

解析モデル
核特性モデル
反応度モデル（ボイド・ドップラ）

反応度フィード
バック効果

沸騰・ボイド率変化

冷却材流量変化（自然循環流量）「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 の不 確 か さに 含ま れ る。

「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 の不 確 か さに 含ま れ る。

動的ボイド 係数 ：〜動的ドップ ラ係 数：〜
高温停止に 必要 なボ ロン 反 応度 ：−3％Δk「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は，未臨
界達 成 の時 間が 遅 くな る が， 感度 解 析結 果に よ り評 価項 目 とな る
パラ メ ータ 対す る 影響 が 小さ いこ と を確 認し て おり ，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 （付 録 3 重大 事 故等 対策 の 有効 性評 価 に係 るシ ビ アア ク
シデ ント 解 析コ ード につ い て（第 3 部 REDY） ）。

非常 用炉 心 冷 却 系 の 性 能 評 価 に お い て 使 用 が 認められてい る崩 壊熱 曲線 に 対し て ，1 秒 後 の時 点
で＋0.8％／ −0.1％ の不 確 かさ を有 す る

原子 炉 停止 機能 喪 失に よ り高 出力 状 態が 維持 さ れる ため ， 崩壊 熱モデルの不確かさにより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 間等 に 与え る影 響 は 小さ い。

炉心 ボイ ド マ ッ プ 確 認 試 験 に よ り ， 炉 心 ボ イ ド
モデ ルに お い て 使 用 す る ボ イ ド 率 補 正 率 に 対 して，以下の 不確 かさ を有 す る
補正無し／ 最大 補正 二次 関 数

炉心 ボ イド モデ ル 等の 影 響は ，原 子 炉出 力変 化 に影 響を 及 ぼし ，
燃料 被 覆管 温度 ， サプ レ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度や 水位 変 化に 影
響す る が， その 影 響は 小 さく ，運 転 員等 操作 時 間に 与え る 影響 は小さ い。

再循環系ポ ンプ 慣性 時定 数：＋10％ ／ −10％

再循 環 系ポ ンプ 慣 性時 定 数の 影響 は ，再 循環 系 ポン プト リ ップ 時の炉 心 流量 ，原 子 炉出 力 変化 に影 響 する が， 事 象発 生初 期 の短 時
間の 影 響で あり ， 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 。

モデルの仮 定に 含ま れる

自然 循環 状 態は ，シ ュラ ウ ド内 外の 位 置 ヘッ ド差（ マス バラ ンス ）が支 配 的で あり ， 炉内 ボ イド によ る 摩擦 圧損 等 の炉 心流 量 への 影
響は 小 さい こと 及 び実 機 試験 での 挙 動を おお む ね再 現で き るこ とを確 認 して おり ， 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 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は ，サ プ
レッ ショ ン・プー ル水 温 度が 7℃上 昇 し，格納 容器 圧 力が 0.04MPa
上昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析に
おけ るサ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度の 最高 値は 115℃ ，格 納 容器
圧力 の最 高 値は 0.20MPa[gage]で あり ，評 価項 目に 対 して 十分 な余裕が ある こ とか ら，その 影響 は 非常 に小 さい 。（ 付録 3 重 大 事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部 REDY） ）崩 壊 熱 曲 線 を 初 期 状 態 に お い て ＋ 1％ ／ 2％ と し た 場 合 で も 評 価項目となるパラメータに影響を与えないことを感度解析により確認し てい る（ 付録 3 重 大 事故 等対 策 の有 効性 評価 に 係る シビ アア
クシ デン ト 解析 コー ドに つ いて （第 3 部 REDY）） 。
ボイド率補正率を補正無しとした場合には，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している 。
ボイド率補正率を最大補正二次関数とした場合には，サプレッション・プ ール 水温 度が 2℃ 上昇 し，格 納容 器圧 力が 0.01MPa 上 昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析における
サプ レッ シ ョン・プ ール 水温 度 の最 高値 は 115℃，格納 容器 圧 力の最高 値は 0.20MPa[gage]で あ り，評 価 項目 に対 して 十 分な 余裕 があるこ とか ら，その 影 響は 非常 に 小さ い（ 付 録 3 重大 事故 等 対策 の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3部 REDY）） 。
再 循 環 系 ポ ン プ 慣 性 時 定 数 を ＋ 10％ ／ − 10％ と し た 場 合 に は ， 評
価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与え ない こ とを 感度 解析 に て確 認し て い る（付 録 3 重 大事 故等 対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部 REDY） ） 。
自然 循環 状 態は，シュ ラ ウド 内外 の 位置 ヘッ ド差（マ スバ ラン ス）が支配的であり，炉内ボイドによる摩擦圧損等の炉心流量への影
響は小さいこと及び実機試験での挙動をおおむね再現できることを確認しており，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 は 小 さい 。

炉心ボイドモデ
ル

再循環モデル

再循環モデル

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

添付資料 2.5.4

原子炉圧力容器

冷却材流量変化（コーストダウン特性）

崩壊熱モデル

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

考慮しない

反応度モデル（ボロン）

炉心

添付 2.5.4-1

崩壊熱

不確 かさ

第 1−1 表
分類

重要現象

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（2／2）
解析モデル

不確 かさ
逃がし安全 弁流 量： ＋16.6％

冷却材放出（臨界流・差圧流）

逃がし安全弁モデル

給水エンタ ルピ
(1)給水温度 （主 蒸 気流 量零 で） ：−60kJ／ kg（−14℃ ）(2)遅れ時間 ：＋ 50 秒

原子炉圧力容器

添付 2.5.4-2

高圧炉心注 水系 流量：実力値 （137％ ）ＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水含む）

給水系モデルサプレッシ ョン ・プ ール 水 の初 期エ ン タ ルピ
：設計仕 様 の常 用温 度下 限（−104kJ／ kg（ −25℃ ））保守的な混 合特 性を 設定

格納容器

ほう酸水の拡散

ほう酸水拡散モデル

サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却格納容器モデル

保守的モデ ルに 含ま れる

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

逃が し 安全 弁流 量 が大 き くな った 場 合， 原子 炉 水位 の低 下 やサ プ
レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度の 上昇 が 早く なる が ，感 度解 析 結果 より評 価 項目 とな る パラ メ ータ に与 え る影 響が 小 さい こと を 確認 し
てい る 。ま た， 実 機試 験 での 挙動 を おお むね 再 現で きる こ とを 確認し て おり ，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（ 付 録 3 重 大 事故 等対 策 の有 効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部
REDY）） 。
給水 エ ンタ ルピ が 低下 し た場 合に は ，炉 心入 口 サブ クー ル が低 下
する こ とで 原子 炉 出力 が 上昇 し， ま た， 給水 エ ンタ ルピ の 低下 が遅れ た 場合 には ， 炉心 入 口サ ブク ー ルの 低下 が 遅く なる こ とで 原子炉 出 力の 上昇 が 遅く な るが ，感 度 解析 結果 に より 評価 項 目と な
るパ ラ メー タ対 す る余 裕 が大 きく な るか 又は そ の影 響が 小 さい ことを 確 認し てい る 。ま た ，解 析コ ー ドは 実機 試 験デ ータ と 比較 して給 水 エン タル ピ を多 少 小さ めに 評 価し ，全 体 的に 良く 一 致す ること を 確認 して お り， 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 （付 録 3 重大 事 故等 対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部 REDY） ） 。
高圧 炉 心ス プレ イ 系の 流 量が 増加 し た場 合， 原 子炉 水位 が 高め に
維持 さ れる こと で ，原 子 炉出 力は 高 めと なる が ，感 度解 析 結果 により 評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与 える 影響 が 小さ いこ と を確 認
して い る。 また ， 原子 炉 へ注 水す る 場合 の影 響 とし ては ， ＥＣ Ｃ
Ｓ注 水 も給 水系 に よる 注 水も 同等 と 考え られ ， 解析 コー ド は， 給水ポ ン プが トリ ッ プし た 場合 や給 水 流量 が増 減 した 場合 の 実機 試
験の 挙 動を 良く 模 擬で き るこ とを 確 認し てお り ，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（ 付 録 3 重 大 事故 等 対策 の有 効 性評 価に 係 るシ ビア ア クシ デ
ント 解析 コ ード につ いて （第 3 部 REDY） ）。
サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水の 初期 エ ンタ ルピ が 低下 した 場 合， サ
プレ ッ ショ ン・ プ ール 水 源を 用い て ＥＣ ＣＳ 注 水を 実施 す る際 の炉心 入 口サ ブク ー ルが 低 下す るこ と で原 子炉 出 力が 上昇 す るが ，
感度 解 析結 果に よ り評 価 項目 とな る パラ メー タ 対す る余 裕 が大 き
くな る か又 は影 響 がな い こと を確 認 して おり ， 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（付 録 3 重大 事 故等 対 策の 有効 性 評価 に係 る シビ アア ク シデ ン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 3 部 REDY） ） 。
解析 コ ード は保 守 的な 混 合特 性を 用 いる ため ， 実際 の炉 心 内に お
ける ほ う酸 水の 拡 散は 早 くな り， ボ ロン 反応 度 の印 加が 早 くな る
こと で 未臨 界の 達 成時 間 が早 くな る こと から ， 格納 容器 圧 力及 び
サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 低 下傾 向に 転 じる 時間 も 早く な
るが ， これ らの パ ラメ ー タの 上昇 が 遅れ る側 で あり ，関 連 する 運
転員 等 操作 に与 え る影 響 は小 さい こ とか ら， 運 転員 等操 作 に与 え
る影 響は な い。

逃 が し 安 全 弁 流 量 を ＋ 16.6％ と し た 場 合 に は ， 評 価 項 目 と な る パ
ラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを
感度 解析 に て確 認し てい る（ 付録 3 重大 事故 等対 策 の有 効性 評価に係 るシ ビ アア クシ デン ト 解析 コー ド に つい て（第 3 部 REDY））。

解析 コ ード は， 単 純な 計 算で 保守 性 を確 保し て いる こと か ら， 不確か さ要 因 とし ては 考慮 し ない 。

給 水 エ ン タ ル ピ に つ い て 給 水 温 度 を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） ， 遅 れ
時間 を＋ 50 秒 とし た場 合 には ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している。また，
給 水 温 度 の み を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） と し た 場 合 に は ， 燃 料 被 覆
管温 度が 10℃ 上昇 する こ とを 感度 解 析に より 確認 し てい る。 有効性評 価解 析 にお ける 燃料 被 覆管 温度 の 最 高値は 872℃で あ り，評 価
項目に対して十分な余裕があることから，その影響は非常に小さい（付 録 3 重 大事 故等 対 策の 有効 性 評価 に係 るシ ビ アア クシ デン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 3 部 REDY） ） 。

高圧 炉心 注 水系 流量 を 137％ とし た場 合に は，サプ レッ ショ ン・プ
ール 水温 度が 4℃ 上昇 し，格納 容器 圧 力が 0.03MPa 上 昇す る こと を感度解析により確認している。有効性評価解析におけるサプレッ
ショ ン・プー ル水 温 度の 最高 値は 115℃，格納 容器 圧 力の 最高 値は0.20MPa[gage]で あ り，評 価項 目に 対 して 十分 な余 裕 があ るこ とから，その 影響 は非 常 に小 さい（付 録 3 重 大事 故等 対 策の 有効 性評
価に 係る シ ビア アク シデ ン ト解 析コ ー ド につ いて（第 3 部 REDY））。

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 の 初 期 エ ン タ ル ピ を − 104kJ ／ kg （ −25℃ ）と し た場 合に は， サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 水 温度が 18℃ 低
下し ，格 納 容器 圧力 が 0.06MPa 低 下 する こと を感 度 解析 によ り確認していることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る（ 付録 3 重 大 事故 等対 策 の有 効性 評価 に 係る シビ アア
クシ デン ト 解析 コー ドに つ いて （第 3 部 REDY）） 。

解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間が早くなることから，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度が低下傾向に転じる時間も早くなる。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・プール
水温度は低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕 は大 き くな る。
解析コードは，単純な計算で保守性を確保していることから，不確か さ要 因 とし ては 考慮 し ない 。

第 1−2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び（ＳＣＡＴ）

重要現象

出力分布変化

燃料棒内温度変化

炉心添付 2.5.4-3

燃料棒表面熱伝
達

沸騰遷移

気液熱非平衡解析モデル

出力分布モデル

熱伝導モデル，燃料 ペ レ ット -被 覆管ギャップ熱伝達モデル

熱伝達モデル
リウェットモデル

沸騰遷移評価モ
デル

熱伝達モデル
リウェットモデル

評価項目となるパラメータに与える影響

不確 かさ

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

解析コード は ， 保 守 的 に 中 央 ピ ー ク に 基 づ く 軸 方 向
出力分布を 設 定 す る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 高 め に評価する。

解 析コ ー ド では 保 守 的 に中 央 ピ ーク に 基 づ く軸 方 向 出力 分 布を 代表 的 に 与え る た め ，解 析 結 果は 燃 料 被 覆管 温 度 を高 め に
評 価す る 可 能性 が あ る 。よ っ て ，実 際 の 燃 料被 覆 管 温度 は 低
く なる が ， 燃料 被 覆 管 温度 を パ ラメ ー タ と して 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。
解 析コ ー ド では 燃 料 ペ レッ ト と 燃料 被 覆 管 間の ギ ャ ップ 熱 伝
達 係数 を 高 めに 設 定 す るた め ， 解析 結 果 は 燃料 被 覆 管温 度 を高 めに 評 価 する 可 能 性 があ る 。 よっ て ， 実 際の 燃 料 被覆 管 温
度 は低 く な るが ， 燃 料 被覆 管 温 度を 操 作 開 始の 起 点 とし て い
る 運転 員 等 操作 は な い こと か ら ，運 転 員 等 操作 時 間 に与 え る
影響 はな い 。

解析コードは保守的に中央ピークに基づく軸方向出力分布を代表的に与えることにより燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評
価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

解 析コ ー ド は， 燃 料 棒 表面 熱 伝 達及 び リ ウ ェッ ト 時 刻を お お
む ね保 守 的 に評 価 す る 相関 式 を 採用 す る と とも に ， 高温 領 域
においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，燃 料 棒 表面 の 熱 伝 達係 数 を おお む ね 小 さく 評 価 する 。 この ため ， 実 際の 燃 料 棒 表面 で の 熱伝 達 は 大 きめ と な り， 燃 料
被 覆管 温 度 は低 め と な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 操 作 開始 の 起
点 とす 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。

解析コードは，燃料棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなること 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 。
なお，燃料被覆管温度が高めに評価されることに伴いリウェット
時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェッ
トを考慮しない場合を想定した感度解析を実施し，この場合でも評価 項目 を 満足 する こと を 確認 して い る 。
（添 付資 料 2.5.5）
解析 コー ド は， 沸騰 遷移 が 生じ やす い 条 件と して ，SLMCPR を基 準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。

解析コード は ， 燃 料 ペ レ ッ ト と 燃 料 被 覆 管 と の 間 のギャップ熱 伝 達 係 数 を 高 め に 設 定 す る こ と で ， 原 子
炉出力が上 昇 す る 時 の 表 面 熱 流 束 に 対 す る 熱 伝 達 遅れが小さく な る 。 こ の た め ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に よって原子炉 出 力 が 急 増 す る 状 態 で は ， 燃 料 被 覆 管 温
度を高めに 評 価 す る 。 ま た ， 給 水 加 熱 喪 失 に よ っ て
原子炉出力 が 準 静 的 に 増 加 す る 状 態 で は ， 表 面 熱 流
速に対する 熱 伝 達 遅 れ の 燃 料 被 覆 管 温 度 へ の 影 響 は大きくない と考 えら れる 。
解析コード は ， 燃 料 棒 表 面 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的に評価する 相関 式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採用したこと に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で重要な熱伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る
ため，燃料 棒 表 面 の 熱 伝 達 係 数 を お お む ね 小 さ く 評
価し，燃料 被覆 管温 度を 高 めに 評価 す る 。
解析コード は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 依 存 す る リ ウ ェ ット相関式（ 相 関 式 ２ ） を 使 用 し ， 上 述 の と お り 被 覆
管温度を高 め に 評 価 す る こ と か ら ， リ ウ ェ ッ ト 時 刻を遅めに評 価し ，燃料 被覆 管 温度 を高 め に評 価す る。
解析コードは，沸騰遷移が生じ易い条件として，
SLMCPR を基準 に沸 騰遷 移 の発 生及 び 沸騰 遷移 位置 を判定するよ う 設 定 し て い る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 をおおむね高 めに 評価 する 。

解析コード は ， 沸 騰 遷 移 後 の 熱 伝 達 を お お む ね 保 守的に評価す る相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採用したこ と に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域
で重要な熱 伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て いるため，冷 却 材 温 度 を 飽 和 温 度 と し て 熱 伝 達 を 取 り扱った場合 で も 燃 料 被 覆 管 温 度 は お お む ね 高 め に 評価される。 よ っ て ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 対 す る 気 液 熱
非平衡の不 確か さの 影響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性 に含 まれ る。

解析 コー ド は，沸 騰 遷移 が生 じや す い条 件と して ，SLMCPR を
基 準に 沸 騰 遷移 の 発 生 及び 沸 騰 遷移 位 置 を 判定 す る よう 設 定
し てお り ， 燃料 被 覆 管 温度 を 高 めに 評 価 す る。 こ の ため ， 実
際 の燃 料 被 覆管 温 度 は 低く な る が， 燃 料 被 覆管 温 度 を操 作 開
始 の起 点 と する 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 。
解 析コ ー ド は沸 騰 遷 移 後の 燃 料 棒表 面 熱 伝 達を お お むね 保 守
的に 評価 す る相 関式（修 正 Dougall-Rohsenow 式 ）を 採用 す ると とも に ， 高温 領 域 に おい て も 輻射 熱 伝 達 に期 待 し ない 評 価と して い る こと か ら ， 気液 熱 非 平衡 の 不 確 かさ の 影 響は ， 修
正 Dougall-Rohsenow 式 の保 守性 に 含ま れ ，燃 料被 覆管 温度 を
お おむ ね 高 く評 価 す る 。こ の た め， 実 際 の 燃料 被 覆 管温 度 は
低 くな る が ，燃 料 被 覆 管温 度 を 操作 開 始 の 起点 と す 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。

解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに設定することにより燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析でも燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

解析コードは沸騰遷移後の燃料棒表面熱伝達をおおむね保守的に評価 する 相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採 用す る とと もに ，
高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，気 液 熱非 平衡 の不 確 かさ の影 響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性に含まれ，燃料被覆管温度をおおむね高く評価する。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心流量

約 41.06×10 ３ t／h（定格流量の85％流量）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

初期条件

添付 2.5.4-4

主蒸気流量

6,420t／h

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

約 6,398t／h〜
約 6,466t／h

通常運転時の原子炉水位として設定

原子炉定格出力時の下限流量として設 定

定格 主蒸 気 流量 とし て設 定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 が 緩 和 さ れ る。
最 確 条 件 と し た 場 合 の運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目とな る パ ラ メ ー タ に 与 える 影 響 は ， 最 大 線 出 力 密 度 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 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。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 自動 減 圧 系 の 作 動 信 号 の 一 つ で ある
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （レ ベ ル １ ） ま で の 原 子 炉 水 位 の低
下量 は約 4.7m で あ るの に対 して ，ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 4 ㎝で あり 非 常に 小さ い 。し たが って ，事 象 進展に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影響
は小 さい 。
炉 心 の 反 応 度 補 償 の ため 初 期 炉 心 流 量 は 解 析 条 件 よ りも
大 き く な る 場 合 が あ り， 炉 心 流 量 が 大 き い 場 合 は 相 対的に ボ イ ド 率 が 低 く な るた め ， 主 蒸 気 隔 離 弁 の 閉 止 に よる
圧力上昇時に印加される正のボイド反応度が小さくな
り ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る こ と で 事 象 初 期 の運転 員 等 操 作 時 間 に 対 する 余 裕 は 大 き く な る が ， 事 象 発生の約 2 秒 後に 原子 炉 圧力 高信 号 によ り再 循環 系ポ ン プが
2 台 全 て ト リ ッ プ す るた め ， こ の 影 響 は 小 さ く ， 運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 主 蒸 気 は 遮 断さ れ る た め ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影
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。

最確 条件 と した 場合 には 最 大線 出力 密 度 が緩 和さ れ る。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は，最大 線 出力 密度 にて 説 明する。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されることから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から自動減圧系の作動信号の一つである原子炉
水位 異常 低 下（ レベ ル１ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約4.7m であ る の に 対し て ， ゆ らぎ に よ る 水 位 低下 量 は約 4㎝で あり 非 常に 小さ い。し たが って ，事象 進展 に及 ぼ す影
響は 小さ く，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小さい 。
炉心の反応度補償のため初期炉心流量は解析条件よりも大き くな る 場合 があ り，炉 心流 量が 大 きい 場合 は相 対 的にボイ ド率 が 低く なる ため ，主蒸 気隔 離 弁の 閉止 によ る 圧力
上昇 時に 印 加さ れる 正の ボ イド 反応 度 が 小さ くな り，原 子
炉出 力の 上 昇が 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 るが ，事象 発生 の約 2 秒後に 原子 炉 圧 力 高信 号 に よ り再 循 環 系 ポン プが 2 台全 て ト
リッ プす る ため ，こ の影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，主蒸 気が 遮 断さ れる た め，事象 進 展に 及ぼ す影 響 は小さい こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に与 える 影 響は
小さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目

給水温度

燃料及び炉心

解析条件

最確 条件

約 216℃

約 217℃〜約 219℃

装荷 炉心 ご と

1.24

限界 出力 比 指標 ※0.98 以 下（実 績値 ）
※ 実際の運転管理
上は ，最 小限 界 出力比の運転制限値を
最小限界出力比で除した限界出力比
指標で管理を行ってお り， こ の値 が 1以下であれば限界
出力比の制限値を超過 して い ない

初期条件

添付 2.5.4-5

９×９燃料（Ａ型）
単一炉心

最小限界出力比

燃料棒最大
線出力密度

44.0kW／m

約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

条件 設定 の 考え 方

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

初 期 温 度 約 216℃ か ら 主 蒸 気 隔 離
弁閉 止に 伴 う給 水加 熱喪 失 の後，電動駆動給水ポンプ停止時点で約84℃ まで 低 下

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ 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 。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 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。

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であり，その違いの影響は修正
Dougall-Rohsenow 式 及 び 相 関 式 ２の保守性におおむね包含されることか ら，代表 的 に９×９ 燃料(Ａ 型)を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )又 は ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し くは こ れ ら の 混 在 炉 心 と なる場 合 が あ る が ， 両 型 式の 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同 等 であり ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 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 （ 付録 3 重 大 事 故 等対策 の 有 効 性 評 価 に 係 るシ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析 コ ー ドについ て（ 第 4 部 SCAT） ）。

最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)又 は ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し く は こ れ ら の 混 在 炉 心 と な る 場
合が ある が ，両 型式 の熱 水 力的 な特 性 は ほぼ 同等 で あり ，ともに炉心動特性及びポストＢＴ挙動の評価特性に主に由来 する 安 全余 裕に おお む ね包 含さ れ る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 有 意 とな らな い（ 付 録
3 重 大 事故 等 対 策 の有 効 性 評 価に 係 る シ ビ アア ク シ デン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 4 部 SCAT） ） 。
最確 条件 と した 場合 ，燃 料 被覆 管温 度 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。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，最 小 限 界 出 力 比 は 解 析 条 件 よ りも大き くな る ため ，燃料 被 覆管 温度 の上 昇 は 緩和 され る が，
燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開 始 の 起 点 と し て い る 運 転 員 等操
作 は な い こ と か ら ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない。
通常運転時の熱的制限値として設定

通常運転時の熱的制限値として設定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩 和 される が ， 燃 料 被 覆 管 温 度を 操 作 開 始 の 起 点 と す 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 。

最確 条件 と した 場合 ，燃 料 被覆 管温 度 上昇 が緩 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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

核データ
（動的ボイド係数）

平衡炉心サイクル末期の値×1.25−

核データ（動的ドップラ係数）

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ， こ れ に よる
プ ラ ン ト 挙 動 へ の 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 。
な お ， 解 析 コ ー ド の 不確 か さ 等 を 考 慮 し て 設 定 し て いる
保 守 因 子 の 大 き さ は ，事 象 進 展 に 応 じ て 変 動 し 得 る が，
厳 し い 組 合 せ と し た 場合 に お い て も ， プ ラ ン ト 挙 動 への影 響 が 小 さ い こ と を 確認 し て い る （ 付録 3 重 大事 故 等
対 策 の 有 効 性 評 価 に 係る シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析 コ ードにつ いて （第 3 部 REDY）） 。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，燃料 被覆 管 温度 の上 昇 が緩 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 るが ，そ の 影
響は 小さ い 。
なお ，解 析コ ー ドの 不確 か さ等 を考 慮 して 設定 して い る保守因 子の 大 きさ は，事象 進 展に 応じ て 変 動し 得る が，厳 しい組 合せ と した 場合 にお い ても ，プ ラ ント 挙動 への 影 響は
小さ く，燃料 被 覆管 温度 も 数℃ の上 昇 に とど まり ，評 価 項目となるパラメータに与える影響が小さいことを確認してい る（ 付録 3 重 大事 故 等対 策の 有 効性 評価 に係 る シビ
アア クシ デ ント 解析 コー ド につ いて （第 3 部 REDY）） 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件

平衡炉心サイクル末期の値×0.9

サイクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大き く，保 守 的な 評価 と なる こと から， サイ ク ル末 期と して 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納容器体積（サプレッション・チェンバ）空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

設計 値（通 常 運転 時の サ プレ ッシ ョ
ン・ プー ル 水位 の下 限値 と して 設定）

サプレッション・
プール水温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器体積（ドライウェル）初期条件

添付 2.5.4-6

格納容器圧力

設計 値

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。例
えば ， サプ レ ッ ショ ン ・プ ー ルの 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変化 は約 42m ３ であ り，そ の割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 したが っ て ， 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 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ
ール 水温 度 と同 等以 下と な る。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ とから運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 を操作開 始の 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。
ま た ， 非 常 用 炉 心 冷 却系 の 原 子 炉 注 水 に よ る 反 応 度 印加の 観 点 で は ， 注 水 水 温が 低 い 方 が 高 い 反 応 度 が 印 加 される が ， 注 水 水 温 を 低 くし た 場 合 に お い て も ， プ ラ ン ト挙動への影響が小さいことを感度解析により確認している。
（添 付資 料 2.5.6）

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 の 開 始 時 間 は 遅く な る 。 た だ し ， ゆ ら ぎ に よ る格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より高め の水 位 とな るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対し， ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は
初期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非常 に小 さい 。し たが っ て，
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 は 小さ い。
最確 条件 は 解析 条件 で設 定 して いる サ プ レッ ショ ン・プ ー
ル水 温度 と 同等 以下 とな る 。
32℃ の場 合 は，解析 条件 と 最確 条件 は 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 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 温度 は 低めに推 移し ，サ プ レッ ショ ン・プ ール で の圧 力抑 制効 果 が高まり 格納 容 器圧 力の 上昇 は 緩和 され る 。この ため ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
また ，非 常用 炉 心冷 却系 の 原子 炉注 水 によ る反 応度 印 加の観点では，注水水温が低い方が高い反応度が印加されるが，注水 水温 を 低く 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が小さいことを感度解析により確認し てい る 。
（添 付資 料 2.5.6）
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 圧 力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す 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。 ただ し ，ゆ らぎ によ る 格納 容器 圧 力 の変 動 は 3kPa 程
度と 非常 に 小さ く，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に与 え る影
響は 小さ い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方

事故条件

解析条件

最確 条件

起因事象

主蒸気隔離弁の全弁
誤閉止−

炉心への反応度印加の観点で厳しい過 渡事 象 とし て設 定

安全機能の喪失に対する仮定

原子炉停止機能，原子炉手動スクラム及び代替制御棒挿入機能の喪失−

バックアップを含めた全ての制御
棒挿 入機 能 の喪 失を 設定−

外部 電源 が ある 場合，事 象発 生と 同時に 給水・復 水系 及び 再 循環 系ポ ン
プが トリ ッ プせ ず，原 子 炉出 力が 高
く維 持さ れ るこ とか ら，燃料 被覆 管
温度，格納 容 器圧 力及 び サプ レッ ション・プー ル 水温 度の 上 昇の 観点 で事象進展が厳しくなることを考慮
して 設定

外部電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-7

主蒸気隔離弁の閉止に要する時間ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプ
トリップ機能）電動駆動給水ポンプ

外部電源あり3秒

3 秒以上 4.5 秒 以 下

再循環系ポンプが，原
子炉圧力高（7.39MPa[gage]（遅れ時間 0.2 秒））で 2
台全てがトリップ
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動
給水ポンプが停止した後，電動駆動給水ポンプが自動起動するものとする
復水器ホットウェル
水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップ

再循環系 ポ ンプ が，原子炉圧力 高（7.39MPa[gage]（ 遅れ時間 0.2 秒） ）で 2
台全てが ト リッ プ
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動
給水ポンプが停止した後，電 動 駆動 給水 ポ
ンプが自動起動するものとす る
復水器ホットウェル
水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップ

設計 値の 下 限（最 も 短い 時間 ）と して設 定

再循環系のインターロックとして設定
電動駆動給水ポンプの設計値として設 定

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−−

外 部 電 源 が な い 場 合 は， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ー ゼル
発 電 機 等 か ら 自 動 的 に受 電 さ れ ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系等の 電 源 は 確 保 さ れ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

仮に 事象 発 生と とも に外 部 電源 喪失 が 発 生す る場 合 は，外部電 源喪 失 と同 時に 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プし ，電 動 駆
動給 水ポ ン プに よる 原子 炉 圧力 容器 へ の 給水 も行 わ れず ，
原子 炉出 力 が低 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。
（添 付資 料 2.5.7）

解 析 条 件 で 設 定 し て いる 主 蒸 気 隔 離 弁 の 閉 止 時 間 を 長くし た 場 合 ， 初 期 の 原 子炉 圧 力 上 昇 に よ り 印 加 さ れ る 反応
度 は 小 さ く な り ， 原 子炉 出 力 の 上 昇 が 緩 和 さ れ る こ とで事 象 初 期 の 運 転 員 等 操作 時 間 に 対 す る 余 裕 は 大 き く なるが， 事象 発 生の 約 2 秒後 に原 子 炉圧 力高 信号 によ り 再循
環系 ポン プ が 2 台 全 てト リッ プ する ため ，こ の影 響 は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ り ， 事 象 進 展 に 与 え る影
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。

解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした 場合 ，初 期 の原 子炉 圧 力上 昇に よ り印 加さ れる 反 応度は小 さく な り，初期 の原 子 炉出 力上 昇 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 なるが，事象 発生 の約 2 秒後 に 原子 炉圧 力 高信 号に より 再 循環
系 ポン プが 2 台 全 てト リ ッ プ する た め ， こ の影 響 は 小さい。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ り，事 象進 展に 与え る 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。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ り ， 事 象 進 展 に 与 え る影
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。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ り，事 象進 展に 与え る 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。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項

目
最確 条件

逃がし安全弁

逃がし弁機能7.37MPa[gage]〜
7.65MPa[gage]354.6t／h（ 1 個当たり）〜367.6t／h（1 個当たり）

逃がし弁 機 能7.37MPa[gage]〜
7.65MPa[gage]354.6t／h（ 1 個当たり）〜367.6t／h（1 個当たり）

高圧炉心スプレイ系

原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライ ウ ェ ル 圧 力 高（ 13.7kPa[gage] ） に
よって自動起動，145m
３／ h 〜 1,506m ３ ／ h（ 8.30MPa[dif] 〜
0MPa[dif] に お い て ）にて注水
注水遅れ時間 0 秒

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-8

解析条件

原子炉水位異常低下（レベル ２）又 はド ラ
イ ウ ェ ル 圧 力 高（ 13.7kPa[gage] ） によって自 動 起動 ，375 m
３／ h 〜 1,419m ３ ／ h（ 7.65MPa[dif] 〜
0MPa[dif] に お い て ）以上にて 注 水
注水遅れ 時間 17 秒 ）条件 設定 の 考え 方

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

原子炉圧力が低めに維持される方 が ，原 子炉 圧力 に 依存 する
高圧炉心スプレイ系の注水流量が 大き く なり ，原 子 炉水 位が高め に維 持 され るこ とで ，原子
炉出力の観点で厳しい設定となる こと か ら，逃が し 弁機 能を設定
炉心 に冷 水 が大 量に 注水 さ れ，
原子炉水位が高めに維持される方が原子炉出力の観点で厳しい 設定 と なる こと から ，ポン
プ性能評価に基づく大きめの
注水 流量 特 性を 設定

機器 条件 の 高圧 炉心 スプ レ イ系 は， 原 子 炉水 位が 高 めに 維
持さ れ自 然 循環 流量 が大 き くな るこ と で ，原 子炉 出 力の 観
点で 厳し い 条件 とし て， ポ ンプ 性能 評 価 に基 づく 大 きめ の流量 を設 定 して いる 。ま た ，高 圧炉 心 ス プレ イ系 の 注水 流
量は 原子 炉 圧力 に依 存す る こと から ， 機 器条 件の 逃 がし 安
全弁 は， 原 子炉 圧力 が低 め に維 持さ れ る こと で高 圧 炉心 ス
プレ イ系 の 注水 流量 が大 き くな る条 件 と して ，逃 が し弁 機
能を 設定 し てい る。 高圧 炉 心ス プレ イ 系 の注 水流 量 を小 さめと した 場 合， 原子 炉水 位 が低 めと な り 自然 循環 力 が低 下する こと で 炉心 流量 が低 下 し， 中性 子 束 は低 めに 維 持さ れる。 一方 で ，Ｒ ＥＤ Ｙコ ー ドで は実 験 結 果に 基づ き 炉心 流
量依 存の 保 守的 なボ ロン ミ キシ ング 効 率 を設 定し て いる ため， 炉心 流 量の 低下 に伴 い ボロ ンミ キ シ ング 効率 が 低下 す
るこ とで 未 臨界 到達 時間 は 遅く なり ， こ れに 伴い サ プレ ッ
ショ ン・ プ ール 水温 度の 上 昇傾 向が 継 続 する 時間 も 長く な
るが ，中 性 子束 が低 めに 維 持さ れる た め 単位 時間 当 たり に
サプ レッ シ ョン ・プ ール に 流入 する 蒸 気 量も 減少 し てお り，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 温度 の最 高 値 は同 等と な り， 中
長期 的な プ ラン ト挙 動に 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 。 また ，安 全 弁機 能に期 待し た 場合 ，主 蒸気 隔 離弁 閉止 時 の 原子 炉圧 力 の上 昇
が大 きめ と なる が， 事象 発 生の約 2 秒 後 に原 子炉 圧 力高 信
号に より 再 循環 系ポ ンプ が 2 台 全て ト リ ップ し， ボ イド 率が増 加す る こと で負 の反 応 度が 印加 さ れ るこ とで 中 性子 束の最 高値 は 同等 とな るた め ，事 象初 期 の プラ ント 挙 動に 与える 影響 が 小さ く， 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい。

機器 条件 の 高圧 炉心 スプ レ イ系 は ，原 子 炉水 位が 高 めに 維
持さ れ自 然 循環 流量 が大 き くな るこ と で ，原 子 炉出 力の 観
点で 厳し い 条件 とし て ，ポ ンプ 性 能評 価 に基 づく 大 きめ の流量 を設 定 して いる。 ま た，高 圧 炉心 ス プレ イ系 の 注水 流
量は 原子 炉 圧力 に依 存す る こと から ，機 器条 件の 逃 がし 安
全弁 は ，原 子炉 圧力 が 低め に維 持 され る こと で高 圧 炉心 ス
プレ イ系 の 注水 流量 が大 き くな る条 件 と して ，逃が し弁 機
能を 設定 し てい る。高 圧炉 心ス プ レイ 系 の注 水流 量 を小 さめと した 場 合，原子 炉 水位 が低 め とな り 自然 循環 力 が低 下する こと で 炉心 流量 が低 下 し，中 性子 束 は低 めに 維 持さ れる。一 方 で，Ｒ ＥＤ Ｙ コー ドで は 実験 結 果に 基づ き 炉心 流
量依存の保守的なボロンミキシング効率を設定している
ため ，炉心 流量 の低 下 に伴 いボ ロ ンミ キ シン グ効 率 が低 下する こと で 未臨 界到 達時 間 は遅 くな り ，これ に伴 い サプ レ
ッシ ョン・ プー ル水 温 度の 上昇 傾 向が 継 続す る時 間 も長 くなる が ，中 性子 束が 低 めに 維持 さ れる た め単 位時 間 当た りにサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 入 する 蒸 気量 も減 少 して おり，サ プ レッ ショ ン・ プー ル水 温 度の 最 高値 は同 等 とな る
ため ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 与 え る影 響は 小 さい 。
また， 安 全弁 機能 に期 待 した 場合 ，主 蒸 気隔 離弁 閉 止時 の原子 炉圧 力 の上 昇が 大き め とな るが ，事 象発 生の 約 2 秒 後に原 子炉 圧 力高 信号 によ り 再循 環系 ポ ン プが 2 台全 てト リ
ップ し ，ボ イド 率が 増 加す るこ と で負 の 反応 度が 印 加さ れるこ とで 中 性子 束の 最高 値 は同 等と な る ため ，事象 初期 のプラ ント 挙 動に 与え る影 響 が小 さく ，評 価項 目と な るパ ラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-9

条件 設定 の 考え 方

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

原子炉隔離時冷却系の設計値とし て設 定注水遅れ時間は原子炉隔離時
冷却系による原子炉注水開始
タイ ミン グ が早 い方 が ，原 子炉
水位が高めに維持されること
で原子炉出力の観点で厳しい
設定 とな る こと から ， 0 秒 を設定

最確 条件 と した 場合 には ，印加 反応 度 が 小さ くな る こと で，
原子炉出力の上昇が緩和されるが，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。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなることで，原 子 炉出 力の 上昇 が 緩和 され 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 。

注入流量 ：
163L／min（ 設計 値 ）ほう酸水 濃 度：
13.4wt％ 以 上

注入 流量 は ，設 計値 を設 定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう管理範囲の下限値 を設 定熱交換器 1 基当 たり
約 53MW（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 27.2℃ にお いて）
（設計値 ）

最確条件とした場合には，負の反応度印加がおおむね早くなり，原子炉出力の低下が早くなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール
水温度の上昇が緩和されるため，これらのパラメータを操
作開 始の 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。
解析条件は最確条件と同等であり，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 。

残留熱除去系の設計値として設定

最確 条件 と した 場合 には ，負の 反 応度 印 加が おお む ね早 く
なり ，原子 炉出 力の 低 下が 早く な るこ と で格 納容 器 への 熱
負荷 が軽 減 し，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気 温度 並び に サプ レ
ッシ ョン ・プ ール 水温 度 の上 昇が 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ り ，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。

解析条件

最確 条件

原子炉隔離時
冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

原子炉水位異常低下（レベル ２）に て自 動
起動
（遅れ時 間 ：30 秒 ）・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

ほう酸水注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：
13.4wt％熱交換器 1 基当たり
約 53MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）

第3表
項

目

操作条件

添付 2.5.4-10

自動減圧
系等の起
動阻止操
作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）
解析上の
操作開始
時間

事象発生
4 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に 与え る
影響

原子炉停止
機能喪失の
確認及び自
動減圧系等
の起動阻止
に要する時
間を考慮し
て設定

【認知】
事故時には重要監視事項である原子炉スクラムの成否を最初に確認することから認 知に 大幅 な遅 れ が生 じる こ と は考 えに く い 。さ らに ，運転 員 の認知を助け るた めに 原子 炉 自動 スク ラ ム 警報 が発 信 し，全 制 御棒 全挿 入 ラ
ンプは消灯 した まま とな る 。こ の事 象 初 期の 状況 判 断に 余裕 時間 を 含め 3分を想定し てい る。ま た， 自動 減 圧系 等 のタ イマ ー が作 動し た場 合 は，タイマー作動 を知 らせ る警 報 が発 報す る と とも に，この 120 秒 後に 逃が し 安
全弁が自動 開放 する 。以上 に より ，認知 遅れ が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす可能性は 非常 に小 さい 。
【要員配置 】
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 ることから， 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【移動】
中央制御室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操作所要 時間 】
自動減圧系 の作 動阻 止操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 1 分を 想定 して お り，自動減圧系の 作動 阻止 操作 に より ，過 渡時 自動 減圧 系 につ いて も作 動 が阻 止される。中 央 制御 室の 制御 盤 のス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所
要時間が長 くな る可 能性 は 非常 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響を及ぼす 可能 性は 非常 に 小さ い。
【他の並列 操作 有無 】
他の並列操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
なお，原子炉 停止 機 能喪 失時 に 反応 度抑 制の ため に 実施 する 制御 棒 の手 動
挿入操作及 び原 子炉 水位 の 低下 維持 操 作 より ，自 動減 圧系 の 作動 阻止 操 作は優先して 実施 する もの で ある 。また ，複数 の当 直 運転 員に て優 先 順位 に基づき分担 して 操作 を実 施 する こと と し てい る。
【操作の確 実さ 】
中央制御室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ り
にくいこと から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さい。

自動 減圧 系 のタ イマ ーが 作
動し た場 合 には 本操 作が 遅
れな いよ う に警 報が 発報
し， この 120 秒 後に 逃が し
安全 弁が 自 動開 放す ること， 中央 制 御室 の制 御盤 のスイ ッチ に よる 簡易 な操 作であ り不 確 かさ 要因 によ り
操作 開始 時 間に 与え る影 響
は小 さい こ とか ら， 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 ，操 作手 順に変 わり が なく ，パ ラメ ー
タを 起点 と して いな い操 作
であ るこ と から ，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 間に 与え る影 響
はな い。また ，当 該 操作 は，
中央 制御 室 で行 う操 作で あり， 他の 操 作と の重 複も な
いこ とか ら ，他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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 はない 。

解析 上， ド ライ ウェ ル圧 力 高（13.7kPa[gage]） 及び 原子 炉水位異 常低 下（レ ベ ル１ ）の設 定点に到 達し 自 動減 圧系 のタ イ マーが作 動す る のは 事象 発生 の約 232
秒後 であ り ，仮 に ，自動 減圧 系等の起 動阻 止 操作 が遅 れた 場 合には，こ の 120 秒後 に 逃が し安 全弁（自 動減 圧 機能 ）が 自動 開 放する。操 作 が遅 れた 自 動減 圧系 が作動し た場 合 でも，原 子炉 圧力 が低
圧炉 心ス プ レイ 系の 注水 開 始圧
力に 低下 す るま でに 本操 作 を実施し，自 動開 放し た 逃が し安 全弁を閉 止す る こと で，原子 炉減 圧及び低 圧炉 心 スプ レイ 系か ら の注
水に 伴う 急 激な 原子 炉水 位 上昇によ る正 の 反応 度印 加は 防 止できる 。逃が し安 全 弁（自 動減 圧機能）7 個に て原 子 炉減 圧を す る場
合に つい て，同じ 操 作を 実施 している 「2.1 高圧 ・ 低圧 注水 機能喪失 」を参 照す る と ，減 圧開 始から約 160 秒 で原 子炉 圧力 が 約
2MPa[gage]まで 低下 して い る。よって，合 計で 解析 上 の操 作開 始時間で ある 事 象発 生の 4 分 後か ら約
270 秒 程度 の時 間 余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知及び自動減圧系等の作動阻止操作まで
4 分としていると
ころ，訓練実績は
約 2 分。 想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認 した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析上の操作開始時間

目

操作条件

ほう酸水注
入系の起動
操作

事象発生 6 分
後添付 2.5.4-11

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に 与え る
影響

自動減圧系等の起動阻止操作後に実施するため，自動減圧系等の起動阻止操作が完了する事象発生の 4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要す
る時間を考慮して設定【認 知】
自動減圧系等の作動阻止操作の完了後に一連の操作として実施するた
め ，認 知 に 大幅 な 遅 れ が生 じ る こと は 考 え にく い 。 さら に ， 当 直運 転 員の 認知 を 助 ける た め に ，サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温度 上 昇 に 伴い 複 数の 警報 が 発 報す る 。 以 上に よ り ，認 知 遅 れ が操 作 開 始時 間 に 影 響を 及 ぼ
す可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
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 とか ら ，操 作開 始時 間 に与 える 影 響 はな い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 2 分 を 設定 して い る。
中 央制 御 室 の制 御 盤 の スイ ッ チ によ る 簡 易 な操 作 で あり ， 操 作 所要 時 間が 長く な る 可能 性 は 非 常に 低 く ，操 作 所 要 時間 が 操 作開 始 時 間 に影 響 を
及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
な お， 原 子 炉停 止 機 能 喪失 時 に 反応 度 抑 制 のた め に 実施 す る 制 御棒 の 手
動 挿入 操 作 及び 原 子 炉 水位 の 低 下維 持 操 作 より ， ほ う酸 水 注 入 系の 起 動
操 作は 優 先 して 実 施 す るも の で ある 。 ま た ，複 数 の 当直 運 転 員 にて 優 先
順位 に基 づ き分 担し て操 作 を実 施す る こ とと して い る。
【操 作の 確 実さ 】
中 央制 御 室 の制 御 盤 の スイ ッ チ によ る 簡 易 な操 作 で あり ， 誤 操 作は 起 こり にく い こ とか ら ， 誤 操作 等 が 操作 開 始 時 間に 影 響 を及 ぼ す 可 能性 は 非
常に 小さ い 。

前段 に実 施 する 原子 炉停 止機能 喪失 の 認知 に係 る確 認
時間 及び 自 動減 圧系 等の 起動阻 止の 操 作時 間並 びに ほう酸 水注 入 系起 動の 操作 時
間は ，時 間余 裕 を含 めて 設 定
して おり ，ま た ，本 操作 は 中
央制 御室 内 での 簡易 なス イ
ッチ 操作 で ある こと から ，操作が 遅れ る 可能 性は 低く ，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 ，操 作手 順 に変わ りが な く，パラ メー タ を起点 とし て いな い操 作で あるこ とか ら，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 る操 作開 始
時間 に与 え る影 響は ない 。また ，当 該操 作 は ，中 央制 御 室で行 う操 作 であ り，他の 操 作と重 複も な いこ とか ら，他 の操作 に与 え る影 響は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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 ない 。

操作 開始 時 間が 遅れ
た場 合に は 未臨 界達成タ イミ ン グが 遅れ
るこ とで 格 納容 器圧
力及 びサ プ レッ ショ
ン・プー ル 水温 度の 上
昇が 大き く なる 。操 作
開始 時間 が 10 分 程 度
遅れ る場 合 にお いても，格納 容 器圧 力及 び
サプ レッ シ ョン・プ ー
ル水 温度 の 最高 値は
それ ぞれ 約
0.20MPa[gage]， 約
115℃ か ら上 昇す るが，これ ら のパ ラメ ー
タの 上昇 は 緩や かである ため ，格納 容器 の限界 圧力 0.62MPa［gage］及 び限 界温 度
200℃ に 対し て十 分 な
余裕 があ る こと から
時間 余裕 が ある 。
（添 付資 料 2.5.8）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知，
自動減圧系等の作
動阻止操作及びほう酸水注入系の起
動操 作ま で 6 分 としているところ，訓練 実績 は 約 3 分。
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析上の操作開始時間目

添付 2.5.4-12

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作

事 象 発 生 17
分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に 与え る
影響

状況の確認及び操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
原 子炉 停 止 機能 喪 失 時 には 重 要 監視 パ ラ メ ータ と な るサ プ レ ッ ショ ン ・
プ ール 水 温 度を 継 続 監 視し て い るた め ， 認 知に 大 幅 な遅 れ が 生 じる こ とは 考え に く い。 さ ら に ，当 直 運 転員 の 認 知 を助 け る ため に サ プ レッ シ ョン ・プ ー ル 水温 度 上 昇 によ る 複 数の 警 報 が 発信 す る 。以 上 に よ り， 認 知
遅れ が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可 能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
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 とか ら ，操 作開 始時 間 に与 える 影 響 はな い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
残 留熱 除 去 系（ サ プ レ ッシ ョ ン ・プ ー ル 冷 却系 ） に よる 格 納 容 器除 熱 として 余裕 時 間も 含め 6 分 を 設定 して いる 。中 央制 御 室の 制御 盤の ス イッ
チ によ る 簡 易な 操 作 で あり ， 操 作所 要 時 間 が長 く な る可 能 性 は 非常 に 低
く，操 作 所要 時間 が操 作 開始 時間 に 影響 を 及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並 列操 作 と は異 な る 要 員に よ る 対応 が 可 能 であ る こ とか ら ， 操 作開 始 時
間に 与え る 影響 はな い。
な お， 原 子 炉停 止 機 能 喪失 時 に 反応 度 抑 制 のた め に 実施 す る 制 御棒 の 手
動 挿入 操 作 及び 原 子 炉 水位 の 低 下維 持 操 作 は， 複 数 の当 直 運 転 員に て 優
先順 位に 基 づき 分担 して 操 作を 実施 す る こと とし て いる 。
【操 作の 確 実さ 】
中 央制 御 室 の制 御 盤 の スイ ッ チ によ る 簡 易 な操 作 で あり ， 誤 操 作は 起 こり にく い こ とか ら ， 誤 操作 等 が 操作 開 始 時 間に 影 響 を及 ぼ す 可 能性 は 非
常に 小さ い 。

サプ レッ シ ョン・プ ール 水 温度の上昇に伴い警報が発報
し ，ま た ，中 央 制御 室内 で の
簡易なスイッチ操作であること から ，操 作 が遅 れる 可 能
性は 低く ，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 ，
操作 手順 に 変わ りが なく ，パラメータを起点としていな
い操 作で あ るこ とか ら，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 間に 与え る 影
響は ない 。ま た，当 該操 作は ，中央制御室で行う操作であり，他の 操作 と の重 複も な いこと から ，他 の 操作 に与 え る
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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。

操作が遅れた場合にはサ
プレ ッシ ョ ン・プ ール 水 温度の 上昇 が 大き くな る。操作開始時間が遅れる場合にお いて も，サプ レッ シ ョ
ン・プ ール 水 温度 の最 高 値
は 約 115℃ か ら 上 昇 す るが，サ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水温度の上昇は緩やかであるため，限界温度200℃ に 対 し て 十 分 な 余 裕があることから時間余裕があ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）による格納容器除熱の時間は
約 6 分 。想 定し ている範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.5.5
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

1.

リウェットの考慮と燃料被覆管温度への影響
原子炉停止機能喪失の有効性評価においては，主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇や，給水加熱喪失に伴う炉心入口サブクー
ル度上昇による反応度印加に伴い原子炉出力が上昇し，燃料被覆管
表面で沸騰遷移（ドライアウト）が発生することで燃料被覆管温度が上昇する。ドライアウトの発生により上昇した燃料被覆管温度は
再 び 水 に 覆 わ れ た 状 態 と な る（ リ ウ ェ ッ ト ）こ と で 急 減 に 低 下 す る 。
よって，燃料被覆管の最高温度は，このリウェットを判定するモデルの影響を大きく受けることとなる。
原子炉停止機能喪失の有効性評価では，リウェット判定に「ＢＷ
Ｒ に お け る 過 渡 的 な 沸 騰 遷 移 後 の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 :2003 」（ 2003
年 6 月，日本原子力学会）における相関式２を用いている。相関式２によるリウェット判定は燃料被覆管温度に依存し，解析コードは燃料被覆管温度を高めに評価することから，相関式２によるリウェ
ット判定時刻も遅くなる傾向となり，燃料被覆管温度評価の観点では保守的な評価となる。一方で，相関式２によるリウェット時刻の予測が及ぼす影響を確認しておくことは重要と考えられることから，
ここではリウェットを考慮しない条件での燃料被覆管温度を評価し，その最高温度を確認した。

2.

評価条件
リウェットを考慮しないものとし，その他の条件については，有効 性 評 価 の 解 析 ケ ー ス （ 以 下 「 ベ ー ス ケ ー ス 」 と い う 。） と 同 じ で あ
添付 2.5.5-1

る。

3.

評価結果
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度の評価結果を第 1

図にベースケースの評価結果を第 2 図に示す。また，リウェットを考慮しない場合とベースケースとを比較した評価結果を第 1 表に，
燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度及び燃料被覆
管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
を第 3 図及び第 4 図に示す。
リウェットを考慮しない場合，燃料被覆管表面でドライアウトが発生した後，燃料被覆管温度はリウェットによる低下がなく高い状
態 を 継 続 す る 。そ の 後 ，復 水 器 ホ ッ ト ウ ェ ル の 水 位 低 下 に よ る 給 水 ・
復水系の停止に伴い原子炉水位が低下し，原子炉出力が抑制される
ことで燃料被覆管温度は低下傾向となる。
燃料被覆管の最高温度及び酸化量は，リウェットを考慮しないことによってベースケースに比べて高い値となるが，評価項目である
1,200℃ 及 び 酸 化 反 応 が 著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15％ を 下 回 る 。
以上の結果より，リウェットを考慮しない場合について，原子炉停止機能喪失の重大事故等防止対策の有効性を評価しても評価項目を満足することを確認した。よって，リウェットモデルの精度に係らず，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において評価項目を満足することを確認した。

添付 2.5.5-2

第 1表

リウェット考慮の有無による評価項目パラメータへの影響

項目

感度解析
(リウェット考慮無)

ベースケース(相関式２)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 1,060℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

約 2％以下

1％以下

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下

添付 2.5.5-3

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 0 ノ ー ド ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 7 ノ ー ド ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度の推移（リウェットを考慮しない場合）

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 0 ノ ー ド ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 7 ノ ー ド ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ ベ ー ス ケ ー ス （ 相 関 式 ２ ））添付 2.5.5-4

（ 第 14 ノ ー ド ）（ 第 14 ノ ー ド ）感度解析では相関式２によるリウェット
判定をしないため膜沸騰状態が継続して
い る が ，燃 料 集 合 体 内 の 流 量 等 の 変 動 に 伴い燃料被覆管温度が低下する。

事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度のベー
スケースとリウェットを考慮しない場合の比較
3000
1.
2.

熱流束

熱流束（kW/m２）（ 第 14 ノ ー ド ）ベースケース（第4スペーサ）（ 第 14 ノ ー ド ）リウェットなし感度解析（第4スペーサ）

2000( kW ／ m ２ )

1

1000

2

2

1
0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 4図

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
添付 2.5.5-5

添付資料 2.5.6
原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

1.

はじめに
今回の有効性評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源はサプレッション・チェンバとしている。
一方，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源としては，復水貯蔵タンクに切り替えることも可能であり，復水貯蔵タン
ク の 水 温 は サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 と 比 較 し て 低 い こ と か ら ，
反応度の観点では厳しい条件となる。
このため，原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タン
ク と し ， か つ 水 温 を 復 水 貯 蔵 タ ン ク 水 温 低 警 報 設 定 点 で あ る 10℃ とした場合の感度解析を実施し，事象進展に与える影響を確認した。

2.

評価条件
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タ

ン ク と し ， 復 水 貯 蔵 タ ン ク の 水 温 を 10℃ と す る 。 そ の 他 の 条 件 は ベースケースの解析条件と同様とする。

3.

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを

第 1 表に示す。炉心に注入する水の温度が低くなるため，ベースケ
ースに比べて炉心入口のサブクールが高くなり，出力が高めに推移する。
ベースケースに比べて出力が高めに推移するため，サプレッショ
添付 2.5.6-1

ン・プールへの蒸気の流入量が多くなるが，外部水源である復水貯蔵タンクによる注水を実施することから，サプレッション・プール
水量が大きくなる。このため，サプレッション・プール水温度の上昇は抑制されるものと考えるが，ベースケースの場合との差は僅か
である。

4.

まとめ
原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，高圧炉心ス

プレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンク，水温を10 ℃ と し た 場 合 に つ い て 評 価 し た 結 果 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タの最高値はベースケースとほぼ同じであり，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

水源及び水温の差異による評価項目への影響

評価項目

感度解析
(復水貯蔵タンク
水温 10℃)

ベースケース(サプレッション・
プール)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 872℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

1％以下

1％以下

原子炉冷却材バウン
ダリにかかる圧力

約 8.42MPa[gage]

約 8.42MPa[gage]

約 0.18MPa[gage]

約 0.20MPa[gage]

0.62MPa[gage]を下回る

約 110℃

約 115℃

200℃を下回る

格納容器バウンダリにかかる圧力格納容器バウンダリの温度

添付 2.5.6-2

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高使用圧力の 1.2 倍）
を下回る

1400
1. 第 1 ピ ー ク （ 第 24 ノ ー ド ）2 .1.第 2第1ピーク(14ノード)
ピ ー ク （ 第 20 ノ ー ド ）燃料被覆管温度

1200

2.

燃
料

1000
1

被
覆

管)
(℃

第2ピーク(17ノード)

800

2

2
1

600

温

2

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 0 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 7 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.6-3

中 性 子 束 最 高 値 ； 約 560％

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.6-4

1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2 .原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.6-5

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.6-6

添付資料 2.5.7
外部電源の有無による評価結果への影響

1.

はじめに
今回の有効性評価では，外部電源は喪失しない条件としており，給水・復水系や再循環系ポンプはインターロックにより停止するまで運転を継続する。ここでは，外部電源が喪失した場合を仮定し，外部電源の有無が評価結果に与える影響を確認した。

2.

評価条件
外部電源はないものとする。その他の条件はベースケース解析と同様とする。

3.

評価結果
評 価 結 果 を 第 1 図 か ら 第 13 図 に 示 す 。ま た ，評 価 結 果 の ま と め を

第 1 表に示す。
事象発生と同時に外部電源が喪失するため，再循環系ポンプが停止し，原子炉出力の上昇が抑制されることで，事象初期の燃料被覆
管温度の上昇はベースケースに比べて低めとなる。同様に，サプレッション・プールへ放出される蒸気量も少なくなることにより，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の最高値はベースケースと比べて低くなる。
また，外部電源喪失により給水・復水系が停止し，原子炉水位が低下することから，ベースケースで見られた給水加熱喪失による原子炉出力の上昇は発生しない。

添付 2.5.7-1

4.

まとめ
外部電源が無い場合の感度解析を実施し，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを確認した。
また，外部電源が有ることにより使用可能となる給水・復水系及び再循環系ポンプについては，一定期間これらの運転が継続する方が事象進展は厳しくなることから，重大事故等対処設備として位置付ける必要はない。

第 1表

外部電源の有無による評価項目パラメータへの影響

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析(外部電源無)約 731

ベースケース(外部電源有)約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.20

約 8.42

約 0.14

約 0.200.62MPa[gage]を下回る

約 103

約 115

200℃を下回る項目

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温度(℃))

添付 2.5.7-2

判断基準
1,200℃以下
酸化反応が著しくなる
前の被覆管厚さの15％以下10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）を下回る

中 性 子 束 最 高 値 ； 約 420％

1.中 性 子 束 （ ％ ）2.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

1.原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）添付 2.5.7-3

1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）
1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）
3.逃 が し 安 全 弁 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 4図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁流量の推移（短期）添付 2.5.7-4

1.炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 5図

炉心平均ボイド率の推移（短期）添付 2.5.7-5

1400

1200
燃料被覆管温度

燃
料

1000

被
覆

800

管
(℃ )
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)事 故 後 の 時 間（ｓ）

第 6図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

添付 2.5.7-6

中 性 子 束 最 高 値 ； 約 420％

1.中 性 子 束 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

中性子束の推移（長期）1.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 8図

炉心流量の推移

添付 2.5.7-7

1.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 9図

給水流量及び平均表面熱流束の推移（長期）1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (m)

第 10 図原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
添付 2.5.7-8

1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 11 図原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）

1.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

燃料有効長頂部

第 12 図原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）添付 2.5.7-9

1.サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2 . 格 納 容 器 圧 力 （ × 0 . 0 0 5 M P a ［ g a g e ］）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 13 図サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.7-10

添付資料 2.5.8
ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理1.

ほう酸水注入系を手動起動としている意図について
原子炉停止機能喪失時の操作は，「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 徴 候 ベ ー ス ）」に規定されており，原子炉停止機能喪失，自動減圧系等の起動阻止
及びＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）作動の
確 認 後 に ① ほ う 酸 水 注 入 系 （ 以 下 「 Ｓ Ｌ Ｃ 」 と い う 。） の 起 動 操 作 ，②原子炉水位の低下操作及び③制御棒の手動挿入操作の優先順位で反応度を抑制する。また，操作を同時に実施できない場合は上記の優先順位に従い実施することが規定されており，このうちＳＬＣ起動操作は最優先で実施する操作である。ＳＬＣ起動操作は，訓練により事象発生から約 3 分程度で起動操作が可能であることを確認しており，大きな操作遅れを伴うことはないと考えられる。
ＳＬＣは炉心にほう酸水を注入することにより反応度を抑制する系統である。このため，起動時には炉水中の不純物をフィルタデミ
ネライザにより除去する原子炉冷却材浄化系は自動で隔離される。
仮にＳＬＣ起動時に原子炉冷却材浄化系が自動隔離されない場合，
フィルタデミネライザにより炉心部のほう酸が希釈され，反応度抑制に支障をきたすおそれがある。このため，運転手順において，Ｓ
ＬＣ起動時は原子炉冷却材浄化系の自動隔離を確認し，自動隔離に失敗している場合には手動隔離を実施することを重要操作としている。
以上により，ＳＬＣの起動操作は関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考え，運転員の判断による手動起動としている。
添付 2.5.8-1

2.

ＳＬＣ自動起動により期待される効果について
Ｓ Ｌ Ｃ に よ る 反 応 度 抑 制 効 果 は 第 1 図 に 示 す と お り ， 30 分 程 度 の時間遅れを伴う非常に緩やかなものであり，事象初期の急激な出力変動に対応できるものではない。このことを踏まえると，仮に自動起動とした場合でも，手動起動の場合とでその効果に大きな違いは無いと考えられる。
また，ＳＬＣを自動起動とすることで，原子炉出力の低下が早まり，サプレッション・プールへの蒸気の流入量が低減し，サプレッ
シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 抑 制 さ れ る こ と が 考 え ら れ る が ，第 2
図に示すとおり有効性評価におけるサプレッション・プール水温度の 最 高 値 は 115℃ で あ り ，ほ う 酸 水 の 炉 心 部 へ の 注 入 が 開 始 さ れ る 事
象 発 生 9.5 分 後 の 水 温 上 昇 率 は 2℃ ／ 分 程 度 で あ る こ と か ら ，仮 に Ｓ
Ｌ Ｃ 起 動 操 作 が 10 分 程 度 遅 れ た 場 合 で も 評 価 項 目 で あ る 200℃ に 対して十分な余裕があり，手動起動による多少の操作の時間遅れは問題とならない。
以上により，ＳＬＣについては，自動起動とした場合でも，その効果に大きな違いは表れず，手動起動であっても自動起動とした場合とほぼ同等の効果が得られるものと考えられる。

3.

【参考】ＳＬＣ自動起動に関する海外の状況
ＳＬＣの自動起動は米国の一部のプラントにおいて採用されている。米国ＡＢＷＲのＤｅｓｉｇｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｏｃｕｍｅｎｔによると，以下の条件での自動起動インターロックが設定されている。
添付 2.5.8-2

・「 原 子 炉 圧 力 高 」 ＋ 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 っていないこと」のＡＮＤ条件成立から 3 分
・「 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ２ ）」 ＋ 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設
定値を下回っていないこと」のＡＮＤ条件成立から 3 分
・「 手 動 Ａ Ｒ Ｉ ／ Ｆ Ｍ Ｃ Ｒ Ｄ ｒ ｕ ｎ − ｉ ｎ 信 号 」 ＋ 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が
ダウンスケール設定値を下回っていないこと」のＡＮＤ条件成立から 3 分上記のとおり，ＳＬＣの自動起動には 3 分の運転員の確認時間が含まれており，運転員による確認に期待したインターロックであることを考慮すると，運転員の対応としては手動起動と大きな違いはないものと考える。なお，米国においてもＳＬＣの自動起動を採用しているのは一部のプラントに留まっている。

4.

結

論

ＳＬＣの起動操作は，関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考えられ，また，手動起動の場合でも自動起動と同等の効果が得られると考えられることから，
現状は手動起動としている。

添付 2.5.8-3

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 炉 心 流 量 （ ％ ）約 10 分
ほう酸水の炉心への注入開始

約 40 分
原子炉水位低下維持操作開始

中性子束の緩やかな低下

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

ＳＬＣによる原子炉出力の抑制効果

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

サプレッション・プール
水温度最高値(115℃ )

ほう酸水の炉心への注入開始

サプレッション・プール水温度上昇率
約 2℃ ／ 分

事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

ＳＬＣによるサプレッション・プール水温度の抑制効果

添付 2.5.8-4

添付資料 2.5.9
7 日間における燃料の対応について（原子炉停止機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.5.9-1

添付資料 2.5.10
常設代替交流電源設備の負荷（原子炉停止機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④

約 120
約 97
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 702

約 407

約1,389約921

約1,030

約951

負荷容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

③

最大 負荷 容 量
約1,389kW

④

1,000

②
①

0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.5.10-1

経過 時間 (h)

添付資料 2.5.11
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する
水源温度の影響1.

はじめに
今回の有効性評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源はサプレッション・チェンバとしている。
有効性評価解析では，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止する
ため，原子炉で発生した蒸気が流入することでサプレッション・プ
ー ル 水 温 度 は 上 昇 し ，事 象 発 生 か ら 約 8 分 で 77℃ ，約 28 分 で 106℃
を 上 回 り ，最 高 で 約 115℃ ま で 上 昇 す る 。こ の た め ，高 圧 炉 心 ス プ レ
イ系及び原子炉隔離時冷却系について，この水源温度での運転継続性について以下に述べる。

2.

高圧炉心スプレイ系の運転継続性
サプレッション・プール水温度の上昇に伴い高圧炉心スプレイ系

ポンプにキャビテーションの発生が懸念されるが，サプレッショ
ン・チェンバ内は飽和蒸気圧条件となることから，有効ＮＰＳＨは確保され，運転継続性に問題ない。
また，高圧炉心スプレイ系には，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系を用いたポンプメカニカルシール冷却装置及び高圧炉
心スプレイ系ポンプ室空調が設置されており，配管及びポンプの内部 流 体 温 度（ サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 ）が 最 高 値 の 約 115℃ になった場合でも運転継続性に問題はない。

添付 2.5.11-1

3.

原子炉隔離時冷却系の運転継続性
事象発生から約 8 分程度でサプレッション・プール水温度が原子

炉 隔 離 時 冷 却 系 の 最 高 使 用 温 度 で あ る 77℃ を 超 え る が ， サ プ レ ッ シ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 106℃ ま で の 運 転 継 続 性 を 確 認 し て い る 。
仮 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 77℃
到達時に停止した場合の影響について感度解析により確認した。
(1)

評価条件
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 77℃ 到 達 時 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系が停止するものとする。その他の条件はベースケースの解析条
件と同様とする。
(2)

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを第 1 表に示す。燃料被覆管最高温度は，原子炉隔離時冷却系が自動起動する前の第 1 ピークにて発生していることから影響はない。また，ベースケースと比べて原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が停止するタイミングが早くなることで，原子炉水位の低下に伴う自然循環による炉心流量の低下も早まる。解析上は炉心流量に依存する保守的なボロンミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の低下は遅くなり，これに伴いサプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の最高値は若干高くなるが，
ベースケースとの差は僅かである。

4.

まとめ
高圧炉心スプレイ系はサプレッション・プール水温度が上昇した

場合でも運転継続性に問題ないことを確認した。また，サプレッシ
添付 2.5.11-2

ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 77℃ に 到 達 し た 時 点 で 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が停止した場合の感度解析を実施した結果，評価項目となるパラメー
タに与える影響は小さく，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

原子炉隔離時冷却系の有無による評価項目パラメータへの影響
項目

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析
ベースケース
(S/P 水温度(S/P 水温度
77℃にて停止) 106℃にて停止)
約 872
約 872

評価項目
1200℃以下
酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）を下回る

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.42

約 8.42

約 0.26

約 0.200.62MPa[gage]を下回る

約 124

約 115

200℃を下回る

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温度(℃))

添付 2.5.11-3

1400
1. 第 1 ピ ー ク （ 第 24 ノ ー ド ）2. 第 2 ピ ー ク （ 第 20 ノ ー ド ）燃料被覆管温度

燃
料

1.
2.

1200

1000

被
覆

管
(℃ )
温

第1ピーク（14ノード）
第2ピーク（17ノード）

1
800

2
1

2

600
2

度
400
（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故
後後
のの時
事故
時 間（ｓ）間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 0 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 7 ノ ー ド ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 4 ノ ー ド ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.11-4

中 性 子 束 最 高 値 ； 約 560％
1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.11-5

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h） を 示 す

事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2. 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.11-6

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.11-7

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.6.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」，③「中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及び④「中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
なお，大破断ＬＯＣＡのように破断規模が一定の大きさを超える場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策の有効性が確認できないため，格納容器破損防止対策を講じて，その有効性を確認する。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の中小破断の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所から原子炉冷却材が流出し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失等を想定する。
本事故シーケンスグループは，小破断ＬＯＣＡ又は中破断ＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，小破断ＬＯＣＡ又は中破断ＬＯＣＡ発生時の高圧注水機能又は2.6-1

低圧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。
ここで，小破断ＬＯＣＡ又は中破断ＬＯＣＡ発生後に高圧・低圧注水機能喪失が生じた際の状況を想定すると，事象発生後，重大事故等対処設備によって高圧注水を実施して炉心損傷を防止する場合よりも，高圧注水に期待せず，原子炉を減圧し，低圧注水に移行して炉心損傷を防止する場合の方が，原子炉の減圧により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉水位がより早く低下することから，事故対応として厳しいと考えられる。
このことから，本事故シーケンスグループにおいては，高圧注水機能に期待せず，原子炉の減圧後，低圧注水に移行して炉心損傷を防止する対策の有効性を評価することとする。
したがって，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁の手動開操作により原子炉を減圧し，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図る。また，代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。なお，代替循環冷却系による格納容器除熱も実施可能である。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持する
ため，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）2.6-2

による格納容器冷却手段，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 2.6−1 図に，手順の概要
を第 2.6−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.6−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）18 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 4 名である。
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 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員は 8 名である。
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 名及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を行うための重大事故等対応要員 3名である。必要な要員と作業項目について第 2.6−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，18 名で対処可能である。
ａ．外部電源喪失及び原子炉スクラム確認
原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の中小破断の発生と同時に外部電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｂ．高圧・低圧注水機能喪失確認
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下し続け，原子炉水位異常低下（レ2.6-3ベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動及び手動起動に失敗する。その後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動にも失敗し全て機能喪失していることを確認する。
高圧・低圧注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
高圧・低圧注水機能喪失を確認後，低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替
注水系ポンプ 2 台を起動する。また，原子炉注水に必要な電動弁（残留熱除去系注入弁）が開動作可能であることを確認する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の準備が完了後，中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開操作し原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｄ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧代替注
水系（常設）の系統圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水
系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

2.6-4

ｅ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した場合又はドライ
ウェル雰囲気温度が 171℃に接近した場合は，中央制御室からの遠隔操
作により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する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却は，常設低圧代替注水系ポンプ
2 台により同時に実施可能な設計としている。
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確認するために必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェン
バ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）等である。
ｆ．格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準備として，第一弁を中央制御室からの遠隔操作により開する。
サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により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停止する。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器圧力は徐々に上昇する。格納容器
圧力が 0.31MPa［gage］に到達した場合，第二弁を中央制御室からの遠隔操作によって全開操作することで，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力等である。
2.6-5

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施している間に炉心損傷していないことを確認するために必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置等のベントラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッション・プール水位である。

以降，炉心冷却は，低圧代替注水系（常設）による注水により継続的に行い，また，格納容器除熱は，格納容器圧力逃がし装置等により継続的に
行う。

2.6.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，中破断Ｌ

ＯＣＡを起因事象とし，全ての注水機能を喪失する「中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）
・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長2.6-6期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。
本重要事故シーケンスでは，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，燃料被覆管の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，輻射による影響が詳細に考慮されるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.6−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
破断箇所は再循環系配管（出口ノズル）（ 最大破断面積約 2,900 ㎝ ２ ）とし，破断面積を約 3.7 ㎝ ２ とする。
（添付資料 2.6.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系，
低圧注水機能として残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ
イ系の機能が喪失するものとする。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

2.6-7

(c)

外部電源
外部電源なしの場合は，給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，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替交流電源設備によって給電を行うものとする。
また，原子炉スクラムまでの原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，外部電源がある場合を包含する条件として，原
子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの
過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(c)

低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最大 378m ３／h にて原子炉に注水し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。また，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m ３ ／h にて原子炉へ注水する。
2.6-8

(d)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイする。

(e)

格納容器圧力逃がし装置等
格納容器圧力逃がし装置等により，格納容器圧力 0.31MPa［gage］
における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱を実施する。
なお，耐圧強化ベント系を用いた場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合と比較して，排出流量は大きくなり，格納容器圧力の低下傾向は大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包絡される。

ｃ．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)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，中央制御室において，
状況判断の時間，高圧・低圧注水機能喪失の確認時間及び低圧代替
注水系（常設）の準備時間を考慮して，事象発生から 25 分後に開
始する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa［ gage］に到達した場合に実施する。なお，
格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格納容器圧
力が 0.31MPa［gage］に到達した場合に実施する。
2.6-9

(3)

有効性評価（敷地境界及び非居住区域境界での実効線量評価）の条件
本重要事故シーケンスでは炉心損傷は起こらず，燃料被覆管の破裂も発生していないため，放射性物質の放出を評価する際は，設計基準事故時の評価手法を採用することで保守性が確保される。このため，敷地境界及び非居住区域境界での実効線量評価に当たっては，「 実用発電用軽水型原子炉
施設の安全評価に関する審査指針（原子力安全委員会

平成 2 年 8 月 30日）」に示されている評価手法を参照した。具体的な評価条件を以下に示す。
ａ．事象発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事象発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，I-131 等価量で約4.7×10 １２ Bq となる。
ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値※である 2.22×10 １４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについてはガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約 6.0×10１５ Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×10 １４ Bq となる。
※

過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当
たりの追加放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出
力 3,440MW（定格の約 105％）の場合，熱出力 1,000MW 当たりのI-131 の追加放出量の平均値に当たる値は 2.78×10１３ Bq（ 750Ci）
であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これに余裕を見込んだ 2.22×10 １ ４ Bq（6,000Ci）を条件としている。
2.6-10（1Ci＝3.7×10１０ Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）
ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合
は 2％とする。
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁等を通して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場
合，希ガス及び有機よう素は全量が，無機よう素は格納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。
ｆ．サプレッション・チェンバでのスクラビング等による核分裂生成物の除去効果については考慮しないものとする。また，核分裂生成物の自然減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。
ｇ．敷地境界及び非居住区域境界における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及び外部被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被ばくによる実効線量は，主蒸気隔離弁閉止後のよう素の内部被ばくによる実効線量を求める以下の式(1)で，また，希ガスのガンマ線
外部被ばくによる実効線量は，放射性気体廃棄物処理施設の破損時の希ガスのガンマ線外部被ばくによる実効線量を求める以下の式(2)で計算する。
2.6-11

Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
Ｒ(1)：呼吸率（m３ ／s）
呼吸率Ｒは，事故期間が比較的短いことを考慮し，小児の呼吸率（活動時）0.31m３ ／h を秒当たりに換算し
て用いる。

Ｈ∞

：よう素（I−131）を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線
量（1.6×10−７ Sv／Bq）

χ／Ｑ ：相対濃度（s／m ３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量−小児実効線量係数換算）

Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ
Ｋ(2)：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）

Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｈ．敷地境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置
を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 8.2×10 −５（s／m３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）を 9.9×10−１９（Gy／Bq）とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0
×10 −６ （s／m ３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.0×10 −２０ （Gy／Bq）とする。また，非居住区域境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時
2.6-12間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10 −５ （s／m３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10− １９ （Gy／Bq）とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10 −６（s／m３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10−２０（Gy／Bq）とする。

ｉ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2，2.6.3，2.6.4）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.6−4 図から第 2.6−9 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率，破断流量の推移及び燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係
を第 2.6−10 図から第 2.6−16 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を
第 2.6−17 図から第 2.6−20 図に示す。
※

炉心露出から再冠水の過程を示すという観点で，シュラウド内の水位を示す。シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位及び運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉
2.6-13水位（広帯域），原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が
燃料有効長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。
ａ．事象進展事象発生後に外部電源喪失となり，原子炉水位低（レベル３）信号が発生して原子炉がスクラムするが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の起動に失敗し，その後，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動にも失敗する。これにより，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。
再循環系ポンプについては，原子炉水位異常低下（レベル２）で全台がトリップする。主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）で全閉する。
事象発生から 25 分後に中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開することで，原子炉急速減圧を実施
し，原子炉減圧後に，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉急速減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，低圧代替注水系（常設）による注水が開始されると原子炉水位が回復し，炉心は再冠水する。燃料
被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率は，原子炉減圧により，原子炉水位が低下し，炉心が露出することから上昇する。その結果，燃料被覆管の伝熱様式は核沸騰冷却から蒸気冷却となり熱伝達係数は低下する。その後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により，燃料の露出と冠水を繰り返すため，燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボ
2.6-14

イド率及び熱伝達係数は増減する。炉心が再冠水すると，ボイド率が低
下し，熱伝達係数が上昇することから，燃料被覆管温度は低下する。
平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い変化する。
崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲
気温度は徐々に上昇する。そのため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器
除熱を行う。格納容器除熱は，事象発生から約 28 時間経過した時点で実施する。なお，格納容器除熱時のサプレッション・プール水位は，真空破壊装置（約 15m）及びベントライン（約 15m）に対して，十分に低く推移するため，真空破壊装置の健全性は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.6−10 図に示すとおり，原子炉水位が回復するまでの間に炉心が一時的に露出するため燃料被覆管の温度が上昇し，約 616℃に到達するが，1,200℃以下となる。燃料被覆管の最高温
度は，平均出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％
以下となる。
原子炉圧力は，第 2.6−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧
力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約 8.09MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を十分下回る。
2.6-15

また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することによって，格納容器
圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.31MPa［gage］及び約 143℃に抑えられ，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
第 2.6−5 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）による注水継続により炉心が冠水し，炉心の冷却が維持される。その後は，約 28 時間後に格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 4.1×10−１ mSv であり，5mSv を下回る。また，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10−１ mSv であり，5mSv を下回る。いずれの場合も周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。また，格
納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 1.6×10 −１ mSv であり，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 6.2×
10 −１ mSv であることから，5mSv を下回る。
（添付資料 2.6.2，2.6.5）
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.6-16

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
ＬＯＣＡ時注水機能喪失では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを構成する配管の中小破断の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ，自動減圧系が機能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，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，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉急速減圧操作を含む。），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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については，「2.1.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同じ。

(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 2.6−2 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。
2.6-17

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆
管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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については，炉心冷却の観点で厳しい液相部配管の中で最大口径である再循環系配管を選定し，破断面積は，炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，事故シーケンスグループ「ＬＯ2.6-18

ＣＡ時注水機能喪失」の事象進展の特徴を代表できる破断面積である
約 3.7 ㎝ ２ を設定している。なお，第 2.6−21 図から第 2.6−24 図に示すとおり，ＳＡＦＥＲ解析によれば，破断面積が約 9.5cm２ までは，
燃料被覆管破裂を回避することができる。原子炉急速減圧の開始時間
は，状況判断の時間，高圧・低圧注水機能喪失の確認時間及び低圧代
替注水系（常設）の準備時間を考慮して設定しており，破断面積の違いの影響を受けないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
破断面積が大きく，炉心損傷（燃料被覆管破裂を含む。）に至る場合については，「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）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展を厳しくする観点から，給水・復水系による給水がなくなり，原子炉水位の低下が早くなる外部電源がない状態を設定している。なお，外部電源がある場合
は，給水・復水系による原子炉圧力容器への給水機能は維持されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原
子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操
作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.6.1，2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜約 41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されることから，
2.6-19

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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，また，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，格
納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は格納容器ベントにより抑制されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）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，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，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については，炉心冷却の観点で厳しい液相部配管の中で最大口径である再循環系配管を選定し，破断面積は，炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ 時注水機能喪失」の事象進展の特徴を代表できる破断面積である
約 3.7 ㎝ ２ を設定している。なお，第 2.6−21 図から第 2.6−24 図に示すとおり，ＳＡＦＥＲ解析によれば，破断面積が約 9.5cm２ までは，
燃料被覆管破裂を回避することができ，燃料被覆管の最高温度は約842℃となる。破断面積が大きく，炉心損傷（燃料被覆管破裂を含む。）に至る場合については，「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）」の対応となる。
2.6-20

事故条件の外部電源の有無については，事象進展を厳しくする観点から，給水・復水系による給水がなくなり，原子炉水位の低下が早くなる外部電源がない状態を設定している。なお，外部電源がある場合
は，給水・復水系による原子炉圧力容器への給水機能は維持されるため，事象進展が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。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原
子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.6.1，2.6.6）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉
急速減圧操作を含む。）は，解析上の操作開始時間として事象発生から25 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，高圧・低圧注水機能喪失の認知に係る確認時間，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備の操作時間及び逃がし安全弁の操作時間は，時間余裕を含めて設定していることから，原子炉急速減圧の操作開始時
2.6-21

間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原
子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はなく，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.279MPa［gage］
到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，常設
低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある低圧代替注水系（常設）による原子炉注水とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，実態の運転操作においては，炉心損傷前の格納容器ベントの操作実施基準（格納容器圧力 0.31MPa［gage］）に到達するのは，事象発生の約 28 時間後であり，格納容器ベントの準備操作はサプレッション・プール水位の上昇傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。また，当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施可能であることから，実態の操
2.6-22

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。ただし，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性があるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］のため，格納容器の健全性という点では問題とならない。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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある操作とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はない。
なお，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合においても，現場操作にて対応することから，他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉
急速減圧操作を含む。）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よりも早まる可能性があり，その場
合には燃料被覆管温度は解析結果よりも低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，常設低圧代替注水系ポンプ 2 台により格納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保されており，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能であるため，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定
2.6-23

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。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，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。仮に，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した
場合は，現場操作にて対応するため，約 75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。格納容器ベント操作開始時間が遅くなった場合，格
納容器圧力は 0.31MPa［gage］より若干上昇するため，評価項目となるパラメータに影響を与えるが，格納容器の限界圧力は 0.62MPa［gage］
であることから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。
（添付資料 2.6.6）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。
第 2.6−25 図から第 2.6−27 図に示すとおり，操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作（原子炉急速減圧操作を含む。）について
は，事象発生から 35 分後（操作開始時間 10 分程度の遅れ）までに原子炉
急速減圧操作を実施できれば，燃料被覆管の最高温度は約 706℃となり1,200℃以下となることから，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。また，燃料被覆管の破裂も発生しないことから，格納容器ベント時の敷地境界及び非居住区域境界での実効線量は「2.6.2(4)

有効性評価の結果」と同等となり，5mSv を下回る。事象発生
2.6-24

から 50 分後（操作開始時間 25 分程度の遅れ）までに原子炉急速減圧操作を実施できれば，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり 1,200℃以下となることから，炉心の著しい損傷は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。また，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，格納容器ベント時の敷地境界での実効線量は約 4.4mSv，非居住区域境界での実効線量は約 4.4mSv であり，5mSv を下回る。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作については，格納容器スプレイ開始までの時間は事象発生から約 16 時間
あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作について
は，格納容器ベント開始までの時間は事象発生から約 28 時間あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。また，遠隔操作の失敗により，格
納容器ベント操作開始時間が遅れる場合においても，格納容器圧力は0.31MPa［ gage］から上昇するが，格納容器圧力の上昇は緩やかであるため，格納容器の限界圧力 0.62MPa［gage］に至るまでの時間は，格納容器スプレイを停止した時点の格納容器圧力約 0.243MPa［ gage］から 0.31MPa［ gage］
到達までの時間が約 1 時間であることを考慮すると，0.31MPa［gage］から0.62MPa［gage］に到達するまでに 5 時間程度の準備時間が確保でき，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.7，2.6.6，2.6.7）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評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2.6-25

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。

2.6.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」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，「 2.6.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり 18 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,320m ３ の水が必要である。水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に約 4,300m３ の水を保有している。
これにより，必要な水源は確保可能である。また，西側淡水貯水設備の2.6-26

水を可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水貯槽へ給水することで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が可能となる。
（添付資料 2.6.8）

ｂ．燃料

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 2 台）による電源供給については，事象発生後 7 日間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て，7 日間の継続が可能である。可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替淡水貯槽への給水について
は，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 6.0kL の軽油が必要となる。
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，この使用が可能であることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による代替
淡水貯槽への給水について，7 日間の継続が可能である。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 2.6.9）
ｃ．電源
2.6-27

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替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）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，
重大事故等対策時に必要な負荷として，約 1,141kW 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）は連続定格容量が約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 2.6.10）

2.6.5

結

論

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の中小破断の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ，自動減圧系が機能喪失することで，破断箇所から原子炉冷却材が流出し，原子炉水位の低下により炉心が露出して炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器
除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重要事故シーケンス「中破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」について有効
2.6-28

性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷することはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による敷地境界及び非居住区域境
界での実効線量は，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
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，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対して有効である。

2.6-29２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

Ｇ

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

外部電源

：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポンプ※3

ドライウェル

2.6-30

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

サプレッション・
チェンバ

↑

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

→

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水系↑ ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

←

↑

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

可搬型設備用軽油タンク

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

西側淡水貯水設備

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

Ｇ

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

外部電源

：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポンプ※3

ドライウェル

2.6-31

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

サプレッション・
チェンバ

↑

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

→

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

←

↑

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

可搬型設備用軽油タンク

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

西側淡水貯水設備

凡２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

Ｇ

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）

外部電源

：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポンプ※3

ドライウェル

2.6-32

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

サプレッション・
チェンバ

↑

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

→

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)

←

↑

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

可搬型設備用軽油タンク

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱段階）

西側淡水貯水設備

(解析上の時刻)

中小破断ＬＯＣＡ発生
外部電源喪失発生

(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（ 当直 運転 員 ）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等 自動 起動 確 認
非常 用高 圧 母線 （6.9kV）復 旧確 認

原子炉水位低（レベル３）
到達：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ １ ， ２(約22秒)の共 同作 業※１
※２

使用 済燃 料 プー ルの
除熱 操作

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

高圧注水機能喪失の確認 ※ ３ （機器作動状況，系統流量による確認）

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能）による 原子 炉 圧力 制御 の確 認

高圧 代替 注 水系 の起 動操 作

※３

低圧注水機能喪失の確認 （機器作動状況，ポンプ吐出圧力による確認）(14分)：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）非常 用デ ィ ーゼ ル発 電機 等 運転 状態 確 認

高圧 ／低 圧 注水 機能の回 復操 作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ４ ， ５

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認
高圧代替注水系による原子
炉注水は解析
上考 慮せ ず

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

回復 は解 析 上考 慮せ ずⅠ
(約24分)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常 設） 以 外に よる 原子 炉 注水 操作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉 注水 操 作

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８，９低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
2 台注水準備完了※ ５

No

代替 の注 水 系準 備

Yes

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水と同等の 流量 確 保又 は注 水開 始 不可

(25分)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7個による原子炉急速減圧 ※ ６ ， ７(約27分)

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始西側 淡水 貯 水設 備か ら代 替
淡水 貯槽 へ の補 給（ 可搬 型 代
替注 水中 型 ポン プに よる
代替 淡水 貯 槽へ の補 給）Ⅱ

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

水位不明ではない(約42分)

淡水 タン ク から 代替
淡水 貯槽 へ の補 給

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※ ９ ， １ ０

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

原子 炉満 水 操作 ※ １ １

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設）） ※ １ ２(約16時間)代替 循環 冷 却系 によ る
原子 炉注 水 操作 及び 格納容器 除熱 操 作 ※ １ ３

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達

代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器ス プレ イ

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ開始 ※ １ ４・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器ス プレ イ・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・補 給水 系 によ る格 納容 器 スプ レイ

Ⅲ
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）常設低圧代替注水系ポンプ 2 台によるドライウェルスプレイ可能

サプ レッ シ ョン ・チ ェン バ 雰囲 気温 度
104℃ 到 達確 認後
サプ レッ シ ョン ・チ ェン バ スプ レイ 実 施

常設低圧代替注水系ポンプによる原子炉注水と同等の流量確保又は注水
開始 不可【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは困難 であ る が， プラ ント 状 況に よっ て は ，事 故対 応 に有 効な 設備 と なる 代替 循 環 冷却 系， 制
御棒 駆動 水 圧系 ，ほ う酸 水 注入 系， 消 火 系， 補給 水 系， 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ン プを 用い た
低圧 代替 注 水系（ 可搬 型 ）及び 可搬 型代 替注 水大 型 ポン プを 用い た 低圧 代替 注 水 系（可 搬型 ）によ る原 子 炉注 水も 実施 可 能で ある 。
Ⅱ
「淡 水タ ン ク」 から 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プ又 は 可搬 型代 替注 水 大型 ポン プ に よる 代替
淡水 貯槽 へ の補 給も 可能 で ある 。また ，「 海水 」から 可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 又 は可 搬型 代
替注 水大 型 ポン プに よる 代 替淡 水貯 槽 へ の補 給も 可 能で ある 。
Ⅲ
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 常設 ）に よ る 格納 容器
スプ レイ を 優先 する が，可搬 型代 替注 水 中 型ポ ンプ を 用い た代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（可搬型 ）に よ る格 納容 器ス プ レイ も実 施 可 能で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは困難 であ る が， プラ ント 状 況に よっ て は ，事 故対 応 に有 効な 設備 と なる 可搬 型 代 替注 水大 型
ポン プを 用 いた 代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系（ 可搬 型），消 火 系及 び補 給水 系 によ る格 納容 器
スプ レイ も 実施 可能 であ る 。

Yes
サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

代替 の格 納 容器 スプ レイ に よる
ドラ イウ ェ ルス プレ イ実 施

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）によるドライウェルスプレイ停止 ※１５(約28時間)原子 炉満 水 操作 ※ １ ６

格納容器圧力0.31MPa［gage］到達

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作 ※ １ ７「格納容器圧力逃がし装置」（サプレッション・チェンバ側ベント）
Yes
格納容器ベント
停止条件不成立 ※１８
Yes

Ⅲ

No

代替 の格 納 容器 スプ レイ 準 備（約 27 時間）

重 大 事故 等発 生を 通 信連 絡設 備 に より 確認 し た現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
ま た ，Ｌ ＯＣ Ａ発 生 は， 格納 容 器 圧力が 13.7kPa［gage］以 上 であ るこ とに より 確認 する。
※３ 中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出 圧力 ， 系統 流量 ， 原 子炉 水位 （ 広帯域）， 原子 炉圧 力 等に て確 認す る 。
※４ 常設 低 圧 代替 注 水系 ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注 水 系（ 常 設） の 起動 操 作は ，以 下 によ り
判断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失
※５ 原 子 炉注 水に 必要 な 弁が 動作 可 能 であ るこ と を確 認す る。
また ， 外 部電 源 がな い 場合 に は， 常設 代 替交 流 電 源設 備 によ る 緊急 用 母線 受電 操 作を 実施す る。
※６ 逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以 上起 動 でき た場 合
※７ 原子 炉 減 圧時 に は原 子 炉水 位 計凝 縮槽 内 の原 子 炉 冷却 材 の減 圧 沸騰 に より 原子 炉 水位 の
指示 値の 信 頼性 が損 なわ れ るお それ が あ るた め，原子 炉 水位 不明 で ない こと を確 認 する。
原子 炉水 位 不明 は， 以下 の いず れか に よ り判 断す る 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 計装 電源 が 喪失 した 場 合・ 原 子 炉 水 位 の 指 示値 の ば ら つ き が 大 き く 燃 料 有 効 長 頂 部 以上 で あ る こ と が 判 断 で きない 場合※８ 原子 炉 水 位が 燃 料有 効 長頂 部 以下 とな っ た場 合 は ，格 納 容器 雰 囲気 監 視系 等に よ り格 納容器 内の 水 素・ 酸素 濃度 を 確認 する 。
※９ 破断 面 積 が重 要 事故 シ ーケ ン スで の設 定 より 大 き い場 合 は， 原 子炉 水 位の 低下 が 早く な
るこ と で， 燃 料 有効 長 頂部 到 達及 び 炉 心 損傷 な しの 継 続 確認 実 施の タ イミ ン グ が 早く なる。
※１ ０ 炉 心損 傷は ，以 下 によ り判 断 す る（ 炉心 損 傷が 確認 され た 場合 は炉 心 損 傷後 の手 順 に移行）。
・ド ラ イ ウ ェ ル 又 はサ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 内 の ガ ン マ 線線 量 率 が 設 計 基 準 事 故 相
当の ガン マ 線線 量率 の 10 倍 以上 と なっ た 場合
な お ， 格 納 容 器 雰 囲気 放 射 線 モ ニ タ （ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び （ Ｓ ／ Ｃ） に よ る 炉 心 損 傷 発 生 の判断 がで き ない 場合 は， 原 子炉 圧力 容 器 温度 によ り 判断 する 。
※１ １ 原 子炉 水位 不明 の 場合 は ，原 子炉 圧力 容器 を 満水 とし ，原子 炉圧 力 とサ プレ ッシ ョン・
チェ ン バ 圧力 の 差圧 を 確認 す る こと で ， 原子 炉 水位 が 燃 料有 効 長頂 部 以上 で あ る ことを確 認す る 。
※１ ２ 常 設 低 圧代 替 注水 系 ポン プ を用 いた 低 圧代 替 注 水系 （ 常設 ） によ り ，原 子炉 水 位を 原子炉 水位 低 （レ ベル ３） か ら原 子炉 水 位 高（ レベ ル ８） の間 に維 持 する 。
※１ ３ 解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・ 事 象 初 期 に お け る原 子 炉 注 水 に 当 た っ て は ， 海 水 系 に よ る冷 却 水 供 給 を 必 要 と し な
い 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設） を 優 先 し ， 海 水 系 に よ る 冷 却 水 供 給 が確 保 さ れ た 後 に 代替循 環冷 却 系に よる 原子 炉 注水 に切 り 替 える 。
・格 納容 器圧 力が 0.245MPa［gage］に 到 達し た時 点 で， 代替 循環 冷 却系 によ る格 納容
器 ス プ レ イ を 実 施 す る 。ま た ， 代 替 循 環 冷 却 系 は ， 原 子 炉 注 水 及び 格 納 容 器 ス プ レ
イの 併用 が 可能 な設 計と し てい る。
※１ ４ 常 設 低 圧代 替 注水 系 ポン プ を用 いた 代 替格 納 容 器ス プ レイ 冷 却系 （ 常設 ）に よ るド ラ
イウ ェル ス プレ イは，解 析上は 130m ３ ／h 一定 流量 で，格納 容器 圧 力を 0.217MPa［ gage］
から 0.279MPa［gage］の範 囲 に維 持す る よう 間欠 運 転と して いる が，実 際に は運 転手
順に 従い 格 納容 器圧 力を 0.217MPa［ gage］か ら 0.279MPa［gage］の 範 囲に 維持 す るよう 102m ３ ／h〜130m ３ ／h の範 囲で ス プレ イ 流量 を調 整 する 。
※１ ５ 常 設 低 圧代 替 注水 系 ポン プ を用 いた 代 替格 納 容 器ス プ レイ 冷 却系 （ 常設 ）に よ るド ラ
イウ ェル ス プレ イの 停止 は ，以 下に よ り 判断 する 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
※１ ６ 格 納 容 器除 熱 操作 前 に， 原 子炉 水位 を 可能 な 限 り高 く 維持 す るこ と で， 格納 容 器へ の放熱 を抑 制 し， 格納 容器 圧 力の 上昇 を 緩 和す る（ 解 析上 考慮 しな い。）。
※１ ７ 格納 容 器圧 力 0.31MPa［gage］ 到達 （ 格納 容 器 最高 使 用圧 力 ）に よ り ， 炉心 損 傷が な
いこ とを 格 納容 器雰 囲気 放 射線 モニ タ 等 によ り確 認 し， 格納 容器 ベ ント を開 始 す る。
※１ ８ 残 留 熱 除去 系 等に よ る除 熱 が可 能で あ るこ と ， 水素 濃 度制 御 が可 能 であ るこ と 等を 確認した 後 に格 納 容器 圧 力逃 が し 装置 に よ る格 納 容器 除 熱 を停 止 する 。 納容 器 圧 力 逃がし装 置 に よる 格 納容 器 除熱 の 停 止後 は ， 格納 容 器及 び フ ィル タ 装置 内 の窒 素 置 換 を実施す る。
※１ ９ 機 能 喪 失し て いる 設 備の 復 旧手 段と し て， 格 納 容器 除 熱手 段 であ る 残留 熱除 去 系及 び
残留 熱 除 去系 海 水系 の 復旧 手 順 を整 備 し てお り ，残 留 熱 除去 系 海水 系 ポン プ 電 動 機を予備 品と し て確 保し てい る 。
また ， 可搬 型 熱交 換 器， 可 搬ポ ン プ等 を 用い た 可搬 型 の格 納 容器 除 熱系 統 によ る 格納容器 除熱 を 実施 する こと も 可能 であ る 。

No
以下 の優 先 順位 で格 納容 器 ベン トを 実 施 する
優先 ② 「 格納 容器 圧力 逃 がし 装置 」「 ド ライ ウェ ル 側ベ ント 」
優先 ③ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 サ プレ ッ ショ ン・ チ ェン バ側 ベン ト 」
優先 ④ 「 耐圧 強化 ベン ト 系」「 ド ライ ウ ェル 側ベ ン ト」

No

格納 容器 ベ ント 停止

低圧代替注水系（常設）により原子炉水位を維持し，格納容 器 圧力 逃 がし 装 置 に よる 格 納容 器 除 熱操 作 を継 続 する こ とで 格納 容 器圧 力 等 の低下傾向を確認する。また，機能喪失している設備の復旧を試 み ，代 替 循環 冷 却 系 又は 残 留熱 除 去 系に よ る除 熱 が可 能 であ るこ と ，水 素 濃 度制御が可能であること等を確認した後に格納容器圧力逃がし装 置 によ る 格納 容 器 除 熱操 作 を停 止 し ，格 納 容器 を 隔離 状 態と する 。 残留 熱 除 去系の復旧後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷 温停 止 状態 とす る 。 ※ １ ９

第 2.6−2 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中破断ＬＯＣＡ）の対応手順の概要
2.6-33

Ｌ ＯＣ Ａ時 注 水機 能 喪失

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮40

約22秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達

約40秒

ド ライ ウェ ル圧 力高（13.7kPa［ gage］） 到達

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員
（現場）

30

50

60

70

80

90

100

110

備 考

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
（中央制御室）20

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

※1

プラ ント 状 況判 断
約15分

シ ュラ ウ ド 内 水位 に基づく時間

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）到 達
約24分

燃 料有 効長 頂部 到 達（ ※1）25分

原 子 炉減 圧開 始

約27分

重大事故等対応要員（現場）

低圧代替注水系（常設）原子炉注水開始
約42分

燃 料有 効長 頂部 回 復（ ※1）●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●再循環系ポンプトリップの確認●ＬＯＣＡ発生の確認

2人
A，B

状況 判 断−−外 部 電 源 喪 失の 確 認 及 び
非 常 用 デ ィ ーゼ ル 発 電 機
等 の 自 動 起 動の 確 認 は ，
外 部 電 源 が ない 場 合 に 実施する●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の自動起動失敗の確認●低圧 炉心 スプレイ系 及び 残留熱除去系（ 低圧注水系）の自動起動失敗の確認

10 分●主蒸 気隔 離弁閉止及 び逃 がし安全弁（安 全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
高圧注水機能 喪失 の確
認

【1 人】
A

常設代替交流 電源 設備による緊急用 母線 の受
電操作

【1 人】
B

高圧代替注水系の起動
操作 ※ 2−●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の手動起動操作（失敗）

2分

−

−

●常 設 代 替高 圧 電 源装 置 2台 の起 動 操 作及 び緊 急用母線の受電操作

4分

【1人】
A

−

−

●高圧 代替 注水系によ る原 子炉注水の系統 構成操
作及び起動操作

低圧注水機能喪失の確
認

【1人】
A

−

−

●低 圧 炉 心ス プ レ イ系 及 び 残留 熱除 去 系 (低圧 注水系)の手動起動操作（失敗）

高圧注水機能 及び 低圧
注水機能の回復操作

−

2人
C，D

−

●給 水・復水 系，高圧 注水 機 能及 び 低圧 注水 機 能の 回復 操作 ， 失敗 原 因調 査

【1人】
B

−

−

●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作

常設低圧代替 注水 系ポンプを用いた 低圧 代替
注水系（常設）の起動操
作

−

4分

解析上考慮しない

4分
適宜 実施

解析上考慮 しない

2分

【1人】
A

−

−

●常設 低圧 代替注水系 ポン プを用いた低圧 代替注
水系（常設）による原 子炉注水の系統構成操作
及び起動操作

可搬型代替注 水中 型ポンプを用いた 低圧 代替
注水系（可搬型）の起動
準備操作

−

−

8人
a〜j

●可搬 型代 替注水中型 ポン プの移動，ホー ス敷設等の操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速
減圧操作

【1 人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

原子炉水位の 調整 操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1 人】
A

−

−

●常設 低圧 代替注水系 ポン プを用いた低圧 代替注
水系（常設）による原子炉注水の調整操作※2

外 部 電 源 が ない 場 合 に 実
施する

3分

170 分

1分

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持す る

本事故 シーケン スグルー プにおい ては機能 に期 待し な いこ とと す る。

第 2.6−3 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.6-34

解析上考慮 しない

ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能 喪 失

経 過時 間（ 時 間）
425分
実施箇所・必要要員数

操作項目

12

16

20

24

28

32

低圧代替注水系（常設）原子炉注水開始

約16時間

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
（現場）

重大事故等対応要員（現場）

原子 炉 水位の 調整
操作(低圧代 替注
水系（常設）)

【1人】
A

−

−

●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプを 用いた低圧 代替 注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

常設 低 圧代替 注水系ポ ン プを用 いた
代替 格 納容器 スプ
レイ冷却系（常設）によ る 格納容 器冷
却操作

【1人】
A

−

−

●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプを 用いた代替 格納 容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器 除 熱操 作

【1人】
A

−

−

原子 炉 満水 操作【1人】
A

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱の準 備 操作
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サ プ レッ ション・チェンバ側）
可搬 型 代替注 水中型ポ ン プを用 いた
低圧代替注水系（可 搬 型）の 起動
準備操作
西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への 補 給操 作

【1人】
A

【1 人】
A

−

−

−

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持す る

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

解析上考慮 しない
代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合は，低圧代替注水系（常設）による注水 を停止す る●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプを 用いた低圧 代替 注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

20 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分

−

●格 納 容器 圧力 逃 が し 装置 等 によ る格 納 容器 除 熱 の準備 操 作（ 中央 制 御 室での 第 一 弁操作 ）−【2人】＋1人
C，D，E

−

【1 人】
A

−

−

●格 納容器 圧力逃 が し装置等 による 格納容 器除 熱操作（中央制御室での第二弁操作）

−

−

3人
(参集 )

●第二弁現場操作場所への移動●格 納容器 圧力逃 が し装置等 による 格納容 器除 熱操作（現場での第二弁操作）

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【8人】
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【2人】
a，b

●可 搬型 代替注 水中型ポ ンプの 起動操作及 び水 源補給
操作

−

2人
（参集）

−

必要要員合計2人
A，B

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施 す
る

5分
125 分

解析上考慮 しない

遠隔 操作 に 失敗 した 場合 は ，現 場操 作 に て格 納容 器 圧力 逃が し装 置 等に よる 格 納 容器
除熱 を行 う操作 は， 現 場へ の移 動を 含 め， 約45分 か ら開 始可 能 であ る。（操 作完 了は 約75分 後 ）具体 的な 操 作方 法は ，遠 隔 人力 操作 機 構 によ り， 原 子炉 建屋 付属 棟 内の 二次 格 納 施設
外か ら操 作 を行 う

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視

75 分

170 分

●可 搬型 設備用 軽油タン クから タンクロー リへ の給油
操作

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給
油

90 分

適宜 実施

8人 a〜h（参集要員5人）

第 2.6−3 図

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C，D，E

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

●緊 急用 海水系 による海 水通水 の系統構成 操作 及び起動操作●第 一 弁現 場操 作 場 所 への 移 動●格 納 容器 圧力 逃 が し 装置 等 によ る格 納 容器 除 熱 の準備 操 作（ 現場 で の 第一弁 操 作 ）タンクローリによる燃料給油操作

備 考

格納 容器 圧力 0.31MPa［gage］ 到達●代 替 循環 冷却 系 に よる格 納 容 器冷却 操 作−

48

通 常水 位 ＋6.5m到 達●代 替 循環 冷却 系 に よる原 子 炉 注水操 作−

44

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間●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） を使 用した使 用済 燃料プ ール への注水操作
使用 済 燃料プ ール
の除熱操作

40

格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達

操作の内容

運転員
（中央制御室）36

原 子 炉減 圧開 始

約27分

【 】は他作業後移動してきた要員

8

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.6-35

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（25 分）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−4 図

原子炉圧力の推移
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウ ド内水位）

原子炉水位（シュラウド内水位）

原子炉減圧に伴う減圧沸騰
逃がし安全弁（安全弁機能）から による水位上昇（25 分）の蒸気の流出による水位の低下
原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

炉心上部プレナム

15

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

注水開始後，徐々に水位が回復

10
燃料有効長頂部

平均出力燃料集合体
燃料有効長底部

5

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.6-36

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉減圧に伴う減圧沸騰
逃がし安全弁（安全弁機能）から による水位上昇（25 分）の蒸気の流出による水位の低下
原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8

注水開始後，徐々に
水位が回復

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−6図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

1000

800

注水流量

注水流量

600
低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

３
（m3(m
/h）
／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−7図

注水流量の推移

2.6-37

3000
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による手動減圧（25 分）

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−8図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.6-38

1200

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度(℃)（℃）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃，約 37 分）（発熱部 10 分割中，下から 8 番目の位置）

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水時）

蒸気冷却

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係数

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水
ボイド率の変化に応じて熱伝達係数が変化

燃料集合体を流れる蒸気流量の変化に応じて熱伝達係数が変化

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−11 図

燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

2.6-391.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−12図

燃料被覆管の最高温度発生位置におけるボイド率の推移

1.2

減圧率の低下に伴いボイド率減少

1

下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−13図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

2.6-401.2

1

下部プレナムでの水位形成により，炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

（−）
(−)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−14図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

150
平衡均質流モデル

破断流量

破断流量

100

（t/h）
(t／h)

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

50

炉心再冠水に伴う蒸気発生量の増加により，
原子炉圧力が僅かに上昇し破断流量が増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.6−15 図

破断流量の推移

2.6-41SA3NT2SBA99AG2NR000

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.6−16図

燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.6-42

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達にて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（約 16 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達にて格納容器ベントを実施（約 28 時間）

0.4(MPa［gage］)(MPa[gage])

最大圧力：約 0.31MPa［gage］（約 28 時間）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

炉内蒸気が格納容器に流入するため圧力が上昇

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

第 2.6−17 図

JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

格納容器圧力の推移

300

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する。
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
・ＬＯＣＡブローダウン
200
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。

(℃)

(℃)

100

格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000
原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.6−18 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.6-43168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）

サプレッション・ プール水 位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて代替格納
容器スプレイ冷却系（常設）停止（約 27 時間)

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 16 時間）
5

外部水源である低圧代替注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6−19 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動（約 16 時間）
格納容器ベントに伴う圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高温度：約 138℃（約 28 時間）

200

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6−20 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.6-44168

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（25 分）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

6
主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−21 図２

原子炉圧力の推移（約 9.5cm の破断）
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下（約 25 分）

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水開始後，
徐々に水位が回復

0
0

10

20

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される。

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−22 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）（約 9.5cm ２ の破断）

2.6-451200
燃料被覆管最高温度発生（約 842℃，約 31 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度（℃）(℃)

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下
炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

800

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下400

200

原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−23 図２

燃料被覆管温度の推移（約 9.5cm の破断）

2.6-46

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

周
方
向
の
応

円 周 方 向 の 応 力

円

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

力(N／mm２ )平均値−２σ曲線(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.6−24 図

燃料被覆管に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（約 9.5cm２ の破断）

2.6-4710水位低下による発熱部冠水長さの減少に
より，逃がし安全弁開閉間隔が広がる。

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（35 分）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−25 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 10 分）

20

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇（35 分）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
注水開始後，徐々に
水位が回復

10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド外高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−26 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（遅れ時間 10 分）

2.6-481200

燃料被覆管最高温度発生（約 706℃）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

原子炉減圧による二相水位の上昇に伴う一時的な温度の低下（約 35 分）

炉心再冠水により飽和
温度付近まで低下

600
炉心露出による燃料被覆管温度の上昇

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−27 図

燃料被覆管温度の推移（遅れ時間 10 分）

2.6-49

第 2.6−1 表
確認及び操作
外部電源 喪失及 び原子炉
スクラム確認高圧・低 圧注水 機能喪失
確認2.6-50高圧代替 注水系 による原
子炉注水

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（1／3）
手順

原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する配管の中小破断の発生と同時に外部電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉水位による自動起動信号が発生する
が，各ポンプの自動起動失敗或いは各ポンプの系統流量又は吐出圧力の指示が上昇しない
ことにより高圧・低圧注水機能喪失を確認する。

高圧注水機能喪失確認後，高圧代替注水系を起動し，原子炉水位を回復する。

常設設備
非常用ディー
ゼル発電機 ＊
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−−高圧代替注水系−

逃がし安 全弁に よる原子炉急速減圧

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力 ＊残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊高圧代替注水系系統流量
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊

高圧・低圧注水機能喪失確認後，常設低圧代 常設代替交流
替注水系ポンプを 2 台起動し，中央制御室に 電源設備て逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を全開し， 常設低圧代替
原子炉急速減圧を実施する。
注水系ポンプ−
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作

第 2.6−1 表
確認及び操作
低圧代替注 水系（常設）による原子炉注水

2.6-51

代替循環冷 却系による原子炉注水及 び格納容器除熱

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（2／3）

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
逃がし安全弁による原子炉急速減圧により， 常設代替交流 可搬型代替注 原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系（常設）の系統圧力を下回る 電源設備
水中型ポンプ 原子炉圧力 ＊と原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復 常設低圧代替 タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）する。原子炉水位は，原子炉水位低（レベル 注水系ポンプ
原子炉水位（広帯域） ＊３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維 代替淡水貯槽
原子炉水位（燃料域） ＊持する。
軽油貯蔵タン
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ラク
イン用）
可搬型設備用代替淡水貯槽水位
軽油タンク
代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施 緊急用海水系
原子炉圧力（ＳＡ）
する。また，格納容器圧力が 0.245MPa［gage］ 代替循環冷却
原子炉圧力 ＊に到達した場合は，格納容器スプレイを実施 系
ドライウェル圧力する。
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール水温度−
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊代替循環冷却系原子炉注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作
手順

第 2.6−1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

2.6-52

代替格納容 器スプレイ冷
却系（常設 ）による格納
容器冷却

格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
により格納容器冷却を実施する。また，低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。

格納容器圧 力逃がし装置
等による格納容器除熱

格納容器圧力が 0.31MPa［gage］に到達した場
合，格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱を実施する。

＊

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
常設代替交流 可搬型代替注 ドライウェル圧力
電源設備
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力常設低圧代替 タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
注水系ポンプ
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
代替淡水貯槽
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊軽油貯蔵タン
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
ク（常設ライン用）
可搬型設備用
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ラ
軽油タンク
イン用）
代替淡水貯槽水位
格納容器圧力ドライウェル圧力
逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力
耐圧強化ベン
サプレッション・プール水位
ト系
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）−
格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
フィルタ装置圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度
炉心入口サブクール度

約 278℃
約 9℃

熱平衡計算による値
熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

初期条件

2.6-53

料−−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度として設定

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

設計値
設計値（通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定）

第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件

2.6-54

真空破壊装置3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

サプレッション・プール
水位6.983m（通常運転範囲の下限値） 通常運転時のサプレッション・プール水位の下限値として設定

サプレッション・プール
水温度

32℃

通常運転時のサプレッション・プール水温度の上限値として設定

格納容器圧力5kPa［gage］

通常運転時の格納容器圧力を包含する値

格納容器雰囲気温度

57℃

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度）として設定

外部水源の温度35℃

年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

事故条件

起因事象

再循環系配管の破断
破断面積は約 3.7cm２

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能，低圧注水機能
及び原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源なし真空破壊装置の設定値

中小破断ＬＯＣＡに対する条件を下記に基づき設定
・破断箇所は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部配管とし，液相部配管はシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないことから，原子炉圧力容器に接続される配管の中で接続位置が低く最大口径となる配管を選定
・破断面積は炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，事故シーケンスグルー
プ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事象進展の特徴を代表できる破断面積として
約 3.7 ㎝ ２ を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系並びに低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設
定原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源なしの場合は給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，外部電源なしを設定
また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは原子炉水位低（レベル３），再循環系ポ
ンプトリップは原子炉水位異常低下（レベル２）にて発生するものとする

第 2.6−2 表
項目

原子炉スクラム信号

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

原子炉水位低（レベル３）（遅れ時間：1.05 秒）

条件設定の考え方

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

2.6-55

安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）逃がし安全弁の安全弁機能の設計値として設定
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁
逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係から設定第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定

2.6-56

3.0

最大 378m３ ／h で注水（格納容器スプレイ実施前）
低圧代替注水系（常設）

原 子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

4.0

常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台による注水特性

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流 量（ m3 /h）

230m３ ／h（格納容器スプレイ実施中）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

130m３ ／h にて格納容器内へスプレイ

格納容器圧力逃がし装置等

格納容器圧力が 0.31MPa［gage］における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定格納容器圧力逃がし装置等の設計値を考慮して，格納容器圧
力及び雰囲気温度を低下させるのに必要な排出流量として設定

第 2.6−2 表
項

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（5／5）

目

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作

主要解析条件

条件設定の考え方

事象発生 25 分後

中央制御室において，状況判断の時間，高圧・低圧注水機
能喪失の確認時間及び低圧代替注水系（常設）の準備時間を考慮して設定

格納容器圧力 0.279MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力に対する余裕を考慮して設定

格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達時

格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

2.6-57

添付資料 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

1.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の特徴「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管に小破断ＬＯＣＡ又は中破断ＬＯＣＡが発生した後に，原子炉へ注水する機能が喪失するとともに，破断口及び逃がし安全弁からの原子炉冷却材の流出により，原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。よって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，重大事故等対処設備である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。また，低圧
注水機能喪失に伴い残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失を想定することから，代替循環冷却系に期待できない場合は，格納容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施する。
ＬＯＣＡ事象は，破断位置及び破断面積により原子炉冷却材の流出流量や原子炉圧力挙動が変化し，事象進展や評価結果に影響を与えることから，「Ｌ
ＯＣＡ時注水機能喪失」の炉心損傷防止対策の有効性評価における破断位置
及び破断面積の事故条件設定の考え方について以下に示す。

2.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する評価項目「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は格納容器圧力逃がし装置等を使用する事故
シーケンスグループであるため，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位
置、構造及び設備基準に関する規則の解釈」及び「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に基づき，以下の評価項目をいずれも満足する必要がある。
①炉心の著しい損傷が発生するおそれのないものであり，かつ炉心を十添付 2.6.1-1

分に冷却できるものであること(a)

燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること(b)

燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること②格納容器圧力逃がし装置等を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たりおおむね
5mSv 以下）

燃料被覆管温度の最高温度が 1,200℃以下で，①の評価項目を満足する場
合でも，燃料被覆管の最高温度が約 900℃を超え，破裂が発生する燃料棒の割合が 1％を超えると，燃料棒ギャップ中に蓄積した放射性物質が原子炉冷却材中に放出され，破断口及び逃がし安全弁を介して格納容器内に蓄積し，格納容器ベント実施時に環境に放出されることで，非居住区域境界及び敷地境界での実効線量が 5mSv を超過し，②の評価項目を満足しない（添付資料
2.6.7 参照）。また，この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェル
で約 4.8×10３ Gy／h，サプレッション・チェンバで約 4.3×10 ４ Gy／h を超えることから，炉心損傷後の運転手順へ移行する判断基準を上回る。
以上により，炉心損傷防止対策の有効性評価においては，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安とする。

3.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件設定の考え方

3.1

破断位置の事故条件設定の考え方(1)

破断位置の分類
ＬＯＣＡの破断を想定する原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管
添付 2.6.1-2

は，大きく以下の 3 通りに分類することができる。また，原子炉圧力容器に接続する代表的な配管（ノズル）を第 1 表及び第 1 図に示す。
ａ．気相部配管
気相部配管に破断が発生した場合は，液相部配管破断と比較して破断流量は小さくなる。また，原子炉の減圧が促進されることから，低圧の原子炉注水開始が早くなる。
ｂ．シュラウド外の液相部配管
液相部配管に破断が発生した場合は，配管の接続位置が低いほど水頭圧の影響により破断流量は大きくなる。シュラウド外の液相部配管に破断が発生した場合，燃料棒が配置されるシュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発及びジェットポンプ上端からのオーバーフ
ローとなる。このため，シュラウド内に崩壊熱相当の流量で注水することにより，ジェットポンプ上端までのシュラウド内冠水は維持され，炉心冷却は確保される。
ｃ．シュラウド内の液相部配管
シュラウド内の液相部配管に破断が発生した場合，シュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発，ジェットポンプ上端からのオーバーフロー及び破断口からの流出となる。このため，ジェットポン
プ上端までのシュラウド内冠水を維持するためには，崩壊熱相当の流量に破断流量を加えた原子炉注水が必要となる。

添付 2.6.1-3

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

添付 2.6.1-4

主蒸気系配管（出口ノズル）

高圧炉心スプレイ系配管（スプレイノズル）
低圧炉心スプレイ系配管（スプレイノズル）

給水系配管（給水ノズル）

残留熱除去系配管（注水ノズル）

再循環系配管（ジェットポンプノズル）

再循環系配管（出口ノズル）

ほう酸水注入系配管（注水ノズル）

第1図(2)

底部ドレン配管（出口ノズル）

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

破断位置の違いによる影響について
破断位置の違いによる燃料被覆管温度挙動への影響を確認するため，気相部配管として主蒸気系配管（出口ノズル）及びシュラウド内の液相部配添付 2.6.1-5

管として配管高さの低い底部ドレン配管（出口ノズル）にベースケースと同じ約 3.7 ㎝ ２ （0.004ft２ ）の破断面積を設定した場合の感度解析を実施した。原子炉圧力，原子炉水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 2 図に，評価結果の比較を第 2 表に示す。
この結果，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。
また，液相部配管の破断を想定した場合についてはシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。したがって，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環系配管（出口ノズル）の破断を想定していることを考慮し，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，再循環系配管（出口ノズル）を設定した。

第2表

破断位置の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気系配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

破断面積

燃料被覆管最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

3.2

破断面積の事故条件設定の考え方(1)

燃料被覆管の破裂を回避可能な破断面積の範囲

約 616℃
約 617℃2.に示すとおり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安としている。この考え方に基づき，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に添付 2.6.1-6

より燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認し，再循環系配管（出口ノズル）に対して約 9.5cm ２ の破断面積の範囲までは燃料被覆管の破裂発生を防止することが可能であることを確認した。ベースケース（約 3.7cm ２ ）と感度解析ケース（約 9.5cm２ ）との原子炉圧力，原子炉水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 3 図に，感度解析の結果を第 3表に示す。
第 3 図に示すとおり，ベースケースと感度解析ケースとでは，事象進展に有意な差が生じるものではない。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水）の操作条件（事象発生の 25 分後）は，
10 分間の状況判断の後に高圧炉心スプレイ系等の手動起動を試みる操作など一連の操作時間を考慮して設定したものであり，パラメータを起点とした条件設定としていないことから，破断面積の違いによる影響はない。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有(2)

有効性評価における破断面積の事故条件の設定
有効性評価においては，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）に対して評価上の操作時間余裕を確認している。
再循環系配管（出口ノズル）に対して破断面積の事故条件を燃料被覆管の破裂発生防止が可能な限界である約 9.5cm ２ の破断を設定すると，評価上の操作余裕時間がなくなることから，炉心損傷防止対策の有効性評価では，
添付 2.6.1-7

燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲で事象進展の特徴を代表でき，かつ 10 分程度の操作時間余裕が確保できる破断面積として，再循環系配管（出口ノズル）に対して約 3.7cm２ の破断を事故条件として設定する。
また，約 9.5 ㎝ ２ の破断を想定し，これが運転員等操作の操作時間余裕を考慮せずに，燃料被覆管の破裂発生防止が可能な最大の破断面積となることを確認する。
なお，実際にＬＯＣＡが発生した場合，破断面積を確認することはできないため，運転手順においては，ＬＯＣＡ発生の確認（ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達）後に炉心損傷発生の有無によってその後の対応手順を選択することとしている。また，ＬＯＣＡ時に高圧及び低圧注水機能が喪失する場合の有効性評価は，炉心損傷防止対策としての「ＬＯＣＡ
時注水機能喪失」及び格納容器破損防止対策としての「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」により小破断ＬＯＣＡから大破断ＬＯＣＡまでの範囲を確認している。

(3)

炉心損傷防止対策が有効である破断面積について
気相部配管，シュラウド内の液相部配管及びシュラウド外の液相部配管に対して常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認した。評価結果を第 4 表並びに第 4 図及び第 5 図に示す。
この結果，低圧代替注水系（常設）による炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積の範囲は以下のとおりとなる。
ａ．主蒸気系配管（出口ノズル）（気相部配管）：約 224cm ２ 以下
ｂ．再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）：
約 9.5cm２ 以下
添付 2.6.1-8

ｃ．底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）：
約 9.2cm２ 以下
確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）では，ＮＵＲＥＧ−1150の定義と同様にＬＯＣＡを第 5 表のとおり分類しており，5inch（約 127cm
２）以上の配管破断は大破断ＬＯＣＡと定義されることから，炉心損傷防止対策が有効に実施可能な気相部配管の破断面積は大破断ＬＯＣＡ相当となる。一方，液相部配管破断は炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積は小さいが，原子炉冷却材の流出が長期的に継続すること及び原子炉の高圧状態が維持されるための原子炉減圧が必要となることから，事象進展の厳しさとしては中破断ＬＯＣＡ相当となる。

第4表

破断面積の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気系配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環系配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

第5表

破断面積
約 224 ㎝ ２
約 225 ㎝ ２
約 9.5 ㎝ ２
約 9.6 ㎝ ２
約 9.2 ㎝ ２
約 9.3 ㎝ ２

ＬＯＣＡ関連事象の分類定義

事象分類

状態定義

漏えい

常用系（ＣＲＤポンプ等）で補給可能な範囲

小破断
ＬＯＣＡ

ＲＣＩＣで注水可能な範囲

中破断
ＬＯＣＡ

小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯ
ＣＡの中間範囲

大破断
ＬＯＣＡ
ＤＢＡ超過
ＬＯＣＡ

事象発生により原子炉が減圧状態になる範囲
設計基準事象でのＬＯＣＡを超える範囲

添付 2.6.1-9

破裂の有無
無
有
無
有
無
有

気相部配管（主蒸気系配管）

シュラウド外の液相部配管（再循環系配管）
10

10

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）4（MPa[abs]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力

6

6

4

（MPa[abs]）

2

2

0

10

20

30

40

50

10

20

30

40

50

0

60

20

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
シュラウド内（炉心下部プレナム

燃料 有効 長 底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5（ｍ）

燃料 有効 長 底部

0

10

20

30

40

50

10

20

事故後の時間（min）

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 338℃ ）

600

30

40

50

（℃）

400

20

30

10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

40

50

0

10

20

800

600

（℃）

400

第2図

40

50

60

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 617℃ ）

800

600

400

200

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

30

1000
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）060

燃料有効長底部

1200

0

0
10

レベル 2

事故後の時間（min）

200

200

0

レベル 3

60

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

800

60

レベル 8

事故後の時間（min）

1200

50

0

0

60

40

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

0

30

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

レベル 8

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

（ｍ）

20

事故後の時間（min）

20

5

10

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

15

4

0

0

60

6

2

0

0

（℃）

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機能）
7 弁に よる 手 動減 圧（25 分）

88（MPa[abs]）

シュラウド内の液相部配管（底部ドレン配管）

破断位置の違いによるパラメータ推移の違いの比較
添付 2.6.1-10

0

10

20

30
事故後の時間（min）

40

50

60

破断面積：約 3.7cm２

破断面積：約 9.5cm２
10

10

逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃がし安全弁（自動減圧機 能 ）7 弁による手動減圧（25 分 ）
8

8
原子炉圧力

原子炉圧力
（MPa[abs]）

64（MPa[abs]）

6

4

2

2

0

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

20

50

60

20

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
シュラウド内（炉心下部プレナム

5

燃料 有効 長底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）原子炉水位（シュラウド内外 水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

（ｍ）

0

10

20

30

40

50

レベル 8
レベル 3
レベル 2

15

レベル 1
燃料 有効 長頂部

10

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（高 出力 燃 料集 合体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5
（ｍ）

0

燃料 有効 長
底部

0

60

0

10

20

事故後の時間（min）

30

40

50

60

事故後の時間（min）

1200

1200

1000

1000

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃）
燃料被 覆管温度

燃料被覆管温 度（℃）

40

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

800

600

（℃）

400

200

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 842℃ ）

800

600

400

200

0

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第3図

0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

破断面積約 3.7cm２ と約 9.5cm ２ とのパラメータ推移の比較

添付 2.6.1-11

50

60

10

8

原子炉圧力

6

4

（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 887℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

第4図２

主蒸気系配管に約 224cm の破断面積を設定した場合

添付 2.6.1-12

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）8

原 子 炉圧 力（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 846℃ ）1000

燃 料 被覆 管 温 度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

第5図

原子炉圧力容器底部ドレン配管に約 9.2cm２ の破断面積を設定した場合
添付 2.6.1-13

(4)再循環系配管の破断に伴う炉心損傷の発生頻度について
原子炉冷却材圧力バウンダリの溶接箇所における配管の破断により，Ｌ
ＯＣＡが発生することを想定し，かつ非常用炉心冷却系によるＬＯＣＡ発
生後の事象緩和に期待できないものとして，以下の式により炉心損傷頻度を算出した。
配管の破断による炉心損傷頻度
配管の機能維持に係る溶接線数
各LOCA発生頻度 各LOCA 発生時の条件付き炉心損傷確率
原子炉冷却材圧力バウンダリでの全溶接線数

各系統の配管口径別の溶接線数と炉心損傷頻度を第 5 表に示す。なお，
ＬＯＣＡ発生頻度及び全非常用炉心冷却系機能喪失確率はＰＲＡで用いた値を使用した。

第5表
系統

溶接
線数 ※１

各系統における溶接線数とＬＯＣＡ後炉心損傷頻度
小破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
1.3×10−５− ※２
7.2×10−６− ※２
7.2×10−６− ※２
8.0×10−６− ※２−６
8.0×10− ※２−６
8.0×10− ※２
7.4×10−５ 1.5×10−４

炉心損傷
頻度
(／炉年)
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
1.1×10−８

溶接
線数 ※ １

中破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
8.4×10−６−※２
4.8×10−６−※２
4.8×10−６−※２
5.3×10−６−※２−６
5.3×10−※２−６
5.3×10−※２
4.9×10−５ 1.5×10−４

RCIC
33
33
HPCS
19
19
LPCS
19
19
RHR-A
21
21
RHR-B
21
21
RHR-C
21
21
PLR
193
193
底部
118
4.5×10−５
− ※２
− ※２
118
3.0×10−５
−※２
ﾄﾞﾚﾝ
その他
の原子
炉冷却
342
1.3×10−４
− ※２
− ※２
342
8.7×10−５
−※２
材圧力
バウン
ダリ
合計
787
3.0×10−４787
2.0×10−４※1：溶接線数はクラス 1 機器の検査カテゴリ B-F 及び B-J から抽出。
※2：再循環系配管の破断による炉心損傷頻度の算出には不要であるため，記載を省略した。

炉心損傷
頻度
(／炉年)
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
7.4×10−９−※２−※２

再循環系配管の破断によりＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系による事象緩和ができず，炉心損傷に至る頻度は 1.8×10−８ ／炉年である。なお，
破断面積約 9.5cm２ 以下のＬＯＣＡは炉心損傷防止が可能であるため，実際添付 2.6.1-14

に炉心損傷に至る頻度は 1.8×10 −８ ／炉年より小さくなる。
また，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難である大破断ＬＯＣＡについては，ＰＲＡにおいて，炉心損傷頻度を 3.0×10−９ ／炉年としている。なお，気相部配管の破断面積224cm２ 以下のＬＯＣＡは，炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 3.0×10−９ ／炉年より小さくなる。したがって，再循環系
配管の破断により発生するＬＯＣＡで炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものであると整理される。

(5)

国内外の先進的な対策との比較
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対しては，炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難であることから，審査ガイドに基づき,「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する重大事故等対策である低圧代替
注水系（常設）が国内外の先進的な対策と同等であることを確認する。
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対して炉心損傷防止対策を有効に実施するためには，ＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段が必要となる。東海第二発電所と国外のプラントで講じられている炉心損傷防止対策の比較を第 6 表に示す。
第 6 表に示すとおり，国外プラントにおいてＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段については確認されなかった。
なお，東海第二発電所の重大事故等対策のうち高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象初期において重要な高圧注水機能の多重添付 2.6.1-15

性向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

添付 2.6.1-16

第6表
事故シーケンス
グループ
ＬＯＣＡ時注水機能喪
失

機能
炉心冷却

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する国外プラントと東海第二発電所における炉心損傷防止対策の比較

東海第二発電所
・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注入ポンプ
ンプ(ＲＨＲ経由)
・高圧サービス水系（Ｒ ・サービス水系（ＲＨＲ
経由）
ＨＲ経由）
・ＲＨＲＳＷ (ＲＨＲ経 ・復水ポンプ（給水ポン
プバイパスライン追由)設）・制御棒駆動機構ポンプ
・インターナルポンプ・・復水ポンプシール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ドレンポンプ（ＲＨＲ
経由）
・1 次系満水ポンプ
・可搬型ポンプ

・可搬型消火ポンプ（サービス水系-ＲＨＲ経
由）

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

添付 2.6.1-17

スウェーデンフィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源あり）−

・可搬型ポンプ−対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
これらの代替炉心冷却手段のポンプの吐出容量は，最大でも 300m３／h 程度であり，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段とは考えにくい。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。
これらの対策のうち，高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事
象初期において重要な高圧注水機能の多重性向上
及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，格納容器圧力が 0.31MPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。
【格 納容 器 圧力 逃が し装 置 】⑥耐圧強化ベント系を用い た排 気 筒放 出

②原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行

添付 2.6.2-1①b)原子炉冷却材中FP（初期存在量）

希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）

耐圧 強化
ベン ト系

⑤格納容器圧力逃がし装置を用 いた 放 出（ 地上 放 出として 評価 ）

⑤大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq−−

約 4.7×10 １ ２ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

−

50

100

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ １ Bq（※ ３）

【耐 圧強 化 ベン ト】
希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①a)追加放出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置④格納容器圧力逃がし装置によ る除 染サプレッション・プール

気象 条件

実効 線量

①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数

約 6.0×10 １ ５ Bq

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)−−

約 4.7×10 １ ２ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

約 1.0×10 １ ２ Bq
約 2.1×10 １ ３ Bq
約 1.5×10 １ ４ Bq
⑥大 気へ の 放出 量
（※ ３）
（※ ３）
（※ ３）
※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材 中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ， 保 守 的 にサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） まで の放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 （ 地上 放出 ）耐圧 強化 ベ ント （排 気筒 放 出）
【非 居住 区 域境 界】【非 居住 区 域境 界】−５３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 2.0×10 − ６ s／m ３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 2.9×10 s／m
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 4.0×10 − １ ９ Gy／Bq
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 8.1×10 − ２ ０ Gy／Bq【敷 地境 界 】
【敷 地境 界 】
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 8.2×10 − ５ s／m ３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 2.0×10 − ６ s／m ３
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 9.9×10 − １ ９ Gy／Bq
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 8.0×10 − ２ ０ Gy／Bq
非居 住区 域 境界 ：約 6.2×10 − １ mSv
非居 住区 域 境界 ：約 1.6×10 − １ mSv
敷地 境界：約 4.1×10 − １ mSv
敷地 境界：約 6.2×10 − １ mSv

添付資料 2.6.2③サプ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル のスクラビ ン グ

よう 素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10１１ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 2.3×10 １１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベント系から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

耐圧強化ベント系から放出されるよう素
約 3.7×10１３ Bq※（Ｉ−131 等価量 約 2.2×10１３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5

別紙 1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における線量評価について

1.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価では，周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たりおおむね 5mSv 以下）を確認することとしており，これは，安全評価指針 ※１ に基づく設計基準事故の線量評価における判断基準と同様となっている。
安全評価指針に基づく事故時の線量評価は，周辺公衆への放射線の影響を評価する観点から，従来から非居住区域境界に線量評価点を設定し評価しており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価についても非居住区域境界における評価を行っている。
また，有効性評価ガイド ※ ２ では，「敷地境界で実効線量を評価」するとしており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，東海第二発電所の敷地（東海発電所含む。）境界に線量評価点を設定し，線量評価を行っている。

2.

線量評価点の設定について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器ベント実施時の非居住区域境界及び敷地境界の線
量評価を行った。
放出源は，格納容器圧力逃がし装置によるベントにおいては原子炉建屋屋
上にある格納容器圧力逃がし装置排気口，耐圧強化ベント系によるベントにおいては排気筒とし，放出源を中心とした 16 方位（海側方位を除く。）における非居住区域境界及び敷地境界に線量評価点を設定した。非居住区域境界※１ 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針※２ 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価
に関する審査ガイド

添付 2.6.2-6

の線量評価点を第 5 図及び第 6 図に示す。また，敷地境界における線量評価
点を第 7 図及び第 8 図に示す。

3.

線量評価結果について
非居住区域境界及び敷地境界における陸側方位の線量評価結果のうち，最大の線量となる方位の線量評価結果を第 1 表に示す。また，操作時間余裕を把握するために実施した原子炉注水が 25 分遅れた場合の線量評価結果を第 2表に示す。
耐圧強化ベント系によるベントにおいては，最大の線量となる方位の評価
距離に大きな違いがないため，線量評価結果に影響はない。また，格納容器逃がし装置によるベントにおいては，評価距離の短縮により，敷地境界における線量が増加するが，有効性評価ガイドに基づく周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクに対する判断基準である 5mSv を満足している。

第1表「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

Ｗ

530m

6.2×10−１ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

6.2×10−１ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.6×10−１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

4.1×10−１ mSv

添付 2.6.2-7

線

量

第2表

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果（原子炉注水が 25 分遅れた場合）

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

線

量

非居住区域
境界

Ｗ

530m

4.4×10０ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

4.4×10０ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.1×10０ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

2.8×10０ mSv

また，炉心損傷防止対策の有効性評価では，上記以外に「格納容器バイパ
ス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）
についても周辺公衆への放射線の影響を確認しており，非居住区域境界及び敷地境界における線量評価結果は第 3 表のとおりであり，判断基準である
5mSv を満足している。

第3表
放出源

原子炉建屋

ＩＳＬＯＣＡ時の線量評価結果
評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.2×10−１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

3.3×10−１ mSv

添付 2.6.2-8線量

※放出源を
（海側方

とした
除く。
）に設定

第 5 図 「耐圧強化ベント系によるベント」における非居住区域境界の線量
添付 2.6.2-9

格納容器圧逃がし

※放出源を
（海側方

第6図

置排気口

とした
除く。
）に設定

「格納容器圧力逃がし装置によるベント」の非居住区域境界の線量
添付 2.6.2-10

※

添付 2.6.2-11
第 7 図 「耐圧強化ベント系によるベント」における敷地境界の線量評価点

出源を中心とした

出源を中心とした

添付 2.6.2-12
第8図「格納容器圧力逃がし装置によるベント」における敷地境界の線量評価点

別紙 1

参考 1

重大事故に至るおそれがある事故における非居住区域境界の線量評価について

重大事故に至るおそれがある事故の線量評価において，隣接事業所（国立研
究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「ＪＡＥＡ」という。），国立大学法人東京大学及び公益財団法人核物質管理センター）の非居住区域を含めた区域の境界に線量評価点を設定し，評価を行っている。
東海第二発電所では，既許可申請書における事故時の線量評価においては，
従来から非居住区域境界に線量評価点を設定しており，新規制基準で求められている設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故の線量評価においても以下の理由から非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。

1.

既許可申請書における線量評価点について
当初申請においては，原子炉立地審査指針（以下「立地指針」という。）に基づく立地評価を行っており，立地評価では，周辺公衆の離隔に関する評価として，公衆が原則として居住しない区域（非居住区域）外で周辺の公衆に
放射線障害を与えないことを確認するとしている。
周辺監視区域内は，法令により人の居住を禁止すること，業務上立ち入る者以外の者の立ち入りを制限することとなっていることから，東海第二発電所の敷地を取り囲むように設定されているＪＡＥＡの周辺監視区域内も含めた非居住区域に，線量評価点を設定し，事故時の線量評価を行っている。
（参
考 2 参照）
また，後に定められた「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価指針」という。）に基づく安全設計評価においては，
事故時の周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを添付 2.6.2-13

確認するとしているが，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，立地評価の考え方と同等であり，東海第二発電所においては，安全設計評価における線量評価点についても非居住区域境界とした。

2.

新規制基準に係る変更申請における線量評価点について
現在も，線量評価点の考え方は当初申請から変わりがないことから，東海
第二発電所の隣接事業所（ＪＡＥＡ，国立大学法人東京大学及び公益財団法
人核物質管理センター）の非居住区域（周辺監視区域）境界を線量評価点としている。
新規制基準で求められている評価である，設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故においても周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリ
スクを与えないことを確認することとしており，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，従来からの考え方から変わりがないことから，
非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。（参考 3 参照）

3.

ＪＡＥＡとの整合性について
ＪＡＥＡの試験研究炉等（ＮＳＲＲ，ＳＴＡＣＹ，ＪＲＲ−３等）の原子炉に係る原子炉設置許可申請書の事故時の評価においても，東海第二発電所の線量評価点の設定と同じ考え方から，東海第二発電所と同様に周辺施設を含めた，非居住区域境界に線量評価点を設定し評価を行っている。

添付 2.6.2-14

別紙 1

参考 2

東海第二発電所の敷地及び非居住区域について

昭和 30 年代に東海発電所は，現在の国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構（以下「ＪＡＥＡ」という。）の敷地内に当社が土地を取得し，建設が進められ，敷地境界に周辺監視区境界が設定された。（参考第 2-1 図参照）
昭和 40 年代に東海第二発電所は，東海発電所の敷地及び周辺監視区域内に設置することとし，建設資機材置場を設置する場所を確保するために，仮設用地として東海発電所から北側のＪＡＥＡの土地を借用することとした。この際に，建設資機材置場を含めた敷地を周辺監視区域とすることとし，東海発電所の周辺監視区域を北側に東海第二発電所から約 540m 地点，西側は国道 245 号線沿いまで拡大し，ＪＡＥＡの周辺監視区域を含めて非居住区域とした。
（参考第 2-2
図参照）
その後，東海発電所から北側の敷地については，一部を除き当社が土地を取得し，現在の敷地及び周辺監視区域となり，隣接事業所の周辺監視区域を含めて非居住区域とした。（参考第 2-3 図参照）

添付 2.6.2-15

添付 2.6.2-16
参考第 2-1 図

東海発電所
申請許可時
（昭和 30 年代）

参考第 2-2 図

東海第二発電所
当初申請時（昭和 40 年代）

参考第 2-3 図

東海第二発電所
新規制補正申請時（平成 29 年）

東海及び東海第二発電所の周辺監視区域境界

東海及び東海第二発電所敷地

隣接事業所の周辺監視区域境界

隣接事業所敷地

非居住区域境界材仮設用地
東海第二発電所建設資機材仮設用地

別紙 1

参考 3

既許可申請書の線量評価点について

東海第二発電所の既許可申請書における線量評価においては，東海発電所及び東海第二発電所に隣接する事業所（国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構，国立大学法人東京大学及び公益財団法人核物質管理センター）の非居住区域を含め，参考第 3-1 図及び参考第 3-2 図に線量評価点を示すとおり，その境界に線量計算点を設定し，放出された放射性物質による線量が最大となる地点を選定している。

添付 2.6.2-17

参考第 3-1 図の線量評価※放出源を 心とした
（海側方位 除く。
）に設定

添付 2.6.2-18

参考第 3-2 図※放出源を中 とした（海側方位を く。
）に設定

添付 2.6.2-19

別紙 1

参考 4

非居住区域内の来訪者等について

東海第二発電所及び隣接事業者の非居住区域内には資機材運搬，会議等で立入る者がいるが，非居住区域（周辺監視区域）の入域に当たっては業務上立入ることを確認しており，立入者の人数，所在等を把握しており，事業者の指示に従い行動することになる。また，事故等の際には，非居住区域内の立入者の不要な被ばくを避けるために，非居住区域外への退避等の必要な対処を迅速に行うこととなる。
具体的な対応については，各事業所が原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）に基づき定めている，原子力事業者防災業務計画（以下「防災業務計画」という。）に記載されており，防災業務計画には，発電所敷地内の原
子力災害活動に従事しない者及び来訪者等の退避に当たっては，退避誘導員を配置し，退避場所への退避が迅速かつ適切に行えるように特に配慮することとしている。
なお，東海第二発電所と隣接事業所においては，緊急事態が発生した場合における各事業所の相互協力のための「原子力事業所安全協力
協 定 （ 東 海 ノ ア 協 定 ）」 を 締 結 し て お り ， 事故等が発生した場合には相互に連絡を取り対応を行うこととしている。また，「 東 海 ノ ア 協 定 」に 基 づ き ，
緊急事態を想定した総合訓練を定期的に行っており，通報連絡を迅速に行うことができることを確認している。
上記から，東海第二発電所の事故等の際には，隣接事業者への連絡通報を迅速に行うことができ，隣接事業所においても，非居住区域内の来訪者等について退避等の必要な対応を速やかに行うことができる。
また，事故等の際に原子力災害の発生，拡大防止に必要な施設維持等の業務を行う原子力防災要員等については，非居住区域内にとしてとどまる可能性が添付 2.6.2-20

ある。原子力防災要員等においては，放射線の環境状況により判断することとなるが，既設の放射線管理設備により放射線業務従事者の線量限度，緊急作業時の線量限度等に基づき放射線管理を行い対応することが可能である。

別紙 1

添付 1

原子力事業者安全協定（東海ノア協定）

別紙 1

添付 2

協定発足の経緯

別紙 1

添付 3

協定加盟事業者

添付 2.6.2-21

別紙 1

添付 2.6.2-22

添付 1

添付 2.6.2-23

別紙 1

添付 2

協定の発足の経緯

ウラン加工工場の臨界事故を契機として，原子力施設の安全性向上には，原子力事業所の一層の自主努力と相互協力が必要との気運が高まったことに鑑み，
東海村，大洗町，旭村（現鉾田市），那珂町（現那珂市）及びひたちなか市に所在する

２１（現１８）の原子力事業所が相互に協力し，各事業所の施設の安全確保と従業員の資質の向上を図るとともに，その施設において緊急事態が発生した場合に各事業所が相互に協力することを目的として平成１２年１月２０
日付けで「原子力事業所安全協力協定」を締結しました。 「原子力事業所安全協力協定」を締結した２１（現１８）の原子力事業所が所在する市町村名の東海村と那珂町（現那珂市），大洗町，旭村（現鉾田市）及びひたちなか市のアルファベットの頭文字「ＮＯＡＨ」から東海ノアと称し，この協定を「東海ノア協定」とも呼んでおります。
（原子力事業所安全協力協定ＨＰより）添付 2.6.2-24

別紙 1

添付 3

加盟事業所の一覧（原子力事業所安全協力協定ＨＰより（平成 28 年 7 月 1 日現在））

公益財団法人核物質管理センター
原子燃料工業株式会社
株式会社

東海事業所

ジェー・シー・オー

住友金属鉱山株式会社

グループ事業管理室

創薬支援事業部

技術センター

創薬支援センター

工学系研究科原子力専攻

東北大学金属材料研究所
日揮株式会社

東海事業所

経営企画部

積水メディカル株式会社
東京大学大学院

東海保障措置センター

附属量子エネルギー材料科学国際研究センター

技術研究所

日本核燃料開発株式会社
日本原子力研究開発機構

原子力科学研究所

日本原子力研究開発機構

核燃料サイクル工学研究所

日本原子力研究開発機構

大洗研究開発センター

量子科学技術研究開発機構

那珂核融合研究所

日本原子力発電株式会社
日本照射サービス株式会社

東海事業本部

東海発電所・東海第二発電所

東海センター

ニュークリア・デベロップメント株式会社
三菱原子燃料株式会社
三菱マテリアル株式会社 エネルギー事業センター

那珂エネルギー開発研究所※下線の事業所が東海第二発電所隣接事業所

添付 2.6.2-25

別紙 2
格納容器内の放射性物質による直接線・スカイシャイン線の影響について

設計基準事故の「原子炉冷却材喪失」における格納容器内の線量率は，炉心損傷判定図から最も高い事象初期においても 10Sv／h 以下である。
また，格納容器を囲む 190cm のコンクリートによる減衰を考慮すると，格納容器外表面における線量率は，最低でも 6 桁減衰され，0.01mSv／h 以下である。
さらに，原子炉建屋等による減衰や格納容器外表面から線量評価点までの距離を考慮すると，その値はさらに小さくなり，耐圧強化ベント系によるベント
時の非居住区域境界での実効線量の約 6.2×10 −１ mSv と比較しても，無視できるほど小さい。

第9図

炉心損傷判定図

添付 2.6.2-26

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価に対する指針との対比について

表

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。
これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，
I-131 等価量で約 4.7×10１２ Bq となる。

添付 2.6.3-1ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出
量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値 ※ である 2.22×10１４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう
素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについてはγ線実効
エネルギ 0.5MeV 換算値で約 6.0×10 １ ５ Bq，よう素については
I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。

「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(7) 事象発生前の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は、運転上許容される I-131 の最大濃度に相当する濃度とし、その組成は拡散組成とする。蒸気相中のハロゲン濃度は、液相の濃度の 2％とする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガス
についてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

添付資料 2.6.3※：過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当たりの追加放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場
合，熱出力 1,000MW 当たりの I-131 の追加放出量の平均値に当たる値は 2.78×10
１３
Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これ（1Ci＝3.7×10１に余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。
０
Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所 事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

下線：対応箇所
安全審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(3) 事象発生前の原子炉冷却材中の格分裂生成物の濃度は、3.3.2 又は
3.3.3 の場合と同様に仮定する。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。

添付 2.6.3-2

ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう
素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバ
される割合は 2％とする。

安全審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(5) この事象により、希ガス及びよう素は、原子炉格納容器内に放出されるものとする。燃料棒から原子炉格納容器内に放出されたよう素の
うち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。無機
よう素については、50％が原子炉格納容器内部に沈着し、漏えいに寄与しないものとする。さらに、無機よう素が、原子炉格納容器スプレ
イ水によって除去され、あるいはサプレッションプール水に溶解する効果を考慮することができる。この場合、除染率、気液分配係数等は、実験に基づく値とするか、あるいは十分な安全余裕を見込んだ値とする。有機よう素及び希ガスについては、これらの効果を無視するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。希ガス
は、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁等を介して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格
納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。

添付 2.6.3-3
ｆ．サプレッション・チェンバでのスクラビング等による核分裂生成物の除去効果については考慮しないものとする。また，核分裂
生成物の自然減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。

安全審査指針・「逃がし安全弁を介し崩壊熱相当の蒸気に同伴」について「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(12) 主蒸気隔離弁閉止後は、残留熱除去系あるいは逃がし安全弁等を通して、崩壊熱相当の蒸気が、サプレッションプールに移行するものとする。
・各核種の移行量について「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機
よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素の
うち 10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。
希ガスは、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋
内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂
生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

表

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

添付 2.6.3-4

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｇ．敷地境界及び非居住区域境界における実効線量は，内部被ばく
による実効線 量及び外 部被ばく による実効線量の和として計算
し，よう素の内部被ばくによる実効線量は，主蒸気隔離弁閉止後のよう素の内部被ばくによる実効線量を求める以下の式(1)で，また，希ガスのガンマ線外部被ばくによる実効線量は，放射性気体
廃棄物処理施設の破損時の希ガスのガンマ線外部被ばくによる実効線量を求める以下の式(2)で計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ(1)Ｒ：呼吸率（m３ ／s）
呼吸率Ｒは，事故期間が比較的短いことを考慮し，小児の呼吸率（活動時）0.31m３ ／h を秒当たりに換算して用いる。
Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量（1.6×10−７ Sv／Bq）
χ／Ｑ：相対濃度（s／m３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量−小児実効線量係数換算）
Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ(2)Ｋ：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）
Ｄ／Ｑ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

安全審査指針「安全評価指針 付録Ⅱ」
1. 「事故」における線量評価
1.1 外部被ばくによる実効線量の評価
1.1.1 大気中に放出された放射性物質による実効線量
大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による実効線量は、「気象指針」に従い、放射性物質による空気カーマ
を用いた相対線量に基づいて評価する。空気カーマから実効線量への換
算係数は、1Sv／Gy とする。
また、放射性物質が高温高圧の原子炉冷却材とともに大気中に放出される過程が想定され、放射性物質を含む蒸気雲による被ばくを考慮する必要がある場合には、蒸気雲による被ばくを考慮する必要がある場合には、蒸気雲の形成及び移動速度を安全側に評価するものとする。
なお、ベータ線の外部被ばくによる実効線量は、ガンマ線による実効線量に比べ有意な値とはならないことから評価対象としない。
1.2

内部被ばくによる実効線量の評価
大気中に放出されたよう素の吸入摂取による実効線量は、「気象指針」
に従い、よう素の地表空気中の相対濃度及びよう素 131 等価量に基づいて次式により評価する。なお、計算に用いるパラメータ等は、第 1 表に示す小児（1 才）の値とする。

表

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

添付 2.6.3-5

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｈ．敷地境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 8.2×10−５（s／m ３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）を 9.9×10 −１９（Gy／Bq）とし，耐圧強化ベント系を用いる
場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10−６ （s／m３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）は
8.0×10−２０（Gy／Bq）とする。また，非居住区域境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，
地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10−５ （s／m３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10−１９（Gy／Bq）とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は2.0×10−６（s／m ３ ），相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10−２ ０（Gy／Bq）とする。
※

本評価では，実効放出継続時間は気象データの最小集計単位である 1 時間を使用している。なお，実効放出継続時間は放射性物質の放出率の時間変化を考慮して定めるものであり，短時間であるほど保守的な相対濃度，相対線量となる。

安全審査指針実効線量＝KHe・Ｍ・Ｑe・(χ／Ｑ)
KHe ：I−131 の吸入摂取による小児の実効線量係数
M ：小児の呼吸率
Qe ：よう素の放出量（I−131 等価量）
(χ／Q)：相対濃度
なお、呼吸率については、よう素の放出の状況及び継続時間に応じて選択するものとする。
また、この場合の I−131 等価量 Qe とは I−131 の実効線量係数に対するよう素各同位体の実効線量係数の比を各同位体の量に応じて合算したものをいい、次式により計算する。
(K / K ・
) Q

Q＝
ｅ

Ｈｉ

Ｈｅ

ｉ

ｉ

KHｉ ：各種 i の吸入摂取による小児の実効線量係数
Qｉ ：各種ｉの放出量
第 1 表 よう素による実効線量の評価に使用するパラメータ等
パラメータ等記 号 単 位数 値
核種 i の吸入摂取によるI-131：1.6×10−４
I-132：2.3×10−６
小児の実効線量係数
KHｉ
mSv/Bq I-133：4.1×10−５
I-134：6.9×10−７
I-135：8.5×10−６
３小児の呼吸率m /h0.31（活動時）
M３m /d
5.16（1 日平均）

表
評価条件(2.6

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(11) 環境に放出された核分裂生成物の拡散は、「気象指針」に従って評価するものとする。

添付 2.6.3-6「気象指針Ⅵ.想定事故時の大気拡散の解析方法」
想定事故時の線量計算に用いる放射性物質の地表空気中濃度は、単位放出率当たりの風下濃度(相対濃度と定義する)に事故期間中の放射性物
質の放出率を乗じて算出する。
1. 線量計算に用いる相対濃度(1) 相対濃度は、毎時刻の気象資料と実効的な放出継続期間(放射性物
質の放出率の時間的変化を考慮して定めるもので、以下実効放出継続時間という)をもとに方位別の着目地点について求める。
(2) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。
(3) 線量計算に用いる相対濃度は、前記(2)で求めた相対濃度のうち最大の値を使用する。
2. 相対濃度の計算
相対濃度(χ／Q)は、(Ⅵ―1)式により計算する。

c／Q＝

1 T
(X／Q)ｉ・ｄdｉ ……………………………(Ⅵ―1)
Ti1(χ／Q)：実効放出継続時間中の相対濃度(s／m3 )T：実効放出継続時間(h)(χ／Q)i：時刻 i における相対濃度(s／m3)d δ i ：時刻 i において風向が当該方位 d にあるときd δ i ＝1
時刻 i において風向が他の方位にあるとき dδ＝0

表
評価条件(2.6

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全審査指針「気象指針 付記」
指針は気体状の放射性物質が放出源から数 km に拡散される場合の地
表空気中濃度の算出を中心に記述したものである。指針に明記していな
い事項については、指針の趣旨を踏まえ、当面次のように取り扱うこととする。
1. 放射性雲からのγ線量は、地表空気中農度を用いずに、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをγ線量計算モデルに適用して求める。
想定事故時のγ線量については、相対濃度(χ／Q)の代わりに、空間濃度分布とγ線量計算モデルを組み合わせた D／Q(相対線量と定義する)を使用して指針と同様な考え方により求める。

添付 2.6.3-7

ｉ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。

参考

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）との比較

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（ＳＡ）

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）

耐圧 強化 ベ ント 系を用い た排 気 筒放 出

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を考慮 し な い

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を 考慮

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

耐圧 強化 ベ ント 系
原子炉冷却材中FP（初期存在量）

原子 炉冷 却 材中FP（ 初期 存 在量 ）格 納 容器 圧 力 逃 が し 装置 を用 い た放 出 （ 地 上 放 出と して評 価）

原子 炉建 屋 ガス 処理 系

原子 炉建 屋 ガス 処理 系
格納容器内での沈 着

格納容器内での沈着なし

追加 放出 分 FP

追加 放出 分 FP

格納容器から原子炉建屋への漏えい
率：漏え い なし

格納 容器 圧 力
逃が し装 置格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
0.5％ ／day

格納容器圧力逃がし装置による 除染

サプ レッ シ ョン・プー ルの ス クラ ビン グ
（無 機よ う 素Ｄ Ｆ＝ １０ ０ ）サプレッション ・ プー ル のス ク ラビ ング
によるＤＦを考 慮し ない

添付 2.6.3-8

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 及 び 非 常 用ガ ス
処理 系を 用 いた排気筒放出

添付資料 2.6.4
非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価について

炉心損傷防止対策の有効性評価を確認する事故シーケンスグループのうち，格納容器ベントを実施する「高圧・低圧注水機能喪失」，「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失（以下，「ＳＡ（ＬＯＣＡ）」という。」においては，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を厳しく見積もる観点で，格納容器からの漏えいを考慮しない条件で評価を実施
しており，非居住区域境界及び敷地境界における実効線量評価においてもこの条件を踏襲している。このため，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系
による系外放出を考慮した場合の実効線量評価への影響について，非常用ガス
処理系による系外放出を考慮している設計基準事故の「原子炉冷却材喪失（以下，「ＤＢＡ（ＬＯＣＡ）」という。）」の非居住区域境界の実効線量の評価結果と比較することにより確認した。
ＤＢＡ（ＬＯＣＡ）及びＳＡ（ＬＯＣＡ）の評価条件の比較を第 1 表に，非居住区域境界の実効線量の評価結果の比較を第 2 表に示す。なお，非常用ガス
処理系による系外放出を考慮しているＤＢＡ（ＬＯＣＡ）の評価結果がＳＡ（Ｌ
ＯＣＡ）の評価結果と比較して十分に小さいことを確認する観点から，ＳＡ（Ｌ
ＯＣＡ）の評価結果としてサプレッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を考慮するため実効線量が小さめとなるサプレッション・
チェンバベント時の実効線量を比較対象とする。
第 1 表に示すとおり，ＤＢＡ（ＬＯＣＡ）の方が無機よう素及び有機よう素の格納容器気相部への移行割合は大きくなっているが，放射性物質の系外への放出は格納容器漏えい率及び非常用ガス処理系の換気率に基づく緩やかなものとなっている。このため，ＤＢＡ（ＬＯＣＡ）における実効線量は，ＳＡ（ＬＯＣＡ）における実効線量よりも約 2 桁小さい値となっている。また，サプレ
添付 2.6.4-1

ッション・プールでのスクラビングによる放射性物質の除染効果を見込まない評価としているＳＡ（ＬＯＣＡ）のドライウェルベント時の実効線量の評価に対しては，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出の影響はこれよりも小さくなる。
したがって，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出の影響は，格納容器ベント時の実効線量評価に対して有意な影響を与えないことを確認した。

添付 2.6.4-2

第1表

評価条件の比較
原子炉冷却材喪失（設計基準事故）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器へ
の移行割合

格納容器内
での低減効
果

炉内液相部から気相部への
移行割合

希ガス

100％

100％

有機よう素

10％

100％

無機よう素

約 8.1％

100％

希ガス

炉内から格納容器への移行割合

有機よう素

サプレッショ
ン・プール除
染係数

希ガス

−

有機よう素

−

−

無機よう素

1／10（ＤＦ10）

1／101（分配係数 100）

格納容器内
沈着

希ガス

−

−

有機よう素

−

−

無機よう素

−

1／2
1

100％

無機よう素
−

格納容器気相部への移行割
合比 ※ １

希ガス

1

有機よう素

1

10

無機よう素

1

約 1.7

フィルタベント／非常用ガ
ス処理系による低減効果

希ガス

−

−

有機よう素

1／50（ＤＦ50）

3／100（除去効率 97％）

無機よう素

1／100（ＤＦ100）

3／100（除去効率 97％）

格納容器
漏えい率等

格納容器漏えい率；漏えいなし
格納容器ベント；約 28 時間後に100％放出

格納容器漏えい率：0.5％／day
非常用ガス処理系換気率；
1 回／day

χ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：2.9×10− ５ s／m ３
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：2.0×10− ６ s／m ３

Ｄ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：4.0×10− １９ Gy／Bq
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：8.1×10− ２０ Gy／Bq

大気拡散条件※１※２

非常用ガス処理系（排気筒放出）：8.0×10− ７ s／m ３※２

非常用ガス処理系（排気筒放出）：4.5×10− ２０ Gy／Bq※２

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における格納容器気相部への移行割合を 1 として規格化した値
同じ排気筒放出の場合でも，実効放出継続時間の違いによりχ／Ｑ及びＤ／Ｑの値は異なる。

第2表

非居住区域境界での実効線量評価結果の比較

事故シーケンスグループ等

放出経路
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
耐圧強化ベント系による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
原子炉冷却材喪失（設計基準事故） 非常用ガス処理系による放出

添付 2.6.4-3

実効線量（mSv）
約 7.6×10−２
約 9.8×10−２
約 2.7×10−４燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-4燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 7.0×10１０ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 4.1×10 １０ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-5

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベント系から大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベント系から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※耐圧強化ベント系

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-6燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10
格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベント系から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

耐圧強化ベント系から放出されるよう素
約 5.3×10１２ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 3.1×10 １２ Bq）

耐圧強化ベント系

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-7

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内の希ガス

非常用ガス処理系
換気率：1 回／d

希ガス放出量
約 4.0×10１ ２ Bq

排気筒放出

第5図

原子炉冷却材喪失（設計基準事故）時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-8

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq） ※１

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq） ※１
格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での沈着による低減：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数 100

格納容器内気相中のよう素格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内のよう素

非常用ガス再循環系 ※ ２
換気率：4.8 回／d

非常用ガス処理系 ※２
換気率：1 回／d

よう素放出量 約 8.3×10 ９ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 4.8×10 ９ Bq） ※１

排気筒放出※１：小児実効線量係数換算※２：よう素の除去効率：再循環 90％，外部放出 97％

第6図

原子炉冷却材喪失（設計基準事故）時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-9

添付資料 2.6.5
安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び温度は安定又は低下傾
向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲
気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている
126℃ を 上 回 る こ と は な く ，格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。な お ，除 熱 機 能 として格納容器圧力逃がし装置等を使用するが，敷地境界における実効線量の評
価 結 果 は 約 6. 2× 10 − １ mSv と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ とから，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.6.5-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要現象

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.6.6-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気
液熱非平衡

解析モデル

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する 。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 操作 開 始の 起点 とす 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 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なり ， 原子 炉
水位 挙 動に 影響 を 与え る 可能 性が あ るが ，操 作 手順 （速 や かに 注
水手 段 を準 備す る こと ） に変 わり は なく ，燃 料 被覆 管温 度 を操 作
開始 の 起点 とす 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
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 す るこ とか ら ，破 裂の判 定 とし てベ ス トフ ィ ット 曲線 を 用い る場 合 でも おお む ね保 守
的な 結 果を 与え る もの と 考え る。 仮 に格 納容 器 雰囲 気放 射 線モ ニ
タに よ り炉 心損 傷 を確 認 した 場合 に は， 炉心 損 傷後 の運 転 操作 に
移行 し ，格 納容 器 圧力 逃 がし 装置 等 によ る格 納 容器 除熱 操 作の 起
点が 変 更さ れる 。 しか し なが ら， 本 解析 にお い て格 納容 器 除熱 操
作を 実施 す るの は事 象発 生 の約 28 時間 後 であ り，十 分な 時間 余裕
があ るこ と から 運転 員等 の 判断 ・操 作 に 対し て問 題 とな らな い。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
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 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管最高温度に影響を与える。解析コードは，前述の判定を行
うための燃料被覆管温度を高めに評価することから，おおむね保守的 な結 果 を与 える もの と 考え る。

添付資料 2.6.6

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.6.6-2

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子炉
圧力容器
冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 注 水 系 を 注 水 手
段と して 用 い る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る 必
要の ない 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被 覆
管温 度に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系 の
注水 タイ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性 はないと考え られ る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 616℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

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

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水設備含む。）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 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 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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
向が 確認 さ れて いる 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 は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，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 でき て い るこ とか ら ，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 る代 替 格納 容器 スプ
レイ 冷却 系 （常 設） 及び 格 納容 器圧 力 逃 がし 装置 等 に係 る運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 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 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却系（ 常設 ） 及び 格納 容器 圧 力逃 がし 装 置 等に 係る 運 転員 等操 作時
間に 与え る 影響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 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 傾向が確 認さ れ てい るが ，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不確かさが小さくなるものと推定され，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。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
格納 容器 ベ ン ト に つ い て は ， 設 計 流 量 に 基 づ いて流 路面 積 を 入 力 値 と し て 与 え ， 格 納 容 器 各 領
域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.6.6-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝
達

スプレイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

格納容器ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.6.6-4

定格 流量 と して 設定

燃料

最大線出力密度

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉停
止 後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 され る 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運転
員 等 操 作 時 間 及 び 評 価項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る影
響 は ， 最 大 線 出 力 密 度及 び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） 設 定 点まで の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆら
ぎに よる 水 位低 下量 は約 4cm で あり 非常 に小 さい 。 したが っ て ， 事 象 進 展 に 及ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確 条件 と した 場合 には ，最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩和
され るが ，操 作手 順（ 速 やか に注 水手 段 を 準備 する こ と）に 変 わ り は な く ， 燃 料被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起 点 とす
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 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）設 定点 まで の 原子
炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対 して ゆら ぎに よ る水
位低 下量 は約 4cm で あり 非 常に 小さ い 。した がっ て，事 象
進展 に及 ぼ す影 響は 小さ い こと から ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は なく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 燃 料棒
線出 力密 度 より も小 さく な るた め，燃 料被 覆管 温度 上 昇が緩和 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。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

格納容器圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器
雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納容器体積（ドライウェル）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,058 m ３ 〜
約 4,092m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

原子炉停止後の崩壊熱

初期条件

添付 2.6.6-5

格納容器体積（サプレッション・チェンバ）

条件 設定 の 考え 方

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

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月）に調整 運転 期 間（約 1 ヶ月 ）を 考慮 した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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 る 蒸 気 量 は 少 な く な り，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 緩和 さ れ ， ま た ， 炉 心 露 出 後 の 燃料
被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩和 さ れ ， そ れ に 伴 う 原 子 炉 冷 却材の 放 出 も 少 な く な る こと か ら ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲気
温 度 の 上 昇 が 遅 く な るが ， 操 作 手 順 （ 速 や か に 注 水 手段を 準 備 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 の 開 始 時 間 は 遅く な る 。 た だ し ， ゆ ら ぎ に よ る格
納容 器圧 力 の変 動は 3kPa 程 度と 非 常に 小 さく ，運転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は ， 格 納 容器
ス プ レ イ の 実 施 に 伴 い飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度 の ゆら
ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 する 蒸気 量 は 少な くな り，原 子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，また ，炉 心 露出 後の 燃料 被 覆管
温度 の上 昇 は緩 和さ れ，そ れに 伴う 原 子炉 冷却 材の 放 出も少な くな る こと から ，格 納 容器 圧力 及 び雰 囲気 温度 の 上昇
は遅 くな る が，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 は 格納
容器 ベン ト によ り抑 制さ れ 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。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 圧 力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す 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。 ただ し ，ゆ らぎ によ る 格納 容器 圧 力 の変 動 は 3kPa 程
度と 非常 に 小さ く，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に与 え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，格納 容 器雰 囲気 温 度 は，格納 容器 ス プ
レイ の実 施 に伴 い飽 和温 度 とな り，初 期温 度の ゆら ぎ 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 響は 小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より
大き めの 水 量と なる が，ゆ らぎ の幅 は 非 常に 小さ い。例 えば，サ プ レッ ショ ン・プー ルの 水 量は 3,300m ３ で ある の に
対し ，ゆ ら ぎに よる 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合
は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が って，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 響は 小さ い 。

最確 条件

通常運転時の格納容器圧力を包含する 値と し て設 定

通常運転時の格納容器雰囲気温度（ドライウェル内ガス冷却装置の設計 温度 ） とし て設 定
設計 値

設計 値（通 常 運転 時の サ プレ ッシ ョ
ン・プ ール 水 位の 下限 値 に基 づき 設定）

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 大 き め の 水 量 と な るが ， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い。
例え ば，サプ レッ シ ョン・チ ェン バ液 相 部 の水 量は 3,300m
３であ るの に対 し， ゆ らぎ によ る 水量 変化 は約 42m ３ であり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小さ
い 。 し た が っ て ， 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 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

初期条件

添付 2.6.6-6

サプレッション・
プール水位

6.983m（通常運転 範囲の下限値）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 位の 下 限値 とし て設 定

サプレッション・
プール水温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

通常 運転 時 のサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水 温度 の 上限 値と して 設 定

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

真空破壊装置

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 と 同 等 以 下 と な る 。32℃ の場
合 は ， 解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 等 で あ る こ と か ら 運 転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影響 は な い 。 ま た ，32℃ 未 満の 場 合
は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効 果 が 高 まり
格 納 容 器 圧 力 の 上 昇 は緩 和 さ れ る 。 こ の た め ， 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 運 転 員 等 操 作 の 開 始 は 遅くなる 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，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 響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる サ プレ
ッシ ョン・プー ル 水温 度と 同 等以 下と なる 。32℃ の場 合は ，
解析条件と最確条件は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 はな い。ま た，32℃ 未満 の 場合
は，サプ レッ シ ョン・プ ー ルで の圧 力 抑制 効果 が高 ま り格
納容 器圧 力 の上 昇は 緩和 さ れる 。こ の た め，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温と 同 等 以 下 と な る 。35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条件
は 同 等 で あ る こ と か ら運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はな い 。 ま た ，35℃ 未 満の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ による 圧 力 抑 制 効 果 が 高 まる こ と か ら ， 同 等 の 効 果 を 得 るた
め に 必 要 と な る ス プ レイ 水 量 が 少 な く な り ， 外 部 水 源を用 い た 格 納 容 器 ス プ レイ に 伴 う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール
水 位 の 上 昇 が 緩 和 さ れる こ と か ら ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ
ール水位を操作開始の起点とする操作の開始は遅くなる。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 水 源 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 水 源 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 よ り も 燃 料 容 量 の余裕 は 大 き く な る 。 管 理値 下 限 の 容 量 と し て 事 象 発 生 から
7 日 間 後 ま で に 必 要 な容 量 を 備 え て お り ， 燃 料 は 枯 渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温と同等 以下 と なる 。35℃の 場 合は ，解 析 条件 と最 確条 件 は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 ない 。ま た，35℃ 未満 の 場合 は，格納 容器 スプ レ イによる 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格納 容 器最 高使 用圧 力 に到達した時点で格納容器ベントを実施することに変わりはなく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお む ね格 納容 器ベ ン ト時の圧 力で 決 定さ れる ため ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。

最確 条件

真空 破壊 装 置の 設定 値

年間の気象条件変化を包含する高めの 水温 を 設定

外部水源の水温35℃

35℃ 以下外部水源の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

事故条件

添付 2.6.6-7

起因事象

再循環系配管の破断
破断面積は約 3.7cm ２

安全機能の喪失に対する仮定高圧注水機能．低圧注
水機能及び減圧機能喪失

外部電源

外部電源なし条件 設定 の 考え 方

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

破断箇所は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部配管とし，液相部配管はシュラウ
ド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないことから，原子炉圧
力容器に接続される配管の中で接続位置が 低く 最 大口 径と なる 配 管を 選定
破断面積は炉心損傷防止対策の有効性を確認する上で，事故シーケンスグル
ープ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事
象進展の特徴を代表できる破断面積として約 3.7 ㎝ ２ を設 定

破断 面積 は ，炉心 損傷 防 止対 策の 有効 性 を 確認 する 上 で，
事故 シー ケ ンス グル ープ「Ｌ Ｏ ＣＡ 時 注 水機 能喪 失」の事象 進展 の 特徴 を代 表で き る破 断面 積 で ある約 3.7 ㎝ ２を設 定し て いる 。な お， Ｓ ＡＦ ＥＲ 解 析 によ れば ， 破断
面積 が約 9.5cm 2 ま で は，燃料 被 覆管 破裂 を回 避す る ことがで きる 。 原子 炉急 速減 圧 の開 始時 間 は ，状 況判 断 の時
間， 高圧 ・ 低圧 注水 機能 喪 失の 確認 時 間 及び 低圧 代 替注
水系 （常 設 ）の 準備 時間 を 考慮 して 設 定 して おり ， 破断
面積 の違 い の影 響を 受け な いこ とか ら ， 運転 員等 操 作時
間に 与え る 影響 はな い。破断 面 積が 大き く ，炉心 損 傷（ 燃料被 覆管 破 裂を 含む ）に 至る場 合に つい ては ，「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 対 応と なる 。
（添 付資 料 2.6.1）

破断 面積 は ，炉 心損 傷防 止 対策 の有 効 性 を確 認す る 上で ，
事故 シー ケ ンス グル ープ 「 ＬＯ ＣＡ 時 注 水機 能喪 失 」の
事象 進展 の 特徴 を代 表で き る破 断面 積 で ある 約 3.7 ㎝ ２ を設定 して い る。な お，ＳＡ Ｆ ＥＲ 解析 によ れば，破 断面 積が約 9.5cm 2 ま では ， 燃料 被覆 管破 裂 を回 避す るこ と ができ，燃料 被覆 管の 最 高温 度は 約 842℃ とな る。破断 面積 が大き く，炉心 損傷（燃 料被 覆 管破 裂を 含む ）に至 る 場合 につい ては ， 「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） 」 の対 応と な る 。
（添 付資 料 2.6.1）−−

外 部 電 源 が あ る 場 合 を包 含 す る 条 件 設 定 と し て い る ことか ら ， 外 部 電 源 あ り を想 定 す る 場 合 で も ， 事 象 進 展 に与え る 影 響 は 小 さ く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はな
い。

外部電源がある場合を包含する条件設定としていることから ，外 部電 源 あり を想 定 する 場合 で も，事象 進展 に 与える影 響は 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
はな い。

最確 条件

−

−

−

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ
系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系），原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源なしの場合は給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，外部電源なしを設
定
また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉ス
クラムは原子炉水位低（レベル３），
再循環系ポンプトリップは原子炉水位
異常低下（レベル２）にて発生するも
のと する

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項目

添付 2.6.6-8

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉スクラム信号

逃がし安全弁

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全 弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉 手 動減 圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

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

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項目

添付 2.6.6-9

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系
（常設）

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流量：230m ３ ／ h
以上

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

条件 設定 の 考え 方

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

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実 際 の 注 水 量 が 解 析 より 多 い 場 合 （ 注 水 特 性 （ 設 計 値）の 保 守 性 ） ， 原 子 炉 水位 の 回 復 は 早 く な る 。 冠 水 後 の操
作 と し て 冠 水 維 持 可 能な 注 水 量 に 制 御 す る が ， 注 水 後の流 量 調 整 操 作 で あ る こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプ レイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後 に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
実際 の流 量 が解 析よ り多 い 場合 ，格 納 容器 圧力 及び 雰 囲気
温度 上昇 の 抑制 効果 は大 き くな るが ，格納 容器 最高 使 用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等
操作 に変 わ りは なく ，格 納 容器 圧力 の 最高 値は おお む ね格
納容 器ベ ン ト時 の圧 力で 決 定さ れる た め，評価 項目 と なる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必 要な ス プレ イ流 量を 考 慮し，設
定

格納容器圧力逃がし装置等

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力
0.31MPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
0.31MPa[gage]にお いて ）

格納容器圧力逃がし装置等の設計
値を 考慮 し て，格 納容 器 圧力 及び 雰
囲気温度を低下させるのに必要な排出 流量 と して 設定

実 際 の 流 量 が 解 析 よ り多 い 場 合 ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰囲
気 温 度 上 昇 の 抑 制 効 果は 大 き く な る が ， 操 作 手 順 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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.6.6-10

低圧代替注
水系による
原子炉注水
操作（逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作）

事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

中央制御室において，状況判断の時
間，高圧・低圧注
水機能喪失の確認
時間及び低圧代替
注水系（常設）の準備時間を考慮して設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 ，機 器 故 障警 報，平 均出 力領 域計 装 ，系 統
流量 等に て，原 子炉 スク ラ ム等 を確 認 す る。この 事 象初 期の 状況 判 断に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想 定し てい る 。 この 後， 高 圧炉 心ス プレ イ 系及 び
原子 炉隔 離 時冷 却系 の手 動 起動 操作（ 失 敗）とし て 2 分 ，解 析上 考 慮し な
い高 圧代 替 注水 系の 起動 操 作と して 4 分 並び に低 圧 炉心 スプ レイ 系 及び 残留熱 除去 系 （低 圧注 水系 ） の手 動起 動 操 作（ 失敗 ） として 4 分を 想 定し ，余裕 時間 を 含め て 10 分 を 設定 して い る 。よ って ， 高圧 ・低 圧注 水 機能 喪失の 認知 に 係る 確認 時間 と して 余裕 時 間 を含 め て 20 分 を設 定し て おり ，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に影 響を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
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 から ， 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系（常 設）に よる 原子 炉 注 水準 備の 操 作時 間と して 3 分及 び
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 の操 作 時 間と して 1 分を 想定 し，余 裕時 間を含 めて 操 作時 間と して 4 分を 設定 し て いる 。い ずれ も 中央 制御 室 の制 御盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であ り ，操作 所要 時 間が 長く なる 可 能性 は
非常 に低 く，操 作所 要時 間 が操 作開 始 時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
事象 発生 直 後，原子 炉の 停 止確 認後 は 冷 却材 の確 保 とし ての 原子 炉 注水 を最優先に実施するため，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から ，誤 操作 等 が操 作開 始 時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響高圧・低 圧注 水 機能 喪失の認知に係る確認
時間 ，低 圧代 替 注水 系
（常 設）によ る 原子 炉
注水準備の操作時間
及び逃がし安全弁の操作 時間 は，時 間余 裕を含めて設定しているこ とか ら，原 子炉 急
速減圧の操作開始時
間は解析上の設定よりも若干早まる可能性が ある が，状 況判 断
から原子炉減圧操作までは一連の操作として 実施 し，同 一の 運転員による並列操作
はな く，運転 員 等操 作
時間に与える影響も小さ い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定よりも早くなる可能性があり ，そ の 場合 には 燃料被覆管温度は解析
結果よりも低くなること 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。

事象 発生 から 35 分後 （ 操作 開
始時間 10 分程 度 の遅 れ ）ま でに原子炉急速減圧操作を実施
でき れば，燃 料被 覆管 の 最高 温度は約 706℃と なり 1,200℃ 以
下と なる こ とか ら，炉 心 の著 し
い損 傷は 発 生せ ず，評 価 項目 を満足することから時間余裕がある 。また ，燃料 被覆 管 の破 裂も発 生し な いこ とか ら，格納 容器ベント時の非居住区域境界
及び敷地境界での実効線量は
重要事故シーケンスの評価結果 と 同 等 と な り ， 5mSv を 下 回る。 事象 発 生から 50 分 後（ 操作開 始時 間 25 分 程度 の遅 れ ）までに原子炉急速減圧操作を実施 でき れ ば，燃 料被 覆 管の 最
高 温 度 は 約 1,000 ℃ と な り
1,200℃ 以 下 と な る こ と か ら ，
炉心 の著 し い損 傷は 発生 せ ず，
評価項目を満足することから
時間 余裕 が ある 。また ，一部 の燃料被覆管に破裂が発生するが，格 納容 器 ベン ト時 の 非居 住
区域境界での実効線量は約4.4mSv，敷 地 境界 での 実 効線 量は約 4.4mSv であ り ，5mSv を 下回る 。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュ
レータ（模擬操作含む。）
にて訓練実績
を取得。解析
上 に お い ては，起因事象の給水流量の全喪失から高圧・低圧注水機能喪失の認知及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水準備後の原子炉減圧操 作ま で 25分を想定しているところ，
訓練実績は約18 分。 想定 で意図している
運転操作が実施可能なこと確認 した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.6.6-11

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）による格
納容器冷却
操作

格納容器圧力0.279MPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（0.31MPa[gage]）に対する余裕を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また， 格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準 （ 格納 容器 圧 力 0.279MPa[gage]） に到
達す るの は 事象 発生 約 16 時 間後 で あり ，比較 的緩 や かな パラ メー タ 変化 であるこ とか ら，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
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か ら， 操 作開 始時 間に 与 える 影響 は な い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，緩やかな圧力上昇に対して操作所要時間は十分に短く，操作開始時間に影響を及ぼす可能性は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列して実施する場合がある操作は，同一の制御盤による対応が可能である
ことから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。また，代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）は，低圧代替注水系（常設）とポンプ等を共用し てい る が， 常設 低圧 代 替注 水系 ポ ン プ 2 台に よ り原 子炉 注 水と 格納 容器
スプ レイ の 流量 を同 時に 実 施可 能な 流 量 が確 保さ れ てい る。
【操 作の 確 実さ 】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

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 響常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台により格
納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保
され てお り，また，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能 であ る ため ，不 確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く ，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 ，
中央制御室で行う操作で あり ，並列 して 実施する場合がある低圧代 替注 水 系（ 常設 ）による原子炉注水とは同一の制御盤により実施可能であることか ら，他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

常設低圧代替注水系
ポ ンプ 2 台 に よ り 格
納容器スプレイと原子炉注水を同時に実施可能な流量が確保
され てお り，ま た，並列して実施する場合がある操作は同一の制御盤による実施が可能 であ る ため ，不 確
かさ要因により操作開始時間に与える影
響は 小さ く，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 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ開始までの時間は事象 発生 か ら約 16 時
間あ り，準 備 時間 が確保で きる こ とか ら，時間余 裕が あ る。

中央制御室における 操作 の ため ，
シミ ュレ ー タ（ 模擬操 作含 む。） にて訓練実績を取得。訓 練 では， 格
納容器圧力の上
昇傾 向を 監 視し ，
0.279MPa[gage]
到達 時に ，代替 格
納容器スプレイ冷却 系（ 常設） による格納容器冷却操 作を 実 施し ，
操作時間は約 4分。想 定で 意図 している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.6.6-12

格納容器圧
力逃がし装
置等による
格納容器除
熱操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4)
解析上の操作開始条件

格納容器圧力0.31MPa[gage
]到達時

条件設定の
考え方

格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認知】
事故時 には 重 要監 視 パラ メー タ であ る サ プレ ッ ショ ン ・プ ー ル水 位， 格 納容
器圧力 等を 継 続監 視 して おり ， 格納 容 器 ベン ト 準備 の 操作 実 施基 準（ サ プレッション・プ ール 水位 通常 水 位＋ 5.5m）に 到達 する の は事 象発 生の 約 24 時 間
後，格 納容 器 ベン ト の操 作 実施 基 準（ 格 納容 器 圧 力 0.31MPa[gage]） に到 達
するのは 事 象発 生の 約 28 時 間後 で あり ，比較 的緩 や かな パラ メー タ 変化 であることか ら ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に 与え る影 響 はな い。
【要員配 置 】
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 ることから， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移動】
中央制御 室 内で の操 作の み であ り，移動 が 操作 開始 時 間に 与え る影 響 はな い。
【操作所 要 時間 】
中央制 御室 の 制御 盤 のス イッ チ によ る 簡 易な 操 作で あ り， 緩 やか な圧 力 上昇
に対し て十 分 に短 く ，操 作所 要 時間 が 操 作開 始 時間 に 影響 を 及ぼ す可 能 性は非常に小 さ い。
【他の並 列 操作 有無 】
並列し て実 施 する 場 合が ある 操 作は ， 同 一の 制 御盤 に よる 対 応が 可能 で あることから ， 他の 並列 操作 が 操作 開始 時 間 に与 える 影 響は ない 。
【操作の 確 実さ 】
中央制 御室 で の操 作 は， 中央 制 御室 の 制 御盤 の スイ ッ チに よ る簡 易な 操 作であり， 誤操 作 は起 こ りに くい こ とか ら ， 誤操 作 等が 操 作開 始 時間 に影 響 を及ぼす可能 性 は非 常に 小さ い 。
なお， 中央 制 御室 で の操 作に 失 敗し た 場 合は 現 場で の 操作 を 実施 する こ ととしてお り， 操 作の 信 頼性 を向 上 して い る 。た だ し， こ の場 合 ，現 場操 作 に移動を含め 約 75 分 の 操作 開始 時間 遅 れる が 発生 する 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響実態の運転操作においては，炉心損傷前の格納容器
ベントの操作実施基準（格納容 器圧 力 0.31MPa［ gage］）に到達するのは，事象発生の約 28 時 間後 で あり ，格納
容器ベントの準備操作はサプレッション・プール水位の上昇傾向を監視しながらあらかじめ実施可能である。また，当該操作は中央制御室からの遠隔操作により実施可能であることか
ら，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。ただし，格納容器ベント実施時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
約 75 分 程度 操作 開 始時 間が遅れる可能性があるが，格納 容 器 の 限 界 圧 力 は0.62MPa［gage］で ある ことから，格納容器の健全性という点では問題とはならない。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，中央制御室で行う操作であり，並列して実施する場合がある操作とは同一の制御盤により実施可能であることから，他の操作に与える影響はな
い。なお，格納容器ベント
実施時に遠隔操作に失敗した場合においても，現場操作にて対応することから，他の操作に与える影響はない。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等操作条件の格納容器
圧力逃がし装置等による格納容器除熱操
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。 仮に ，格納容器ベント実施
時に遠隔操作に失敗した 場合 は ，現 場操 作
にて 対応 す るた め，約75 分 程 度 操 作 開 始 時
間が遅れる可能性がある 。格 納 容器 ベン ト
操作開始時間が遅くなっ た場 合 ，格 納容 器
圧力 は 0.31MPa[gage]より若干上昇するため，評価 項 目と なる パ
ラメータに影響を与える が，格 納容 器の 限
界 圧 力 は 0.62MPa［gage］で ある こと から，格納 容 器の 健全 性という点では問題とはな らな い 。

操作条件の格納容器
圧力逃がし装置等による格納容器除熱操
作に つい て は，格納 容器ベント開始までの時間は事象発生から約 28 時 間 あり ，準 備
時間が確保できることか ら，時 間余 裕が ある。また ，遠隔 操作 の失敗 によ り ，格 納容 器
ベント操作開始時間が遅れる場合においても ，格 納 容器 圧力 は0.31MPa ［ gage ］ か ら
上昇 する が ，格 納容 器
圧力の上昇は緩やか
であ るた め ，格 納容 器の 限 界 圧 力 0.62MPa［gage］に 至る まで の
時間 は，格 納容 器ス プ
レイを停止した時点の格納容器圧力約
0.243MPa[gage] か ら
0.31MPa[gage] 到 達 ま
での 時間 が約 1 時間 であることを考慮すると ， 0.31MPa[gage] から 0.62MPa[gage]に 到
達す るま でに 5 時間 程度の準備時間が確保
でき ，現 場 操作 に要 する時 間 は 75 分 程度 である こと か ら，時間 余裕が ある 。
（添 付資 料 2.1.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，サプレッション・プール水位の上昇傾向を監視し，通常水位＋5.5m 到 達時 に格 納
容器ベント準備操作を実施し操作時
間は 約 4 分 ，格 納
容器圧力の上昇傾
向 を 監 視 し ，
0.31MPa[gage] 到
達時に格納容器ベント操作を実施し操作 時間 は 約 4 分。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確認し た。
また，格納容器ベ
ントの遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動
時間 を含 め 約 66 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4)

項

解析上の
操作開始条
件

条件設定の
考え方

代替淡水貯
槽を水源と
した注水の
開始時点

代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定

代替淡水貯
槽への補給
開始から適
宜

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

目

代替淡水貯槽への補給操作操
作
条件

添付 2.6.6-13

代替淡水貯槽への補給に用いる可搬型代
替注水中型ポンプへの燃料
給油操作

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ への 給 油 90 分及 び 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プへ の給 油 20 分 ）を 考 慮し て も， 十分 な 時間 余裕 があ 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−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 で 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約98 分で 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.6.7
原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が遅れる こ と で ，常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）による原子炉注水の開始時間が有効性評価における設定よりも遅れた
場合の評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。
なお，解析は，ベースケースと同様に輻射熱伝達を保守的に取り扱
うＳＡＦＥＲコードを使用している。

1.

燃料被覆管破裂を回避可能な範囲での原子炉減圧の時間余裕
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が有

効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 10 分 及 び 25 分 遅 れ た 場 合 の 感 度 解 析
結果を第 1 表に示す。
また，燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手
動 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 が 10 分 遅 れ た 場 合 の 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 水
位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ），燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合の推移を第 2 図から第 5 図に示す。
第 1 図 に 示 す と お り ， 10 分 の 遅 れ 時 間 を 想 定 し た 場 合 で も ， 燃 料
被覆管の破裂は発生しないことから，運転員による原子炉減圧操作に は 少 な く と も 10 分 程 度 の 時 間 余 裕 は 確 保 さ れ て い る 。

添付 2.6.7-1

2.

燃料被覆管に破裂が発生した場合の非居住区域境界及び敷地境界
での実効線量評価
炉心損傷防止対策の有効性評価においては，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないことを考慮し，燃料被覆管の破裂が発生しないことを目安としている。
一方で，実際の炉心は線出力密度の異なる燃料棒から構成されて
おり，線出力密度の高い一部の燃料棒のみに破裂が発生し，その他の燃料棒には破裂が発生しない場合もある。一部の燃料棒に破裂が発生しても，炉心全体に対する破裂割合が低い場合には，非居住区
域 境 界 及 び 敷 地 境 界 で の 実 効 線 量 が 評 価 項 目 で あ る 5mSv 以 下 と な ることが考えられる。よって，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 が 有 効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 25 分 遅 れ ，
線出力密度の高い一部の燃料棒に破裂が発生するとした場合の非居住 区 域 境 界 及 び 敷 地 境 界 に お け る 実 効 線 量 を 評 価 し た 。具 体 的 に は ，
燃料棒線出力密度の違いによる燃料被覆管の破裂発生の有無を解析に よ り 確 認 し ， 許 認 可 で 想 定 す る 代 表 的 な ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡
炉心において，破裂が発生する燃料棒線出力密度を超える燃料棒本
数から炉心全体に対する燃料棒の破裂発生割合を設定し，この破裂発生割合を考慮した非居住区域境界及び敷地境界での実効線量を評価した。評価結果を第 2 表及び第 3 表に示す。
評 価 の 結 果 ， 25 分 の 減 圧 操 作 遅 れ を 仮 定 し た 場 合 に は ， 燃 料 棒 線
出 力 密 度 が 約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 に 破 裂 が 発 生 し ， そ の 割 合は 全 燃 料 棒 の 約 0.2％ と な る 。こ れ を 踏 ま え て ，実 効 線 量 の 評 価 に お
い て は ，保 守 的 に 全 燃 料 棒 の 1％ に 破 裂 が 発 生 す る も の と す る と ，非居 住 区 域 境 界 及 び 敷 地 境 界 で の 実 効 線 量 の 最 大 値 は 約 4.4mSv と な り ，
添付 2.6.7-2

評 価 項 目 で あ る 5mSv を 下 回 る 。 な お ， こ の 場 合 に は ， 格 納 容 器 内 空
間 線 量 率 が ド ラ イ ウ ェ ル で 最 大 約 4.8×10 ３ Gy／ h，サ プ レ ッ シ ョ ン ・チ ェ ン バ で 最 大 約 4.3×10 ４ Gy／ h と な り ， 炉 心 損 傷 後 の 運 転 操 作 へ移行する判断基準を上回る。

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

ベースケースの減圧時間からの遅れ時間
10 分
25 分

第 2表

燃料被覆管
最高温度
約 706℃
約 1,000℃

燃料被覆管の酸化量1％ 以 下約 5％

燃 料 被 覆 管 の 破 裂 本 数 と 全 炉 心 の 破 裂 割 合 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）添付 2.6.7-3

第 3表

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価結果（ 遅 れ 時 間 25 分 ）使用するベント設備
格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント
耐圧強化ベント系によるドライウェルベント

実効線量
非 居 住 区 域 境 界 ： 約 1.1mSv
敷地境界： 約 2.8mSv
非 居 住 区 域 境 界 ： 約 4.4mSv
敷地境界： 約 4.4mSv

添付 2.6.7-4

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)方NUREG-0630,DATA I(ORNL)向NUREG-0630,DATA J(KfK)のKfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線(N/mm2)25 分 遅 れ

ベースケース10

10 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 1図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力※の関係

添付 2.6.7-5

※

燃料被覆管の円周方向の応力算出方法について

燃料被覆管の破裂については，ＳＡＦＥＲの解析結果である燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係から判定する。
燃料被覆管の円周方向応力σについては，次式により求められる。
2
ここで，
D

：燃料被覆管内径t：燃料被覆管厚さ

Pin ： 燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力
Pout ： 燃 料 被 覆 管 外 側 に か か る 圧 力 （ ＝ 原 子 炉 圧 力 ）である。
燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力 Pinは ， 燃 料 プ レ ナ ム 部 と ギ ャ ッ プ 部の温度及び体積より，次式で計算される。

1
ここで，
V

：体積

T

：温度

N

：ガスモル数R：ガス定数

添 字 P： 燃 料 プ レ ナ ム 部F：ギャップ部である。
燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円
周方向の応力の関係図に示される実験は，ＬＯＣＡ条件下での燃料棒の膨れ破裂挙動を把握することが目的であり，燃料被覆管内にガ
添付 2.6.7-6

スを封入して圧力をかけた状態で加熱することによりＬＯＣＡ条件を模擬している。このため，これらの実験ではペレット−被覆管の接触圧を考慮していない。
また，燃料被覆管内側にかかる圧力のうち，ペレット−被覆管の接触圧は，設計用出力履歴において最大線出力密度を維持する最大燃焼度，すなわち燃料被覆管温度評価を最も厳しくする燃焼度の時に運転中の最大値を取るものの，スクラムによる出力低下に伴って接触圧は緩和される。このため，燃料被覆管内側にかかる圧力にペレット−被覆管の接触圧を考慮しない。

添付 2.6.7-7

10水位低下による発熱部冠水長さの減 少 に よ り ，逃 が し 安 全 弁 開 閉 間 隔
が広がる。

8

原子炉圧力

6

（MPa[abs]）

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 3図※

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

添付 2.6.7-8

1200

燃料被覆管最高温度発生（ 約 706℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 4図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

15

10

（％）
5

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 5図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.7-9

添付資料 2.6.8
7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 約 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 25 分 後 ， 定 格 流 量 で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し た 常 設 低
圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

②

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 16 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 常 設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
添付 2.6.8-1

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象

発 生 約 360 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。そ の 後 ，西 側 淡
水 貯 水 設 備 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補 給 を 実 施 す る た め ，代 替 淡 水 貯 槽は枯渇することがない。

積 算 注 水 量 (m３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却開始
4,300m３ 到 達
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7
添付 2.6.8-2

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,320m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 約 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る ことから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.6.8-3

添付資料 2.6.9
7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.6.9-1

添付資料 2.6.10
常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約702
約892

約407
約597

約1,579

約1,111

約1,220

約1,141

約 120
約 97
約190
約190
約510
約4
約30

負荷容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約 1,579kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.6.10-1

経過 時間 (h)

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.7.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムＬＯＣＡ）（以下「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」という。）」に含まれる事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「インターフェイスシステムＬＯＣＡ（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）」（ＩＳＬＯＣＡの発生後，隔離できないまま炉心損傷に至るシーケンス）である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」では，原
子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等により低圧設計部分が過圧され破断することを想定する。
このため，破断箇所から原子炉冷却材が流出し，原子炉水位が低下する
ことから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，ＩＳＬＯＣＡが発生したことによって，最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，ＩＳＬＯＣＡに対する重大事故等対処設備
及びＩＳＬＯＣＡの発生箇所の隔離に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，原子炉隔離時冷却系により炉心を冷却することによって炉心損傷の防止を図り，また，逃がし安全
弁によって原子炉を減圧することによる原子炉冷却材の漏えいの抑制及び
2.7-1

ＩＳＬＯＣＡの発生箇所の隔離によって，格納容器外への原子炉冷却材の流出の防止を図る。
また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」における機能喪失に対して，炉心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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプ
レイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧手段及び運転員の破断箇所隔離による漏えい停止手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 2.7−1 図に，手順の概要を第 2.7−2 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.7−1 表に示す。
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）12 名である。その内訳は次のとおりである。
中央制御室の運転員は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，運転操作対応を行うための当直運転員 5 名である。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 名及び現場操作を行うための重大事故
2.7-2

等対応要員 1 名である。必要な要員と作業項目について第 2.7−3 図に示す。
ａ．ＩＳＬＯＣＡ発生
原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等
により低圧設計部分が過圧され破断することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。破断箇所から原子炉冷却材が流出することにより，原子炉建屋外側
ブローアウトパネルが開放する。
ｂ．外部電源喪失及び原子炉スクラム確認
事象発生後に外部電源喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域
計装等である。
ｃ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下するが，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始することにより，原子炉水位が回復する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を確認するために必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生確認
原子炉水位及び原子炉圧力の低下によりＬＯＣＡ事象を確認し，格納容器雰囲気温度及び格納容器圧力の上昇がないことから格納容器外での漏えい事象であることを確認し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力の上昇（破断面積が大きく漏えい量が多い場合は，運転員の対応なしに低下傾向を示す場合もある）により低圧設計部分が過圧されたことを確認し，ＩＳ
ＬＯＣＡが発生したことを確認する。
2.7-3

ＩＳＬＯＣＡの発生を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），ドライウェル圧力，残留熱除去系ポンプ吐出圧力等である。
なお，監視可能であれば原子炉建屋内空間線量率，区画浸水警報，火災警報等により原子炉建屋原子炉棟内の状況を参考情報として得ることが可能である。
ｅ．中央制御室での残留熱除去系（低圧注水系）隔離失敗
中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の隔離操作を実施する
が，残留熱除去系注入弁の閉操作に失敗する。
残留熱除去系の隔離失敗を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）及び原子炉圧力である。
ｆ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
中央制御室からの遠隔操作による残留熱除去系の隔離が失敗するため，
原子炉急速減圧の準備として，中央制御室からの遠隔操作により低圧炉
心スプレイ系を起動する。
原子炉急速減圧の準備が完了後，破断箇所からの漏えい量を抑制する
ため原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力である。
ｇ．低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
外部水源にて注水可能な系統として中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動する。
原子炉急速減圧により，原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の系統
圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水
2.7-4

系原子炉注水流量（常設ライン用）等である。
原子炉水位回復後は，破断箇所からの漏えい抑制のため，破断箇所の隔離が終了するまで原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル２）以上
で低めに維持する。
原子炉水位の維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）及び低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）である。
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転
原子炉急速減圧によりサプレッション・プール水温度が 32℃に到達した時点で，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の運転を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転を確認するために必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度等である。
ｉ．現場操作での残留熱除去系隔離操作
破断箇所からの漏えい抑制が継続し，現場操作により残留熱除去系注入弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系を隔離する。
残留熱除去系の隔離を確認するための計装設備は，原子炉水位（広帯域）である。
ｊ．残留熱除去系隔離後の水位維持
残留熱除去系の隔離が成功した後は，低圧炉心スプレイ系により，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
原子炉水位の維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）及び低圧炉心スプレイ系系統流量である。

以降，炉心冷却は，低圧炉心スプレイ系による注水により継続的に行い，
2.7-5

また，格納容器除熱は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により継続的に行う。

2.7.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とのインターフェイスが，直列に設置された 2 個の隔離弁のみで隔離された系統において，隔離弁が両弁ともに破損又は誤開放することで，低圧設計
部分が過圧される「ＩＳＬＯＣＡ」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）
・対向流及び三次元効果並びに原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）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る長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲにより原子炉圧力，
原子炉水位，燃料被覆管温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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第2.7-6

2.7−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
破断箇所は，運転中に弁の開閉試験を実施する系統のうち，原子炉
圧力容器から低圧設計配管までの弁数が 2 個であり，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離状態を維持する系統 ※ のうち，低圧設計部の耐圧バ
ウンダリとなる箇所の中で最も大きなシール構造を有する残留熱除去
系の熱交換器フランジ部とする。破断面積は，低圧設計部の耐圧バウ
ンダリとなる箇所に対して，実耐力を踏まえた評価を行った結果，系統に破断が発生しないことを確認しているが，保守的に約 21cm ２ とする。
※

具体的には，低圧炉心スプレイ系並びに残留熱除去系Ａ系，Ｂ
系及びＣ系をいう。このうち，残留熱除去系Ａ系及びＢ系が熱交換器を有する系統である。
（添付資料 2.7.2）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
ＩＳＬＯＣＡが発生した残留熱除去系Ｂ系が機能喪失するものとする。
また，原子炉冷却材の漏えいにより残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系も事象発生と同時に機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源なしの場合は，給水・復水系による給水がなく，原子炉水
2.7-7

位の低下が早くなることから，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替交流電源設備によって給電を行うものとする。
また，原子炉スクラムまでの原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，外部電源がある場合を包含する条件として，原
子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系が原子炉水位異常低下（レベル２）で自動起動
し，136.7m３ ／h（7.86MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）の流量で注水するものとする。

(c)

低圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，1,419m３ ／h（0.84MPa［dif］において）（最大 1,561m３ ／h）の流量で注水するものとする。ＩＳＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において外部水源による注水を優先するため，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）による注水が開始し原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）まで回復した後に注水を停止するものとし，隔離成功後に注水を再開するもの
とする。
2.7-8

(d)

低圧代替注水系（常設）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最大 378m ３／h の流量で注水するものとする。ＩＳＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において，漏えい抑制のために原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り低めに維持することから，評価上は，漏えい量を厳しくする観点で原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）以上に維持するものとし，隔離成功後に注水を停止するものとする。

(e)

逃がし安全弁原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

ｃ．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)

逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した後，中央制御室において隔離操作を行うが，その隔離操作
失敗の判断時間並びに低圧炉心スプレイ系及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の操作時間を考慮して事象発生から 15 分後に開始するものとする。

(b)

残留熱除去系の破断箇所隔離操作は，ＩＳＬＯＣＡ発生時の現場環
境条件を考慮し，事象発生から約 3 時間後に開始するものとし，現場移動，操作等に要する時間を考慮して事象発生の 5 時間後に完了するものとする。
2.7-9

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内及びシュラウド内外） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原
子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.7−4 図から第 2.7−9 図に，燃料被覆管温度，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率及び破断流量の推移を第 2.7−10 図から第 2.7−13 図に示す。
※

シュラウド内は，炉心部から発生するボイドを含んだ二相水位を示しているため，シュラウド外の水位より，見かけ上高めの水位となる。
一方，非常用炉心冷却系の起動信号となる原子炉水位（広帯域）の水位並びに運転員が炉心冠水状態において主に確認する原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（狭帯域）の水位は，シュラウド外の水位であることから，シュラウド内外の水位を併せて示す。なお，水位が燃料
有効長頂部付近となった場合には，原子炉水位（燃料域）にて監視する。原子炉水位（燃料域）はシュラウド内を計測している。

ａ．事象進展事象発生後に外部電源喪失となり，給水流量の全喪失が発生すること
で原子炉水位は急速に低下する。原子炉水位低（レベル３）信号が発生
して原子炉はスクラムし，また，原子炉水位異常低下（レベル２）で再循環系ポンプ全台がトリップするとともに，原子炉隔離時冷却系が自動起動する。
破断口から原子炉冷却材が流出することにより原子炉水位は低下する
が，原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を開始する。
事象発生 12 分後の中央制御室における破断箇所の隔離に失敗するた
め，低圧炉心スプレイ系を起動し，中央制御室からの遠隔操作によって
2.7-10逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開することで，原子炉を減圧し，原子炉冷却材の漏えいの抑制を図る。また，低圧代替注水系（常設）を起動する。原子炉減圧により，原子炉隔離時冷却系が機能喪失するものの，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水が開始することで原子炉水位が回復する。また，主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）で全閉する。
事象発生 5 時間後，現場操作により残留熱除去系の破断箇所を隔離した後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位は適切に維持される。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率については，原
子炉減圧により増加する。また，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が継続され，その原子炉圧力変化により増減する。
その後は，残留熱除去系による原子炉圧力容器及び格納容器除熱手順
に従い，冷温停止状態に移行することができる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は，第 2.7−10 図に示すとおり，初期値（約 309℃）を上回ることなく，1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，15％以下となる。
原子炉圧力は，第 2.7−4 図に示すとおり，約 7.79MPa［gage］以下に抑えられる。原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（高々約 0.3MPa）を考慮しても，約8.09MPa［gage］以下であり，最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa［gage］）を下回る。
2.7-11

格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，原子炉減圧及び破断箇
所隔離後の格納容器内への蒸気流入により上昇する。
一方，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度が最も高くなる設計基準事故である「原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化」の「原子炉冷却材喪失」においては，ＩＳＬＯＣＡとは異なり，事象開始から
格納容器内に原子炉冷却材が流出し続ける事故を想定し解析しており，
この場合でも格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約0.25MPa［gage］及び約 136℃にとどまる。
このため，本事象においても格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，格納容器の限界圧力及び限界温度を下回る。
（添付資料 2.7.3）
中央制御室からの遠隔操作による残留熱除去系（低圧注水系）の破断箇所隔離には失敗するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧を実施し破断箇所からの原子炉冷却材の漏えい抑制を図り，低圧炉
心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する
ことで，炉心の冷却が維持される。その後は，現場操作にて残留熱除去
系（低圧注水系）の破断箇所を隔離し，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を開始することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.7.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
2.7-12

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
ＩＳＬＯＣＡでは，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等により低圧設計部分が過圧され破断し，格納容器外へ原子炉冷却材が流出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，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作及び残留熱除去系の破断箇所隔離操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要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
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは，炉心が冠水維持する場合では燃料被覆管温度は上昇しないため不確かさは小さい。原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により行われ，また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなり，原子炉水位挙動に影響を与える可能性があるが，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により行われ，
2.7-13

また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変
わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）

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表面熱伝達の不確かさとして，炉心が冠水維持される実験解析では燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解
析においても，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価するが，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，
燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(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 2.7−2 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価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価
2.7-14

項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉注
水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により行われ，また，操作手順（原子炉減圧後速やかに低圧注水に移行すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和されるが，操作手順（炉心冠水操
作）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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，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。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展を厳しくする観点から，給水・復水系による給水がなくなり，原子炉水位の低下が早くなる外部電源がない状態を設定している。なお，外部電源がある場合
は，給水・復水系による原子炉圧力容器への給水機能は維持されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
2.7-15

機器条件の原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の最大線出力密度は，解析条件の 44.0kW／m に対して最確
条件は約 33kW／m〜41kW／m 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，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，原子炉水
位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃）を上回ることはないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
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も小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，それに伴う原子炉冷却材の放出も少なくなるが，本重要事故シーケンスは格納容器バイパス事象であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
2.7-16

事故条件の外部電源の有無については，事象進展を厳しくする観点から，給水・復水系による給水がなくなり，原子炉水位の低下が早くなる外部電源がない状態を設定している。なお，外部電源がある場合
は，給水・復水系による原子炉圧力容器への給水機能は維持されるため，事象進展が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。
機器条件の原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）は，解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.7.5）

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」，「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。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，解析上の操
作開始時間として事象発生から 15 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，破断箇所の隔離操作の失敗の認知により原子炉減圧の操作開始時間は変動する可能性があるが，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水により，炉心はおおむね冠水維持されるため，
2.7-17

原子炉水位維持の点では問題とならない。
操作条件の残留熱除去系の破断箇所隔離操作は，解析上の操作開始
時間として事象発生から約 3 時間後に開始し 5 時間後の完了を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，隔離操作を実施すべ
き弁を容易に認知でき，現場での操作場所は漏えい箇所と異なる場所にあり，漏えいの影響を受けにくいため，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。
（添付資料 2.7.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，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った場合，原
子炉減圧時点の崩壊熱が大きくなるが，原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により，炉心はおおむね冠水維持されるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系の破断箇所隔離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，隔離操作の有無に関わらず，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水継続により，炉心はおおむね冠水維持されるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(3)

操作時間余裕の把握操作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。
2.7-18

操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作については，原子炉隔離
時冷却系の原子炉注水により，炉心はおおむね冠水維持されることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系の破断箇所隔離操作は，隔離操作の有無に関わらず，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水継続により，炉心はおおむね冠水維持されることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.7.5）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評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，操作時間には時間余裕がある。

2.7.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」において，重大事故等対策時における必要な要員は，「 2.7.1(3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 12 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
2.7-19

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」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」の条件にて評価を行い，その結果を以下に示す。
ａ．水源

ＩＳＬＯＣＡ発生後の隔離までの低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に使用する水量は，約 490m３ となる。水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ の水を保有している。原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心ス
プレイ系による原子炉注水は，サプレッション・チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。これにより必要な水量が確保可能であり，7 日間の注水継続実施が可能である。
（添付資料 2.7.6）

ｂ．燃料

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 2 台）による電源供給については，事象発生後 7 日間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て，7 日間の継続が可能である。
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 2.7.7）
2.7-20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等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，
重大事故等対策時に必要な負荷として，約 1,141kW 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）は連続定格容量が約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 2.7.8）

2.7.5

結

論

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」では，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等により低圧設計
部分が過圧され破断することで，格納容器外へ原子炉冷却材が流出すること
で，原子炉水位の低下により炉心が露出して炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対する
炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉
心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧手段及び運転員の破断箇所隔離による漏えい停止手段，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッシ
2.7-21ョン・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」の重要事故
シーケンス「ＩＳＬＯＣＡ」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することにより，炉心損傷す
ることはない。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，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，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水，逃がし安全弁による原子炉急速減圧，運転員の破断箇所隔離による漏えい停止，残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事
故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対して有効である。

2.7-22

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

Ｇ凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）

外部電源

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7-23

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

※3
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)※2※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

①

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

①

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽①：残 留熱 除 去系 Ｂ系 の熱 交 換器 から の 漏え いを 想 定す るこ とか ら ，保守 的に 同 じ原 子炉 建
屋西 側区 画 に設 置さ れて い る残 留熱 除 去 系Ｃ 系及 び 高圧 炉心 スプ レ イ系 の機 能 喪 失を想定 する 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

Ｇ

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）外部電源

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7-24

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

※3
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)※2※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

①

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

①

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽①：残 留熱 除 去系 Ｂ系 の熱 交 換器 から の 漏え いを 想 定す るこ とか ら ，保守 的に 同 じ原 子炉 建
屋西 側区 画 に設 置さ れて い る残 留熱 除 去 系Ｃ 系及 び 高圧 炉心 スプ レ イ系 の機 能 喪 失を想定 する 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（漏えい抑制のための原子炉減圧後の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

Ｇ

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）外部電源

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7-25

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→
→
残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

※3

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

①

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

①

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽①：残 留熱 除 去系 Ｂ系 の熱 交 換器 から の 漏え いを 想 定す るこ とか ら ，保守 的に 同 じ原 子炉 建
屋西 側区 画 に設 置さ れて い る残 留熱 除 去 系Ｃ 系及 び 高圧 炉心 スプ レ イ系 の機 能 喪 失を想定 する 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（隔離成功後の低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

定期試験開始「残留熱除去系Ｂ系電動弁作動試験」

本評価においては，残留熱除去系Ｂ系のＩＳＬＯＣＡ事象を想定しているが，残留熱除去系Ａ系等においてＩＳＬＯＣＡ事象が発生した場合でも，同様の対応を取ることにより事象を収束することができる。
なお，残留熱除去系Ａ系等の原子炉建屋原子炉棟東側区画に設置されている系統におけるＩＳＬＯＣＡを想定し，保守的に同区画に設置されている機器の機能喪失を仮定する場合，原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心スプレイ系に代わり，高圧炉心スプレイ系を使用する。

残留熱除去系Ｂ系注入弁全開試験時「RHR PUMP B DISCH PRESS ABNORMAL
HI/LO」警報発生
残留熱除去系ポンプ（Ｂ）
吐出圧力上昇確認
系統過圧発生確認

凡例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判

断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業(解析上の時刻)（0秒）

外部電源喪失発生※１
ISLOCA 発生

原子炉水位低（レベル３）到達※１ 残留熱除去系の系統過圧発生時の対応として残留熱除去系注入弁の閉操作を実施するのと同時に外部電源喪失が発生し，当該弁の電源が喪失することを想定する。非常用ディーゼル発電機により速やかに電源は復旧するが，10 分後から閉操作を開始するものとする。また，ＩＳＬＯＣＡの発生及び外部電源の喪失に伴う給水・復水系の停止を想定する。

非常用ディーゼル発電機等自動起動確認
非常用高圧系統（6.9kV）復旧確認
非常用ディーゼル発電機等運転状態確認

原子炉スクラム，タービン停止の確認※２，３※２ 重大事故等発生を通信連絡設備により確認した現場作業員は退避を実施する。
※３ 原子炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域計装等により確認する。
※４

使用済燃料プールの除熱操作（約20秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）
高圧注水機能作動値に到達

中央制御室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出圧力，系統流量，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力等にて確認する。

※５ 原子炉水位異常低下（レベル２）にて高圧炉心スプレイ系も自動起動するが，評価上，漏えいが発生する
西側区画に設置されている高圧炉心スプレイ系の機能喪失を想定している。
※６ 複数のパラメータによりＩＳＬＯＣＡの発生を確認する。（補足 1）

原子炉隔離時冷却系自動起動確認※４，５
原子炉注水流量確認

主蒸気隔離弁閉止
逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認※４

再循環系ポンプ
トリップの確認※４※８ 原子炉圧力及び水位挙動の変化，残留熱除去系の吐出圧の変化，原子炉建屋床ドレンサンプポンプ運転頻度の低下等により総合的に隔離成功を確認する。隔離成功の確認後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。

No

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水確認※９ 原子炉隔離時冷却系のみで原子炉注水を実施中の場合は，漏えい抑制のための原子炉減圧操作の実施前に
低圧炉心スプレイ系等を起動し低圧で注水可能な系統を確保する。

高圧代替注水系起動
Yes

高圧代替注水系による
原子炉注水は解析上考慮せず

ISLOCA 発生の確認※６中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

成功

（15分）

(5時間)

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止成功※１２ ＩＳＬＯＣＡ発生時は，隔離操作が完了するまでの間，漏えい抑制のために原子炉水位を低めに維持するのが望ましいこと及び原子炉水位異常低（レベル２）にて高圧炉心スプレイ系の自動起動信号，主蒸気隔離弁の自動閉止信号等が発信することを踏まえ，原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り原子炉水位を低く維持する。（補足2）

原子炉隔離時冷却系により原子炉水位を維持し，残留熱除去
系(サプレッション・プール冷却系)による格納容器除熱を実施する。その後，原子炉を減圧し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
原子炉建屋原子炉棟内のサーベイを実施し，漏えい水を排水処理する。

※１３ 格納容器バイパス事象であるが，漏えい抑制のための原子炉減圧等に伴いサプレッション・プール水温度が 32℃以上となる場合は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。
※１４ 残留熱除去系の注入弁の閉止完了後は，原子炉注水を低圧炉心スプレイ系に切り替え，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作※１１

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１２

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱操作※１３※１１ 可能な限り系統の隔離状態を確保するため，中央制御室からの遠隔操作が可能な注入弁以外の電動弁の閉止操作を実施する。

隔離成功の確認
原子炉水位を維持※８

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧操作※１０（21分）※１０ ＩＳＬＯＣＡ発生時に中央制御室からの注入弁閉止による隔離に失敗した場合は，低圧で原子炉注水可
能な系統又は低圧代替注水系 1 系統以上を確保した後に漏えい抑制のため原子炉を減圧する。

低圧代替注水系（常設）の起動操作※７失敗
低圧炉心スプレイ系の起動操作※９※７ ＩＳＬＯＣＡ発生時は，外部水源の原子炉注水系統を確保するため，低圧代替注水系（常設）を起動する。
外部電源がない場合には，常設代替交流電源設備による緊急用母線受電操作を実施する。

No

格納容器内の窒素置換操作
Yes
格納容器内にて残留熱除去系の手動隔離弁閉止

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）※１４

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱を継続する。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
により冷温停止状態とする。
原子炉建屋原子炉棟内のサーベイを実施し，漏えい水を排水処理する。

補足 1
ＩＳＬＯＣＡの発生は，隔離弁等の開操作実施時に以下のパラメータにより確認する。
・弁操作を実施した系統の圧力変動（残留熱除去系ポンプ吐出圧力）・主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始されたにも関わらず原子炉圧力及び水位の低下が継続（原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），原子炉水位（広帯域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量）・格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇がない又は小さい（ドライウェル圧力，ドライウェル雰囲気温度）
監視可能であれば，以下のパラメータによる情報も勘案し総合的に確認する。
・原子炉建屋内空間線量率上昇警報（R/B AREA RADIATION HIGH）発報
・原子炉建屋内ダストモニタ上昇警報（DUST MONITOR SYS ABNORMAL）発報
・原子炉建屋内異常漏えい警報（R/B FD SUMP LEAKAGE HIGH，R/B FD SUMP LEVEL HI-HI 等）発報
・原子炉建屋機器ドレンサンプ温度高（R/B ED SUMP TEMP HIGH）発報・区画浸水警報（RHR Hx AREA FLOODING 等）発報
・区画温度上昇警報（RHR EQUIPMENT AREA AMBIENT TEMP HI 等）発報
・火災警報発報
・主蒸気流量と給水流量とのミスマッチ発生

第 2.7−2 図

補足 2
ＩＳＬＯＣＡの発生時は，原子炉水位異常低下（レベル２）以上を維持しつつ，漏えい抑制のため可能な限り原子炉水位を低めに維持する。
・原子炉水位低（レベル３）・・・・・・・・約 1,372cm
・原子炉水位異常低下（レベル２）・・・・・約 1,243cm
・高圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・約 1,217cm
・低圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・約 1,217cm
・原子炉水位異常低下（レベル１）・・・・・約 961cm
・残留熱除去系注水ノズル・・・ ・・・・・約 946cm
・燃料有効長頂部 ・・・・・・・・・・・・約 920cm（原子炉圧力容器底部を 0cm とした相対高さを示す）

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の対応手順の概要

2.7-26

格 納容 器バ イ パス （ ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ）

経過 時 間
0

10

20

30

40

50

60
分

2

3

4

5

24

25
時間

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

原子 炉ス ク ラム
【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）到 達

中央監視運転操作指揮プラ ント 状 況判 断

操作項目

操作の内容
補佐

当直副発電長

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

1人

運転操作指揮補佐

4人

初動での指揮発電所内外連絡15分

原 子 炉減 圧開 始

約17分

当直運転員
（中央制御室）

当直運転員
（現場）

5時 間

原 子炉 圧力 3MPa［gage］到 達

現場における残留熱
除 去 系 の 注 入 弁 の閉止操作完了

重大事故等対応要員（現場）●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認

2人
A，B

状況確認

−

−

●ＩＳＬＯＣＡ発生の確認

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起 動の確認 は，外部電源がない場合に実施
する

10 分

●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の
閉止操作

【1人 】
A

−

−

●残留熱除去系の注入弁の閉止操作（失敗）●残留熱除去系のレグシールポンプの停止操作

2分

常設代替交流電源設備による緊急用母線の受
電操作

【1人 】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

4分

低圧炉心スプレイ系の
起動操作

【1人 】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系の起動操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速
減圧操作

【1人 】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

3分

2分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール冷却操作

【1人】
B

−

−

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール冷却操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常
設））

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止
操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系熱交換器出入口等の閉止操作

現場における残留熱除
去系の注入弁の閉止操
作

−

3人
C，D，E

1人
a

●保護具装備/装備補助●残留熱除去系の注入弁閉止操作のための現場移動●残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）

【1人 】
B

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉水位調整操作

6分

漏え い抑 制 のた め原 子炉 水 位を 原子 炉 水 位異 常低 下 （レ ベル ２） 以 上で 可能 な 限 り低 めに 維 持

必要要員合計

【1人】
A

2人
A，B

−

3人
C，D， E

解析上考慮 しない

移動:67分（放射 線防護具着用含む）
現場隔離操 作:48分

115分
原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）に維持●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの除
熱操作

適宜 実施

適宜 実施

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施−
●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分

1人
a

第 2.7−3 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の作業と所要時間

2.7-27

解析上考慮 しない
約 25 時 間 後 ま で に 実 施 する10
逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa［gage］）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による手動減圧（15 分）

8

原子炉圧 力

原子炉圧力(MPa[abs])（MPa[abs]）

主蒸気隔離弁
閉止による
圧力上昇

6

4

臨界流モデルの切替わりによる
圧力低下

2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−4図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水 位（シュラウ ド内水位）

原子炉減圧操作に伴いボイドが発生し，二相水位が上昇（15 分）

低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水位制御

低圧代替注水系（常設）による水位維持15

炉心上部プレナム

10
燃料有効長頂部

高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5

炉心下部プレナム

(m)

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−5 図

原子炉水位（シュラウド内水位）の推移

2.7-28620

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）（ｍ）

低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水位制御

原子炉減圧操作に伴いボイドが発生し，二相水位が上昇（15 分）
シュラウド外低圧代替注水系（常設）による水位維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド内（炉心上部プレナム）

10臨界流モデルの切替わりに伴い減圧沸騰することで二相水位が上昇
レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）

燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

5

6

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−6図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2000
低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

1500

注水流量

注水流量

低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位低（レベル３）まで回復した 1 分後に
注水停止）

1000

原子炉隔離時冷却系による注水

３(m ／h)（m3/h）
臨界流モデルの切替わりに伴う過渡的な注水流量
の変化

500

低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）以上に維持するよう注水）

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−7 図

注水流量の推移

2.7-29

6

5000

4000

蒸気流量

蒸気 流量

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

3000

(t／h)

（t/h）

逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個による手動減圧（15 分）

2000

臨界流モデルの切替わりに伴う蒸気流量の増加

1000

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−8図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

500

原子炉圧 力容器内の保 有水量

原子炉圧力容器内の保有水量破断による冷却材流出により水量減少
低圧代替注水系（常設）による水量維持

低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水量の変化400

300
臨界流モデルの切替わりに伴う，破断流量の増加により保有水量が減少

200（ｔ）(t)
100
注水開始による保有水量回復

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−9 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

2.7-3061200

燃料被覆管温度(℃)（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

800

600

原子炉減圧による飽和温度の低下（15 分）

400
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

200

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−10 図

燃料被覆管温度の推移

1.2
低圧炉心スプレイ系
作動時の減圧によるボイド率増加1

原子炉減圧に伴うボイド率増加（15 分）

ボイド率

0.8
臨界流モデルの切替わりに伴う，破断流量の増加により減圧することでボイド率が増加

0.6

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−11 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

2.7-31

6

1.2

1

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加（15 分）

0.6

低圧炉心スプレイ系
作動に伴う減圧によるボイド発生（−）
低圧代替注水系(常設)による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−12 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

500
平衡均質流
モデル

差圧流モデル

400

300

(t／h)
（t/h）

200

破断流量

破断流量

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

臨界流モデルが平衡均質流モデルから差圧流モデルに切り替わるタイミングでの不連続な変化（差圧流モデルは単純な理論式により破断流量を大きめに評価）
破断箇所の隔離

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−13 図

破断流量の推移

2.7-326

第 2.7−1 表
操作及び確認
ＩＳＬＯＣＡ発生

外部電源喪 失及び原子炉
スクラム確認2.7-33

原子炉隔離 時冷却系による原子炉注水ＩＳＬＯＣＡ発生確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故等対策について（1／3）
手順

原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系
統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の隔離失敗等により低圧設計部分が過圧され破断することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。破断箇所から原子炉冷却材が流出することにより，
原子炉建屋外側ブローアウトパネルが開放する。
外部電源喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。

常設設備−

非常用ディー
ゼル発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下し続け， 原子炉隔離時
原子炉水位異常低下（レベル２）で原子炉隔 冷却系 ＊離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始する。
原子炉水位及び原子炉圧力の低下によりＬＯ
ＣＡ事象を確認し，格納容器雰囲気温度及び格納容器圧力の上昇がないことから格納容器
外での漏えい事象であることを確認し，残留熱除去系ポンプ吐出圧力の上昇（破断面積が大きく漏えい量が多い場合は，運転員の対応なしに低下傾向を示す場合もある）により低圧設計部分が過圧されたことを確認し，ＩＳ
ＬＯＣＡが発生したことを確認する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備

−

−

−

平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊−−原子炉水位（燃料域） ＊ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.7−1 表
操作及び確認
中央制御 室での 残留熱除
去系隔離失敗格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故等対策について（2／3）
手

順

常設設備

中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
系の隔離操作を実施するが，残留熱除去系注入弁の閉操作に失敗し，残留熱除去系の隔離に失敗する。

2.7-34

逃がし安 全弁に よる原子炉急速減圧

残留熱除去系の隔離に失敗するため，低圧炉
心スプレイ系を起動した後，破断箇所からの漏えい量を抑制するため原子炉を急速減圧する。

低圧代替 注水系 （常設）による原子炉注水

外部水源にて注水可能な系統として低圧代替
注水系（常設）を起動する。逃がし安全弁による原子炉急速減圧により，低圧代替注水系（常設）の系統圧力を下回ると原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。原子炉水位回復後は，破断箇所からの漏えい抑制のため，原子炉水位異常低下（レベル２）以上で低めに維持する。

残留熱除 去系（ サプレッション・ プール 冷却系）
運転
現場操作 での残 留熱除去
系隔離操作

原子炉急速減圧によりサプレッション・プー
ル水温度が 32℃に到達した時点で，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の運転を開始する。
破断箇所からの漏えい抑制が継続し，現場操作により残留熱除去系注入弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系を隔離する。
＊−

低圧炉心スプレイ系 ＊逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊常設代替交流
電源設備
常設低圧代替
注水系ポンプ
代替淡水貯槽
軽油貯蔵タンク

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊
残留熱除去系
注入弁 ＊重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）−
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊−−−

原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水温度
残留熱除去系系統流量 ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.7−1 表
操作及び確認
残留熱除 去系隔 離後の水
位維持

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故等対策について（3／3）

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
残留熱除去系の隔離が成功した後は，低圧炉 低圧炉心スプ
原子炉圧力（ＳＡ）
心スプレイ系により，原子炉水位を原子炉水 レイ系 ＊原子炉圧力 ＊
位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
８）の間で維持する。
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧炉心スプレイ系流量 ＊＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
手順

2.7-35

第 2.7−2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（1／5）

目

解析コード

主要解析条件

条件設定の考え方

ＳＡＦＥＲ

−

初期条件

2.7-36

原子炉熱出力3,293MW

定格原子炉熱出力として設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa［gage］

定格原子炉圧力として設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転時の原子炉水位として設定

炉心流量48,300t／h

定格流量として設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料−

最大線出力密度44.0kW／m

通常運転時の熱的制限値として設定

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度として設定

第 2.7−2 表
項

目

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に対する仮定

2.7-37

外部電源

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（2／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部の破断
破断面積は約 21cm２

圧力応答評価に基づき評価した結果に十分に余裕をとった値として設定（添付資料 2.7.2）

残留熱除去系Ｂ系の機能喪失

ＩＳＬＯＣＡが発生した系統が機能喪失するものとして設定

高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失

外部電源なし残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系が機能喪失するものとして設定
外部電源なしの場合は給水・復水系による給水がなく，原子炉水位の低下が早くなることから，外部電源なしを設定
また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは原子炉水位低（レベル３），
再循環系ポンプトリップは原子炉水位異常低下（レベル２）にて発生するものとする

第 2.7−2 表
項目

原子炉スクラム信号

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（3／5）（
主要解析条件

原子炉水位低（レベル３）（遅れ時間：1.05 秒）

条件設定の考え方
安全保護系等の遅れ時間を考慮して設定
原子炉隔離時冷却系の設計値として設定

2.7-38

重大 事故等 対策に 関連する 機器条 件

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動
136.7m ３ ／h（7.86MPa
MPa［gage］〜1.04MPa［gage］において）にて注水

原子炉
圧 力 （ MPa ［ gage］）
原子炉圧力（MPa[dif]）

10.0

8.0

原子炉隔離時冷却系ポンプによる注水特性

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

3

流量（m
流量
（ m ３/h）/h）

低圧炉心スプレイ系の設計値として設定

低圧炉心スプレイ系

0.84MPa［dif］において）
1,419m ３ ／h（0.84MPa（ 最大 1,561m３／h）にて注水

低圧炉心スプレイ系ポンプによる注水特性

第 2.7−2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（4／5）

目

主要解析条件

条件設定の考え方
設計値に注入配管の流路圧損を考慮した値として設定
4.0

低圧代替注水系（常設）

最大 378m ／h で注水

2.7-39

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉圧力（MPa[dif]）

3.0

３

常設低圧代替注水系
ポンプ 2 台による注水特性

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を開することによる原子炉急速減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁 7 個の蒸気流量の関係＞

逃がし安全弁

逃がし安全弁の設計値に基づく蒸気流量及び原子炉圧力の関係から設定第 2.7−2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（5／5）

目

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁による原子炉急
速減圧操作

残留熱除去系の破断箇所隔離操作

主要解析条件事象発生 15 分後事象発生 5 時間後

条件設定の考え方
ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した後，中央制御室において隔離操作を行うが，その隔離操作失敗の判断時間並びに低圧炉心スプレイ系及び逃がし安全弁の操作時間を考慮して事象発
生 15 分後を設定
破断面積約 21cm ２ のＩＳＬＯＣＡ発生時における原子炉建
屋原子炉棟内の現場作業環境条件を考慮し，現場移動時間，操作時間等を踏まえて余裕時間を確認する観点で設定

2.7-40添付資料 2.7.1
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応操作について

残留熱除去系Ｂ系にてインターフェイスシステムＬＯＣＡ（以下「ＩＳＬＯ
ＣＡ」という。）が発生した場合の対応操作について，以下に示す。
ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した場合には，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系Ｂ系注入弁の閉止操作を実施することで低圧設計部への加圧を停止する。これに失敗した場合には，中央制御室からの遠隔操作により原子炉を減圧することで漏えい量を抑制するとともに，可能な限り系統の隔離状態を確保するため，中央制御室からの遠隔操作が可能な注入弁以外の電動弁の閉止操作を実施するとともに，現場操作により残留熱除去系Ｂ系注入弁を閉止する。
また，不要な系統加圧を防止する観点で，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）のコン
トロールスイッチを停止位置に固定するとともに，残留熱除去系レグシールポ
ンプを停止する。

添付 2.7.1-1

可燃 性 ガス 濃度 制 御 系 へ
FF101B

注入弁以外の閉止操作の対象となる電動弁

FF104B
MO

MO

F016B

F017B

格納 容 器ス プレ イ ヘ ッダ
原子炉圧力 容器

残 留熱 除去 系 B 系
注入 弁

復 水移 送系 よ り

NO

F042B

F041B

低圧 設 計

MO

F063B

MO

高 圧設 計

F092B

NO

F053B

再循 環 系へ
F050B

F090B

F025B
F027B

低 圧設 計MO

F024B

高圧 設 計F091
再循 環 系よ り
F009

MO

F008

MO

添付 2.7.1-2

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ ス プレ イ へ

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ へMO

残留 熱 除去 系
熱交 換 器F048B

サ プレ ッシ ョ ン・ チ ェン バ よ り

残留 熱 除去 系レ グ シ ールポ ン プ

F003B

F047B

MO

F004B

F084C
MO

低圧 設 計

残留 熱 除去 系 C 系 より

F084B

MO

高圧 設 計残 留熱 除去 系 C 系 へ

F085B

MO

残留 熱 除去 系ポ ン プ (B)

F098B

F006B

MO

残留 熱 除去 系 A 系 へ
F031B
MO

F006A
MO

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ へ

残留 熱 除去 系 C 系 へ

F064B
F006C

第1図

ＩＳＬＯＣＡ時に中央制御室からの遠隔操作により閉止する電動弁（残留熱除去系Ｂ系の場合）

添付資料 2.7.2
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

1.

評価対象系統について
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬ

ＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続し格納容器外に敷設された配管を有する系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離する隔離弁の誤開放等により低圧設計部分が過圧され，格納容器外での原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。原子炉冷却材
圧力バウンダリに接続し格納容器外に敷設された配管を第 1 図に示す。
ＩＳＬＯＣＡの評価対象となる系統は，第 1 表に示すとおり以下の条件を基に選定している。
①出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が閉止されており，隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統②出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁の開閉試験を実施する系統③出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が 2 個以下であり，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する系統

以上により，ＩＳＬＯＣＡの評価対象としては，以下が選定された。
・低圧炉心スプレイ系注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系原子炉注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系原子炉注入配管
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系原子炉注入配管
添付 2.7.2-1

これらの評価対象に対して構造健全性評価を実施し，この結果に基づき有効性評価における破断面積を設定する。
なお，出力運転中に隔離弁の開閉試験を実施する系統としては，高圧炉心ス
プレイ系及び原子炉隔離時冷却系も該当するが，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する範囲は高圧設計となっている。これらの系統にて低圧設計
部の圧力上昇が確認された場合には，運転手順に従い注入弁の隔離状態を確認する等，圧力上昇時の対応操作を実施する。

添付 2.7.2-2

MO

格納 容器
AO

MO

原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ
配管
残留 熱除 去 系原 子 炉圧
力容 器頂 部 スプ レ イ配
管

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

逃が し安 全 弁

高圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管
低圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管

NO

NO

AO

主蒸 気系 配 管

原子炉圧力容器

添付 2.7.2-3

残留 熱除 去 系Ａ系
原子 炉注 入 配管
残留 熱除 去 系Ｂ系
原子 炉注 入 配管
残留 熱除 去 系Ｃ系
原子 炉注 入 配管

MOMO

原子炉隔離時冷却系
蒸気 供給 配 管

AO

給水 注入 配 管
ほう 酸水 注 入系
注入 配管

圧力 容器 計 装系
計装 配管

残留 熱除 去 系
（原 子炉 停 止時 冷却系）
吸込 配管

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒引 抜 側配 管

MO

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒挿 入 側配 管MONO

再循 環系 ポ ンプ

再循 環系 ポ ンプ
MO

MO

MO

原子 炉冷 却 材浄 化系
入口 配管

MO

MO

MO

残留 熱除 去 系
（原 子炉 停 止時 冷却系）
注入 配管

MO

MO

MO

MO

MO

ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ評 価 対象

試料 採取 系 サン プリング配管

第1図

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続し，格納容器外に敷設されている配管

第1表
系統名
給水系
高圧炉心スプ
レイ系
原子炉隔離時
冷却系

ＩＳＬＯＣＡの評価対象の選定結果

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続されている配管

結論

②開閉
試験

③隔離弁
2 個以下

給水系注入配管

対象外

×

−

−

高圧炉心スプレイ系注入配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 原子 炉圧 力
容器頂部スプレイ配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 蒸気 供給 配
管

対象外

×

−

−

評価対象

○

○

○

評価対象

○

○

○

対象外

○

×

−

対象外

○

×

−

残 留熱 除去 系原 子炉 圧力 容器 頂部スプレイ配管

対象外

○

×

−

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 挿入 側
配管

対象外

×

−

−

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 引抜 側
配管

対象外

×

−

−

ほう酸水注入系注入配管

対象外

○

×

−

原子炉冷却材浄化系入口配管

対象外

×

−

−

主蒸気系配管

対象外

×

−

−

原子炉圧力容器計装系配管

対象外

×

−

−

試料採取系サンプリング配管

対象外

×

−

−

低圧炉心スプ
低圧炉心スプレイ系注入配管
レイ系
残留熱除去系
残留熱除去系原子炉注入配管（低圧注水系）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却
残留熱除去系
系）吸込配管
（原子炉停止残留熱除去系（原子炉停止時冷却時冷却系）
系）原子炉圧力容器戻り配管
残留熱除去系

制御棒駆動水圧系
ほう酸水注入系
原子炉冷却材
浄化系
主蒸気系
原子炉圧力容
器計装系
試料採取系

選定結果
①隔離弁
閉止

添付 2.7.2-4

2.

ＩＳＬＯＣＡ発生時に低圧設計部に負荷される圧力及び温度条件の設定
1.で選定されたＩＳＬＯＣＡの評価対象に対して隔離弁の誤開放等による加圧事象が発生した場合の構造健全性評価を実施した結果，いずれの評価対象においても構造健全性が維持される結果が得られた。いずれの評価対象においても低圧設計部の機器設計は同等であることを踏まえ，以下では加圧範囲に大きなシール構造である熱交換器が設置されている残留熱除去系Ａ系に対する構造健全性評価の内容について示す。
残留熱除去系は，通常運転中に原子炉圧力が負荷される高圧設計部と低圧設計部とを内側隔離弁（逆止弁（テスタブルチェッキ弁））及び外側隔離弁（電動弁）の 2 個により隔離している。外側隔離弁には，弁の前後差圧が低い場
合のみ開動作を許可するインターロックが設けられており，開許可信号が発信した場合は警報が発報する。また，これらの弁の開閉状態は中央制御室にて監視が可能である。本重要事故シーケンスでは，内側隔離弁の内部リーク
及び外側隔離弁前後差圧低の開許可信号が誤発信している状態を想定し，この状態で外側隔離弁が誤開放することを想定する。また，評価上は，保守的に逆止弁の全開状態を想定する。
隔離弁によって原子炉定格圧力が負荷されている高圧設計部と低圧設計部
が物理的に分離されている状態から隔離弁を開放すると，高圧設計部から低圧設計部に水が移動し，配管内の圧力は最終的に原子炉定格圧力にほぼ等しい圧力で静定する。
一般に，大きな圧力差のある系統間が隔離弁の誤開放等により突然連通し
た場合，低圧側の系統に大きな水撃力が発生することが知られている。特に低圧側の系統に気相部が存在する場合，圧力波の共振が発生し，大きな水撃力が発生する場合があるが，残留熱除去系は満水状態で運転待機状態にある
ため，その懸念はない。また，残留熱除去系以外の非常用炉心冷却系及び原添付 2.7.2-5

子炉隔離時冷却系も満水状態で運転待機状態にある。
一方，満水状態であったとしても，隔離弁が急激に開動作する場合は大きな水撃力が発生するが，緩やかな開動作であれば管内で生じる水撃力も緩やかとなり，また，後述するとおり圧力波の共振による大きな水撃力も発生せず，圧力がバランスするまで低圧側の系統が加圧される。
電動弁は，駆動機構にねじ構造やギアボックス等があるため機械的要因では急激な開動作（以下「急開」という。）とはなり難い。また，電動での開放時間は約 10.6 秒であり，電気的要因でも急開とならないことから，誤開放を想定した場合，水撃作用による圧力変化が大きくなるような急開とはならない。
文献 ※１ によると，配管端に設置された弁の急開により配管内で水撃作用による圧力変化が大きくなるのは，弁の開放時間（Ｔ）が圧力波の管路内往復時間（μ）より短い場合であるとされている。
T

1

2L

Ｔ：弁の開放時間（s）
μ：圧力波の管路内往復時間（s）
Ｌ：配管長（m）
α：圧力波の伝搬速度（m／s）

ここで，αは管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみなすことができ，保守的に圧力波の管路内往復時間が長くなるように水の音速（α）を 1,400m／s ※２ とし，実機の残留熱除去系（低圧注水系）の注水配管
添付 2.7.2-6の配管長を基に配管長（Ｌ）を保守的に 130m とすると，圧力波の管路内往復時間（μ）は約 0.19 秒となる。残留熱除去系の外側隔離弁（電動弁）の開放
時間（Ｔ）は約 10.6 秒であることから，水撃作用による大きな圧力変化が生じることはなく，低圧設計部に負荷される圧力は原子炉圧力を大きく上回る
ことはないと考えられる。
※１

水撃作用と圧力脈動[改定版]第 2 編「水撃作用」（（財）電力中央研究所
特任研究員

※２

元

秋元徳三）

圧力 0.01MPa[abs]，水温 0℃の場合，水の音速は約 1,412.3m／s となる。
なお，液体の音速の圧力及び温度の依存性は小さいが，圧力については小さいほど，温度については約 70℃までは小さいほど音速は小さくなる傾向がある。

以上より，残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により系統が加圧される場合においても，原子炉圧力を大きく超える圧力は発生しないものと考えられるが，残留熱除去系の逆止弁が全開状態において電動弁が 10.6 秒で全閉から全開する場合の残留熱除去系の圧力推移をＴＲＡＣＧコードにより評価した。
残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値を第 2 表に，圧力推移図を第 2 図
に示す。

第2表

残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値

位
置
注入弁（F042A）入口（系統側）
逃がし弁（F025A）入口
熱交換器
ポンプ出口逆止弁（F031A）出口

圧力最大値（MPa[abs]）
約 7.50
約 7.10
約 8.00
約 8.01

添付 2.7.2-7

注 入 弁（ F042A ） 入 口（ 系 統側 ）
逃 が し弁 （ F025A ） 出口
熱 交 換器ポ ン プ出 口 逆止 弁（ F031A ）出 口

第2図

残留熱除去系過圧時の圧力推移

弁開放直後は，定格運転状態の残留熱除去系の注入弁出口（原子炉圧力容器側）の圧力（7.2MPa[abs]）に比べて最大約 0.8MPa 高い圧力（約 8.01MPa[abs]）
まで上昇し，その後，上昇幅は減衰し 10 秒程度で静定する。
次項の構造健全性評価に当たっては，圧力の最大値であるポンプ出口逆止弁 出 口におけ る約 8.01MPa［abs］に， 加圧される範 囲の最 下端の水頭 圧（ 0.24MPa ） を 加 え た 約 8.25MPa[abs] を 丸 め て ゲ ー ジ 圧 力 に 変 換 し た
8.2MPa[gage]が保守的に系統に負荷され続けることを想定する。また，圧力の上昇は 10 秒程度で静定することからこの間に流体温度や構造材温度が大きく上昇することはないと考えられるが，評価上は保守的に構造材温度が定格運転状態の原子炉冷却材温度である 288℃となっている状態を想定する。

添付 2.7.2-83.

構造健全性評価3.1

構造健全性評価の対象とした機器等について
残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により加圧される範囲において，圧力バ

ウンダリとなる以下の箇所に対して 2.で評価した圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下に晒された場合の構造健全性評価を実施した。
①

熱交換器

②

逃がし弁

③

弁

④

計

⑤

配管・配管フランジ部

器

詳細な評価対象箇所を第 3 図及び第 3 表に示す。

添付 2.7.2-9

MO

復水移送系より
F086

原子炉隔離時冷却系へ

F018-202
FT-N013

F061

F023

FT
F018-201

MO

MO

F016A

F017A
dPT-N058A

FF022-219

格納容器スプレイヘッダ

F171

可燃性ガス濃度制御系へ
FF101A
FF020-215

PT

FF104A

F009-201

FF022-230

MO

F009
-202

NO

F042A
FF029-201
FF007
-207

FT-N060A

FT
FF007
-206

V25-606

FF022-205

MO

F063A

高圧設計

F092A

NO

再循環系へ
F050A

F090A

FF020-230

F027A

F024A

F041A

FD042A-1

FD053A-1

低圧設計 高圧設計

MO

FT-N015A

低圧設計
F053A

F025A
FF012

FT

F091

再循環系よりサプレッション・チェンバスプレイへ

FT-C61-N001

F009

F008

MO

FT

MO

添付 2.7.2-10

FF022
-221

FF020-205

FF022
-223

FF029-202

復水移送系より

原子炉圧力容器

F170A

サプレッション・チェンバへ
MO
F049

F048A

残留熱除去系
熱交換器

MO

TE

F073A

F074A

PT

F065A

低圧炉心スプレイ系よりFF006-202
PT-N002A-1 TE-N004A

F084A
F004A

TE

FF006-201

FF007
-204
FF007 PT-N026A
-208

AO

F003A

MO

PT

MO
F047A

FF020-201

F080A F060A

F007
-203

F085A

PT

PT-N053A

TE-N027A

MO

F087A

低圧設計

MO

F181A

MO

サプレッション・チェンバより

高圧設計

F071A

F072A

MO

残留熱除去系ポンプ A

F098A

F006A

F051A

MO
F031A

F179A

残留熱除去系Ｂ系へ
F006B

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

第 3図

残留熱除去系Ａ系の評価対象範囲

第3表
機

評価対象範囲に設置された機器

器

弁番号，個数等

①

熱交換器

1個

②

逃がし弁

③

弁

1個
F025A
20 個
F003A，F016A，F023，F024A，F027A，F031A，
F047A，F048A，F049，F051A，F053A，F063A，
F085A，F086，F087A，F098A，F170A，FF012，
FF101A，FF104A
17 個
F065A，F072A，F073A，F074A，F080A，
F171 ， F179A ， F181A ， FF020-201 ，FF020-205 ， FF020-215 ， FF020-230 ，FF022-205 ， FF022-219 ， FF022-221 ，FF022-223,FF022-230
10 個
FF006-201 ， FF006-202 ， FF007-203 ，FF007-204 ， FF007-206 ， FF007-207 ，FF007-208 ， FF009-201 ， FF018-201 ，
FF018-202
4個
F060A，FF029-201，FF029-202，V25-606
10 個
TE-N004A ， TE-N027A ， PT-N002A-1 ，
PT-N026A ， PT-N053A ， dPT-N058A ，
FT-N013，FT-N015A，FT-N060A，
FT-C61-N001
1式

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器
隔離弁

サンプル弁
④

計

器

⑤

配

管

添付 2.7.2-11

3.2

構造健全性評価の結果(1)

熱交換器（別紙 3）
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧，加温される熱交換器の各部位について，「東海第二発電所

工事計画認可申請書」（以下「既工認」と い う 。） を 基 に 設 計 上 の 裕 度 を 確 認 し ， 裕 度 が 評 価 上 の 想 定 圧 力（8.2MPa[gage]）と系統の最高使用圧力（3.45MPa[gage]）との比である
2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・
出口管台及びフランジ部について評価した。
ａ．胴側胴板（厚肉部，薄肉部）「発電用原子力設備規格を含む））＜第Ⅰ編

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版

軽水炉規格＞（JSME S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格」という。）「PCV-3122

円筒形の胴の厚さの規定」を適用

し，胴板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
厚肉部
SB410
53.32
薄肉部
SB410
37.05
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

計算上必要な厚さ[t](mm)
35.71
35.71

判 定※
(t ｓ ≧t)○○ｂ．胴側鏡板設計・建設規格「PCV-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定 1」を適用し，胴側鏡板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
胴側鏡板
SB410
56.95
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

添付 2.7.2-12

計算上必要な厚さ[t](mm)35.08

判 定※(t ｓ ≧t)○

ｃ．胴側入口・出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用し，胴側入口・出口管台の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを
確認した。
評価部位

材

料

実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)

計算上必要な厚さ[t] (mm)判 定※(t ｓ ≧t)

8.62

○

胴側入口・
SF490A
14.55
出口管台※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

ｄ．フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力は許容応
力以下であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確
認した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
実機の断面積
必要な断面積
判 定※
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
フランジ部
106,961
74,184239
262○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

(2)

逃がし弁（別紙 4）ａ．弁座

設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」

を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必
要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
2.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

計算上必要な厚さ(mm)
0.7

添付 2.7.2-13

定※

判
○

ｂ．弁

体

弁体下面にかかる圧力が全て弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を評価した。その結果，発生せん断応力は許容せん断応
力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生せん断応力
(MPa)
弁 体
81
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位※

許容せん断応力
(MPa)
88

定※

判
○

ｃ．弁本体の耐圧部
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ(mm)
弁本体の耐圧部
9.0※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

必要な最小厚さ
(mm)
1.2

定※

判
○

ｄ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
判 定※
必要な断面積実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
弁耐圧部の接合部
481.3
438.5
214
142
−
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

上記の評価の結果，ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容圧力以上であったため，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボン
添付 2.7.2-14

ネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がマイナスであり，弁耐圧部の接合部が圧縮されることになるが，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が許容応力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生応力
(MPa)
弁耐圧部の接合部
67※ 発生応力が許容応力以下であること

許容応力
(MPa)
152

評価部位

(3)

定※

判
○

弁（別紙 5）ａ．弁 本 体設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは計算上必要な厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
F003A
SCPH2
22.0
F016A
SCPL1
20.0
F024A
SCPL1
24.0
F027A
SCPH2
10.0
F031A
SCPH2
22.5
F047A
SCPH2
22.0
F048A
SCPH2
31.0
F049
SCPH2
7.0
F063A
SCPH2
11.0
F086
SCPH2
8.0
F098A
SCPH2
23.0
F170A
SCPL1
16.0
F065A
SCPH2
8.0
F072A
SCPH2
11.0
F080A
SCPH2
9.0
F060A
SCPH2
6.5
FF029-201
SUS30412.5
FF029-202
SUS30412.5※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
弁番号

材

料

計算上必要な厚さ
(mm)
10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

判 定※
(t ｓ ≧t)
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応添付 2.7.2-15

力を算出した。その結果，F086，F080A，F060A，FF029-201 及び FF029-202の弁はボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ発生応力が許容圧力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
許容
ボルトの
発生
ボルトの
応力
判 定※
必要な断面積応力
実機の断面積
２
２
(MPa)
(mm )
(MPa)
(mm )
F003A
13,672
18,675
261
177
−
F016A
11,033
14,288
246
168
−
F024A
16,406
15,451
213
168
−
F027A
1,758
2,919
206
177
−
F031A
13,40011,610
305
177
−
F047A
13,672
18,675
261
177
−
F048A
11,03324,157
171
177
−
F049
2,770
3,818
189
177
−
F063A
1,803
2,061
206
177
−
F086
901
694
117
177
○
F098A
11,241
13,372
317
177
−
F170A
5,411
6,259
163
168
−
F065A
1,203
1,073
210
165
−
F072A
1,803
2,061
206
177
−
F080A
901
833
116
177
○
F060A
321
190
98
165
○
FF029-201
601
318
73
165
○
FF029-202
601
318
73
165
○
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
弁番号

また，上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボンネッ
トフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスである
弁については，伸び量がガスケットの復元量以下であり，評価した部位
は漏えいが発生しないことを確認した。伸び量がマイナスの弁について
はボンネットフランジとリフト制限板がメタルタッチしており，それ以
上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が材料の許容応力以下であり，評価した部位は破損
せず漏えいが発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-16

弁番号

伸び量
(mm)

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F098A
F170A

0.008
0.004
−0.0230.015−0.029
0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016

ｶﾞｽｹｯﾄ
復元量
(mm)
0.1
0.1
−
0.1
−
0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2

発生応力
(MPa)

許容応力
(MPa)

判

定※

−
−
○
−
−
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：128
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：427○−−○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：95
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：596
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：360
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：202
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱○
F065A−0.016−
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：194
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：134
F072A
0.011
0.2
−
−
○
※ 伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること

なお，以下の弁は加圧時の温度，圧力以上で設計していることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

弁番号
F023，F051A

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計圧力8.62MPa

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

(4)

計

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171，F179A，F181A，FF020-201，FF020-205，FF020-215，
FF020-230，FF022-205，FF022-219，FF022-221，FF022-223，
FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，FF007-206，
FF007-207，FF007-208，FF018-201，FF018-202
V25-606

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
26.3MPa器（別紙 6）ａ．圧力計，差圧計
以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時

添付 2.7.2-17

の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30〜40℃におけ る 設 計 引 張 強 さ に 対 す る 288 ℃ に お け る 設 計 引 張 強 さ の 割 合 は
SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値は加圧時における圧力以上となる。
計器番号
PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

計装設備耐圧（MPa）
約 14.7(150kg/cm2)
約 14.7(150kg/cm2)
約 14.7(150kg/cm2)
約 13.7(140kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm2)
約 14.7(150kg/cm2)
約 14.7(150kg/cm 2)

判定
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．温 度 計日 本 機 械 学 会 「 配 管 内 円 柱 状 構 造 物 の 流 量 振 動 評 価 指 針 」（ JSME
S012-1998）を適用し，同期振動発生の回避又は抑制の判定並びに応力評
価及び疲労評価を実施した。その結果，換算流速 Vγ が 1 より小さく，組合せ応力が許容値以下，かつ応力振幅が設計疲労限以下であることから，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
（同期振動発生の回避又は抑制評価）

※

計器番号

流 速V
(m／s)

換算流速 Vγ

換算係数率 C ｎ

TE-N004A

0.77

0.08

0.05

TE-N027A

0.76

0.08

0.05

判

定※

○
（Vγ ＜1 のため）○
（Vγ ＜1 のため）

「Vγ ＜1」，「Cｎ ＞64」又は「Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5」のいずれかを満足すること（流体振動に対する強度評価）
応力振幅の
設計疲労限
判
定※
（MPa）
TE-N004A
14.7
184
0.43
76
○
TE-N027A
14.7
184
0.41
76
○
※ 組合せ応力が組合せ応力の許容値以下であること，かつ応力振幅が応力振幅の設計疲労限以下であること
計器番号

組合せ応力
(MPa)

組合せ応力の許容値(MPa)

応力振幅
（MPa）

添付 2.7.2-18

(5)

配

管（別紙 7）ａ．管設計・建設規格「PPC-3411

直管(1)内圧を受ける直管」を適用し，必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
3
12.80
4
12.80
6
9.71
9
5.25
10
5.25
17
5.25
26
6.21
管
31
7.17
34
11.20
37
4.55
39
14.40
40
9.01
56
12.51
58
12.51
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

※

既工認配管 No

計算上必要な厚さ
（mm）
8.26
8.26
5.94
1.91
1.91
1.91
2.76
3.61
6.23
1.28
10.09
5.32
7.63
7.63

判

定※
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．フランジ部
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジ応力算定

用応力を算出し，フランジボルトの伸び量を評価した。その結果，伸び量がマイナスであり，フランジ部が圧縮されることになるが，ガスケッ
トの許容圧縮量が合計圧縮量以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
伸び量
（mm）
【最小値】

ｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄの
初期圧縮量
合計圧縮量（mm）
許容圧縮量
（mm）
【最大値】
（mm）
1.20
1.21
1.30
−0.01
ﾌﾗﾝｼﾞ部
2.40
2.41
2.60
−0.04
2.40
2.44
2.60
※ 伸び量がマイナスの場合は，ガスケットの合計圧縮量が許容圧縮量以下であること
評価部位

4.

判定 ※
○
○
○

破断面積の設定について（別紙 8）
3.の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分

添付 2.7.2-19

が加圧されたとしても，破損は発生しないことを確認した。
そこで，残留熱除去系の加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1

熱交換器
8.2
288
0.19
フランジ部
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

伸び量（mm）
＋
⊿L2

−
⊿L3

1.31

1.19

内径
(mm)

全部材
伸び量
(mm)

破断面積
(cm ２ )

2,120

0.31

約 21

上記評価に基づき，有効性評価では，残留熱除去系熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいが発生することを想定する。
なお，評価対象のうち残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系以外の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系には，加圧範囲に熱交換器のような大きなシール構造を有する機器は設置されていない。

5.

現場の環境評価
ＩＳＬＯＣＡが発生した場合，事象を収束させるために，健全な原子炉注
水系統による原子炉注水，逃がし安全弁による原子炉減圧及び残留熱除去系
によるサプレッション・プール冷却を実施する。また，漏えい箇所の隔離は，残留熱除去系（低圧注水系）の注入弁を現場にて閉止する想定としている。
ＩＳＬＯＣＡ発生に伴い原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいすることで，建屋下層階への漏えい水の滞留並びに高温水及び蒸気による建
屋内の雰囲気温度，湿度，圧力及び放射線量の上昇が想定されることから，設備の健全性及び現場作業の成立性に与える影響を評価した。
添付 2.7.2-20

現場の環境評価において想定する事故条件，重大事故等対策に関連する機器条件及び重大事故等対策に関連する操作条件は，有効性評価の解析と同様
であり，ＩＳＬＯＣＡは残留熱除去系Ｂ系にて発生するものとする。
なお，ＩＳＬＯＣＡが残留熱除去系Ａ系にて発生することを想定した場合，破断面積（約 21 ㎝ ２ ）及び破断箇所（熱交換器フランジ部）はＢ系の場合と同じであり，漏えい発生区画は東側となることから，原子炉建屋原子炉棟の東側区画の建屋内雰囲気温度等が同程度上昇する。
(1)

設備の健全性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に期待する設備は，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系Ａ系及び低圧代替注水系（常設），逃がし安全弁並びに関連する計装設備である。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合の設備の健全性への影響について以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東海第二発電所の原子炉建屋原子炉棟は，地下 2 階から 5 階まで耐火壁を設置することで東側区分と西側区分を物理的に分離する方針である。
ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材の漏えいは，残留熱除去系Ｂ系が設置されている西側区画において発生するのに対して，原子炉隔離時冷却系，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系は東側区画に位置していることから，溢水の影響はない。
低圧代替注水系（常設）は，ポンプが原子炉建屋原子炉棟から物理的に分離された区画に設置されているため，溢水の影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁のうち原子炉建屋原子炉棟内に設置されるものは原子炉建屋原子炉棟 3 階以上に位置しており，事象発生から評
添付 2.7.2-21

価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原子炉
冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 以下であるため，溢水の影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度・湿度については，初期値から有意な上昇がな
く，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系への影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の原子炉建屋原子炉棟内の電動弁は，西側区画に位置するものが 2 個あるが，これらはＩＳＬＯ
ＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境を考慮しても機能が維持される設計とすることから影響はない。さらに，逃がし安全弁及び関連する計装設備についても，ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境において機能喪失することはない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，
地上 3 階における吸収線量率は最大でも約 15.2mGy／h 程度であり，設計基準事故対象設備の設計条件である 1.7kGy と比較しても十分な余裕があるため，期待している機器の機能維持を妨げることはない。
添付 2.7.2-22

(2)現場操作の成立性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に必要な現場操作は，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作である。
残留熱除去系Ｂ系の注入弁の操作場所及びアクセスルートを第 4 図に示す。残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時は，原子炉建屋原子炉
棟内の環境を考慮して，主に漏えいが発生している西側区画とは逆の東側区画を移動することとしている。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合のアクセス性への影響を以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東側区画は，ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材漏えいが発生する西側
区画とは物理的に分離されていることから，溢水による東側区画のアクセス性への影響はない。また，注入弁は西側区画の 3 階に設置されており，この場所において注入弁の現場閉止操作を実施するが，事象発生か
ら評価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原
子炉冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 以下であるため，操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度及び湿度については，初期値から有意な上昇がなく，アクセス性への影響はない。また，西側区画のうちアクセスルー
添付 2.7.2-23

ト及び操作場所となる原子炉建屋原子炉棟 3 階西側において，原子炉減圧後に建屋内環境が静定する事象発生の約 2 時間後から現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間後までの温度及び湿度は，最大で約44℃及び約 100％である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，操作場所へのアクセス及び操作は可能である ※ 。なお，操作場所への移動及び現場操作を実施する場合は，放射線防護具（タイベック，アノラック，個人線量計，長靴・胴長靴，自給
式呼吸用保護具，綿手袋，ゴム手袋）を着用する。
※

想定している作業環境（最大約 44℃）においては，主に低温やけどが懸念されるが，一般的に，接触温度と低温やけどになるまでのおおよその時間の関係は，44℃で 3 時間〜4 時間として知られている。（出典：消費者庁
News Release（平成 25 年 2 月 27 日））

ｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，線量率は最大で約 15.2mSv／h である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原
子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，作業時間を保守的に 1 時間と設定し時間減衰を考慮しない場合においても作業員の受ける実効線量は最大で約 15.2mSv となる。また，有効性評価において現場操作を開始す
る事象発生の約 3 時間後における線量率は約 5.6mSv／h であり，この場合に作業員の受ける実効線量は約 5.6mSv となる。
なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質の一添付 2.7.2-24

部はブローアウトパネルを通じて環境へ放出されるおそれがあるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-25

添付 2.7.2-26
第4図

操作場所へのアクセスルート

(3)

結

論

ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合でも，
ＩＳＬＯＣＡ対応に必要な設備の健全性は維持される。また，中央制御室の隔離操作に失敗した場合でも，現場での隔離操作が可能であることを確
認した。

6.

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について
ＩＳＬＯＣＡの発生後，原子炉建屋原子炉棟が加圧されブローアウトパネルが開放された場合，原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物がブローアウトパネルから大気中に放出されるため，この場合における非居住区域境界
及び敷地境界の実効線量を評価した。
その結果，非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2
×10 −１ mSv 及び約 3.3×10−１ mSv となり，「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2
×10 −１ mSv，敷地境界：約 6.2×10−１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-27

別紙 1
残留熱除去系Ａ，Ｂ系電動弁作動試験について

この試験は，保安規定第 39 条に基づく試験であり，原子炉の状態が運転，起動又は高温停止において 1 ヶ月に 1 回の頻度で実施する。
保安規定第 39 条（抜粋）
低圧注水系における注入弁，試験可能逆止弁，格納容器スプレイ弁，サプ
レッションプールスプレイ弁及び残留熱除去系テストバイパス弁が開する
ことを確認する。また，動作確認後，動作確認に際して作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認する。

添付 2.7.2-28

別紙 2
低圧炉心スプレイ系の構造健全性評価

低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲を別第 2-1 図，評価対象範囲に設置された機器を別第 2-1 表，評価結果を別第 2-2 表から別第 2-8 表に示す。

添付 2.7.2-29

復水移送系より
7-18V77

dPT-N050

原子炉圧力容器

dPTd
FF009
-201

NO
F051

F006

MO

F025
F018
F025

FF004
-207

FT-N003
FF004
-205F

F060

FT

FT

FT-N051

FF010
-201
FF004
-204

FF004
-203

F005

低圧設計

高圧設計

MO

F012

PI-R002

PI

添付 2.7.2-30

F004

FF004
-202

PT
F003

FF004-202

サプレッション・チェンバへ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

サプレッション・チェンバより残留熱除去系 A 系へ

レグシールポンプ

F033

F034

F032
F001

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

別第 2-1 図

低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲

PT-N054

別第 2-1 表

評価対象範囲に設置された機器（低圧炉心スプレイ系）

機
①

逃がし弁

②

弁

器

弁番号，個数等

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁
計器
隔離弁
サンプル弁

③

計

器

④

配

管

別第 2-2 表

逃がし弁の評価結果（弁座）

実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
4.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

別第 2-3 表

別第 2-4 表

計算上必要な厚さ
(mm)
1.0

定※

判
○

逃がし弁の評価結果（弁体）

発生せん断応力
(MPa)
弁 体
143
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位

※

1個
F018
7個
F003，F004，F005，F012，F025，F034，
F060
1個
FF004-205
4個
FF004-202 ， FF004-203 ， FF004-204 ，FF004-207
1個
FF010-201
5個
PI-R002，PT-N054，dPT-N050，FT-N003，
FT-N0511式

許容せん断応力
(MPa)
313

定※

判
○

逃がし弁の評価結果（弁耐圧部の接合部）（1／2）

ボルトの
ボルトの
発生
許容
実機の断面積
必要な断面積応力応力
判 定※(mm ２ )
(mm２ )(MPa)(MPa)
弁耐圧部の接合部
641.7
749.8
322
142.5
−
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.2-31

別第 2-4 表

逃がし弁の評価結果（弁耐圧部の接合部）（2／2）

ｶﾞｽｹｯﾄ
発生応力
許容応力
判 定※
復元量
(MPa)
(MPa)
(mm)
弁耐圧部の接合部
0.003
0.086
−
−
○
※ 伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること。
伸び量
(mm)

評価部位

別第 2-5 表

弁の評価結果（1／3）

実機の最小厚さ
(mm)
F003
SCPH2
22.2
F012
SCPL1
21.0
F060
SCPH2
14.0
FF010-201
SUS30412.5※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
弁番号

材

料

別第 2-5 表
評価部位

弁番号

ベント弁
ドレン弁
計器隔離弁

9.97MPa

計器の評価結果（圧力計，差圧計）

別第 2-7 表※

9.97MPa

FF004-202，FF004-203，FF004-204，FF004-207

計器番号
PI-R002
PT-N054
dPT-N050
FT-N003
FT-N051
ブルドン管の耐圧・漏えい試験圧力計装設備耐圧（MPa）
約 10.3(105kg/cm2 )※約 14.7(150kg/cm2)
約 13.7(140kg/cm 2)
約 14.7(150kg/cm2)
約 22.1(225kg/cm2)

判

定
○
○
○
○
○

配管の評価結果（管）実機の最小厚さ
(mm)
3
11.20
8
12.51
管
10
11.11
11
9.01
15
7.17
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

設計温度
302℃

許容圧力
9.97MPa

F004，F025，F034
FF004-205

別第 2-6 表○○○○

弁の評価結果（3／3）

評価部位
プロセス弁
その他の弁

※

設計圧力
8.62MPaF005

別第 2-5 表定※

判弁の評価結果（2／3）

弁番号

プロセス弁

計算上必要な厚さ
(mm)
8.7
7.7
5.1
1.5

既工認配管 No

添付 2.7.2-32

計算上必要な厚さ
（mm）
6.24
5.10
6.51
5.10
3.62

判

定※
○
○
○
○
○

別第 2-8 表

配管の評価結果（フランジ）

ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
必要な断面積判 定※
実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
940
349
140
396
○
フランジ部
11,240
10,130252
393○
11,24010,190253
393○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.2-33

別紙 3
熱交換器からの漏えいの可能性について

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板及び胴側入口・出口管台及びフランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）
が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確
認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4（隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力 8.2MPa[gage]と最高使用圧力 3.45MPa[gage]の比）より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・出口管台及びフランジ部について評価した。
別第 3-1 表に既工認強度計算結果の設計裕度及を示す。

添付 2.7.2-34

別第 3-1 表

既工認強度計算結果の設計裕度（3.45MPa，249℃）

評価部位
胴板（厚肉部）
胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側出口
胴側液面計
胴側ドレン
胴側ベント(1)
胴側ベント(2)
胴側入口
胴側逃がし弁（座）胴側逃がし弁（管）

1.2

評価方法

(1)

胴側胴板の評価

実機の値
53.32mm
最小厚さ
37.05mm
最小厚さ
56.95mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
6.15mm
最小厚さ62.50mm
最小厚さ
5.50mm
最小厚さ10.00mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
5.45mm
最小厚さ
3.20mm
最小厚さ

設計・建設規格「PVC-3122

判定基準≧34.21mm
必要厚さ≧34.21mm
必要厚さ≧33.64mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.56mm
必要厚さ≧2.26mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.42mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.80mm
必要厚さ

裕

度

1.55
1.08
1.69
1.87
10.98
27.65
6.54
23.80
1.87
6.48
4.00

円筒形の胴の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。
t

PD
2S
1 .2 Pi

t：胴側胴板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：胴の内径（＝2,000mm）
S：胴板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）
添付 2.7.2-35

SB410）

(2)胴側鏡板の評価
設計・建設規格「PVC-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定１」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上である
ことを確認した。

t

PD K
2S
0.2 P
i

t：胴側鏡板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：鏡板の内面における長径（＝2,000mm）
K：半だ円形鏡板の形状による係数（＝1.0）
S：鏡板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃

SB410）

η：継手効率（＝1.0）(3)

胴側入口，出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認
した。

t

PD
2S
0.8P
0

t：胴側入口，出口管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（＝558.8mm）
S：管台の設計引張強さ（Su＝438MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）

添付 2.7.2-36

SF490A）

(4)

フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用してボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上であり，かつ発生応力が許容応力以下であることを確認した。

加圧される範囲

フランジ部

別第 3-1 図

1.3

フランジ部

評価結果

熱交換器の各部位について評価した結果，別第 3-2 表及び別第 3-3 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-37

別第 3-2 表
評価部位
胴側胴板（厚肉部）
胴側胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側入口・出口管台

実機の値
53.32mm（実機の最小厚さ）
37.05mm（実機の最小厚さ）
56.95mm（実機の最小厚さ）
14.55mm（実機の最小厚さ）

別第 3-3 表
評価部位
フランジ部

フランジ部以外の評価結果

ボルトの実機の断面積(mm２ )
106,961

判定基準
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.08mm（計算上必要な厚さ）
8.62mm（計算上必要な厚さ）

フランジ部の評価結果
ボルトの必要な断面積(mm２ )
74,184添付 2.7.2-38

発生応力
(MPa)
239

許容応力
(MPa)
262

別紙 4
逃がし弁からの漏えいの可能性について逃がし弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位

逃がし弁については，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時において吹き出し前に加圧される弁座，弁体及び入口配管並びに吹き出し後に加圧される弁耐圧部及び弁耐圧部の接合部について評価した。

1.2

評価方法

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時には 8.2MPa[gage]になる前に逃がし弁が吹き出し，圧力は低下すると考えられるが，ここでは，逃がし弁の吹き出し前に加圧される箇所と吹き出し後に加圧される箇所ともに 8.2MPa[gage]，
288℃になるものとして評価する。

(1)

弁座の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁座は円筒形の形状であることから，設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」を準用し，計算上必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。

t

PD
2S
0.8P
0

添付 2.7.2-39

t：管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（mm）
S：使用温度における許容引張応力（MPa）
η：継手効率 ※※(2)

弁座は溶接を実施していないため，1.0 を使用

弁体の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁体の中心部は弁棒で支持されており，外周付近は構造上拘束されていることから，弁体下面にかかる圧力（8.2MPa[gage]）が全ての弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を算出し，許容せん断応力以下である
ことを確認した。
F
A

F 1.054D

2Pσ：せん断応力（MPa）
F：せん断力（N）
A：弁体最小断面積（mm ２ ）D：弁座口の径（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）(3)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最添付 2.7.2-40

小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確
認した。
t

Pd
2S 1.2P
t：弁箱の必要な厚さ
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(4)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容応力以下であることを確認した。

別第 4-1 表
評価部位
弁耐圧部の接合部

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
481.3

ボルトの必要な断面積(mm２ )
438.5

添付 2.7.2-41

発生応力
(MPa)
214

許容応力
(MPa)
142

弁耐圧部の接合部

別第 4-1 図

弁耐圧部の接合部

上記を満たさない場合は ，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及上記を満たさない場合は，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボンネットボル
トの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ 以下であることを確
以下である
認した。
※

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール

添付 2.7.2-42

性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力以下であることを確認した。
ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

)

＋8×⑥

×⑦

)

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）③：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）
添付 2.7.2-43

⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量

添付 2.7.2-44

（mm）
※

(c)

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧

添付 2.7.2-45

d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）

1.3

評価結果

逃がし弁の各部位について評価した結果，別第 4-2 表から別第 4-6 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-46

別第 4-2 表
評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

D０ ：外径（mm）

弁座

SUS3048.2

19

別第 4-3 表材料

添付 2.7.2-47

別第 4-4 表
評価部位

材料

弁本体の耐圧部

SCPH2

P：内圧
（MPa）
8.2

S：使用温度における許容引張応力（MPa）
110

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

2.8

0.7

許容せん断応力 ※(MPa)
88

発生せん断応力(MPa)
81

実機の最小厚さ（mm）
9.0

計算上必要な厚さ（mm）
1.2

評価結果（弁体）

P：内圧
A：弁体最小断面積（mm２ ）（MPa）
弁体
SUS3048.2
19ボイラー構造規格より設計の許容値として 0.8S を適用した。

評価部位※

評価結果（弁座）

D：弁座口の径(mm)
15

評価結果（弁本体の耐圧部）
d：内径（mm）
50

S：設計降伏点（MPa）191

別第 4-5 表

評価部位①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

弁耐圧部の
接合部

16

16

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの伸び量）③縦弾性係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

④線膨張
係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞ
ﾙﾄ)
(mm／
mm℃)

183,960

1.29E-05

別第 4-6 表
添付 2.7.2-48

評価
部位

① 締付
ﾄﾙｸ値
(N・m)

② ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ本数(本)③
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ外径
(mm)

弁耐圧部の
接合部

25.01

6

12

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞの材料⑥線膨張係数(弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／mm℃）

S45C

1.29E-05

SCPH2

1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの内圧による伸び量(mm)⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ
の熱によ
る伸び量
(mm)

⑩伸び量
(mm)

SCPH2

−0.003

0.111

0.111

−0.003弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの発生応力）④ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
締付ﾄﾙｸ
による
全締付荷重
(N)

⑤
ｶﾞｽｹｯﾄ
反力円の
直径
(mm)

⑥
ｶﾞｽｹｯﾄの
有効幅(mm)

62,525

62.5

3.25

⑦
ｶﾞｽｹｯﾄ係数8.2MPa の
加圧に
必要な
最小荷重
(N)

⑨
不足する
荷重
(N)

⑩
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
1 本当たり
に発生する
荷重
(N)

⑪
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
径面積(mm２ )⑫ ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの
発生応力
(MPa)

2.75

53,937

8,588−1,431

80.21

18

⑧

別紙 5
弁（逃がし弁を除く。）からの漏えいの可能性について逃がし弁を除く弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。
ここで，以下の弁については隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力，温度以上で設計していることから破損が発生しないことを確認した。

別第 5-1 表機器等
プロセス弁

弁の設計圧力・温度

弁番号F023，F051A

設計圧力8.62MPa

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生しないことを確認した。

別第 5-2 表
機器等
プロセス弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁
サンプル弁

弁の許容圧力

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171， F179A， F181A ， FF020-201， FF020-205 ，FF020-215，FF020-230，FF022-205，FF022-219，
FF022-221，FF022-223，FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，
FF007-206，FF007-207，FF007-208，FF018-201，
FF018-202
V25-606

添付 2.7.2-49

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
26.3MPa1.

強度評価
評価対象弁の構成部品のうち，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に破損が発生すると想定される部位として，弁箱及び弁蓋からなる弁本体の耐圧部並びに弁本体耐圧部の接合部について評価した。
(1)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さを上回ることを確認した。
Pd
2S 1.2Ptt：弁箱の必要な厚さ
P：ＩＳＬＯＣＡ発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(2)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積を上回り，かつ発生応力が許容応力を下回ることを確認した。
別第 5-3 表
弁番号
F086
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
901
901
321
601
601

ボルトの必要な断面積(mm２ )
694
833
190
318
318

添付 2.7.2-50

発生応力
(MPa)
117
116
98
73
73

許容応力
(MPa)
177
177
165
165
165

上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボ
ンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ ３ を下回ることを確認した。
※3

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力を下回ること，ボンネットフランジと弁箱フランジの合わせ面がメタルタッチする弁については合わせ面の発生応力が材料の許容応力を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-51

ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

)

＋8×⑥

×⑦

)

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）③：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）
添付 2.7.2-52

③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

添付 2.7.2-53

(c)

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a ２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧
d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）添付 2.7.2-54

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）

1.3

評価結果

弁（逃がし弁を除く。）の各部位について評価した結果，別第 5-4 表から別第5-7 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピー
ク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-55

別第 5-4 表

弁耐圧部の強度評価結果

添付 2.7.2-56

評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

d：内径（mm）

S：設計降伏点（MPa）

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F086
F098A
F170A
F065A
F072A
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SUS304
SUS304

8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2

480
416
480
144
444.5
480
660
184
184
90
500
280
136.5
184
102
54
45
45

191
186
186
191
191
191
191
191
191
191
191
186
191
191
191
191
128
128

22.0
20.0
24.0
10.0
22.5
22.0
31.0
7.0
11.0
8.0
23.0
16.0
8.0
11.0
9.0
6.5
12.5
12.5

10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

別第 5-5 表

弁耐圧部の接合部評価結果（ボンネットボルトの伸び量）

添付 2.7.2-57

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

186,960
186,960
186,960
186,960④線膨張
係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(mm／
mm℃)
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05

A193 B7
A320 L7
A320 L7
A193 B7

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

186,960

1.29E-05

SCM435

1.29E-05

F047A
66
66
186,960
1.33E-05 A193 B7
F048A
65
65
186,960
1.33E-05 A193 B7
F049
41
41
186,960 1.33E-05 A193 B7
F063A
24
26
186,960
1.29E-05
SCM435F098A
50
54
186,960
1.29E-05
SCM435
F170A
47
53
186,960
1.29E-05
SNB7
F065A
27
0※
186,960 1.29E-05
SCM435F072A
24
26
186,960
1.29E-05
SCM435※ 弁箱がフランジを持たない構造のため，値を 0 とした。

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.32E-05
1.29E-05

弁番号①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

③縦弾
性係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

F003A
F016A
F024A
F027A

66
62
50
36

66
62
50
36

F031A

58

64

別第 5-6 表

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料
SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
ASTM
A515
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
S25C
SCPH2

⑥線膨張
係数
(弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／
mm℃）
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
内圧によ
る伸び量
(mm)

⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの熱による伸び
量(mm)

⑩伸び量
(mm)

ｶﾞｽｹｯﾄ
の
復元量

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2

−0.004−0.007−0.032
0.008

0.469
0.440
0.355
0.256

0.457
0.429
0.346
0.249

0.008
0.004
−0.023
0.015

0.1
0.1
−
0.1

1.29E-05

SCPH2−0.029

0.422

0.422

−0.029

−1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05−
1.29E-05

SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
−
SCPH2

−0.0040.051−0.006
0.011
0.032
0.016
−0.013
0.011

0.469
0.462
0.291
0.173
0.360
0.346
0.093
0.173

0.457
0.450
0.284
0.173
0.360
0.346
0.096
0.173

0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016
−0.016
0.011

0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2
−
0.2

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットナット座面の面圧評価結果）

弁番号

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄの材料

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
呼び径(mm)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面外径(mm)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴径(mm)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面直径(mm２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴面積(mm ２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
座面の面積(mm２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
本数

F024A
F031A
F065A

A197 B7
SCM435
S45C

M33
M33
M16

48
52.5
23

36
36
19

−
−
−

1,017.9
1,017.9
283.5

792
1,147
132

24
20
8

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
締付部の
発生応力
(MPa)
128
95
202

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾅｯﾄの
許容応力
(MPa)
427
596
360

別第 5-7 表

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧）

弁番号

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの材料

弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの材料

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部外径(mm)

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部内径(mm)

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部面積(mm２ )

F065A

S25C

SCPH2

159

152.5

1,590.3

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面の応力(MPa)
134

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの
許容応力
(MPa)

弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの
許容応力
(MPa)

194

191

添付 2.7.2-58

別紙 6
計器からの漏えいの可能性について

計器について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

圧力計，差圧計
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30〜40℃における設計引張強さに対する 288℃における設計引張強さの割合は SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値
は加圧時における圧力以上となる。

別第 6-1 表

圧力計，差圧計の設計圧力計装設備耐圧（MPa）14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )計器番号PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

2.

温度計

2.1

評価方針

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される温度計について，耐圧部となる温度計ウェルの健全性を評価した。評価手法として，日本機械学会「配管内円通状構造物の流量振動評価指針（JSME S 012-1998）」に従い，同期振動添付 2.7.2-59

発生の回避又は抑制評価，一次応力評価並びに疲労評価を実施し，破損の有無を確認した。評価条件を別第 6-2 表に示す。

別第 6-2 表
圧力8.2MPa

2.2

評価方法

(1)

評価手順

温度
288℃

評価条件

流量
200m３ ／h

流体密度736kg／m３

動粘度1.25×10−７ m２ ／s

流力振動評価指針に従った評価手順を別第 6-1 図に示す。

添付 2.7.2-60

スタート

漏えい有

基本固有振動数の算出

換算流速 Vγ の算出

換算減衰率 C n の算出
同期振動の回避又は抑制評価(a)〜(c)のいずれかを満足するか？
(a) V γ ＜1(b) C ｎ ＞64(c) V γ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5

NoYes
流体力による応力の算出

定常抗力による応力算出（σ Ｄ ）流れの乱れによるランダム振動応力の算出（σ Ｒ ）流力振動に対する強度評価

応力制限（σ Ｄ ，σ Ｒ と他の荷重との組合せ）

許容応力以下？

No

Yes
疲労評価（σ Ｒ ）設計疲労限以下？

No

Yes

漏えい無

別第 6-1 図(2)

配管内円柱状構造物の流力振動フロー

評価式
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する評価式を別第6-3 表に示す。
添付 2.7.2-61

別第 6-3 表
項 目
1. 各 種 パ ラ
メータの算定

評価式（その１）
評価式

・基本固有振動数 f ０
２

f

０

2・ ・L

０

E・I
m

・

２

I

・(d
64
1.875

d )

４

４

０

０

m

ｉ

・(d

4

d )

２

２

０

Ｓ

ｉ

・d

２

０

・換算流速 Vγ

V

γ

V
f・d
０

０

流速 V には流速分布が非一様（通常，管中心部で管壁部よりも流速は大きい。）の場合は，構造物周辺平均流速 V を用いる。

2・
V

n

L
)
n 1 D／ 2
(

ｅ

1

1
1
n

1 (

n
L
(
)
2・ n 1 D／ 2
ｅ

L
)
D／ 2

２

ｅ

1
2
n

( n 1)( 2・ n 1)
・
・V
2・ n
２

ｍ

また，流速 V はエルボ等による偏流の影響を考慮して構造物周辺平均
流速 V に以下の割増係数を乗じた値とするが，今回は十分な保守性が確保されていることを確認するために割増係数「2」として計算する。
割増係数−
x：偏流発生源から構造物
までの距離
1.5
x／D≦3
D：配管内径1.25
3＜x／D≦5・換算減衰率 C ｎ

C

ｎ

2・m・σ
・d
０

2・ ・

＝0.002（ねじ接合），0.0005（溶接接合）

添付 2.7.2-62

別第 6-3 表
項 目
2. 流 体 力 に
よる応力
の算出

評価式（その 2）
評価式

・定常抗力による応力σ Ｄ

F・L・(2・L L )2・Z
1・ ・V ・d・C
F
2
C 1.2
Ｄ

Ｄ

ｅ

ｅ

２

Ｄ

Ｄ

０

Ｄ

４

Z

４

(d
d )
・
32
d
０

ｉ

０

・ランダム振動応力振幅σ Ｒ
２E・Ｉ・y (L）・
Z
L

０

Ｒ

Ｒ

２

２

・G ( f )64・ ・m・f ・(y ( L) 2・C・
Ｒ

０

０

０

３

３

２

０

ｆ

)

C0＝3.0ξ ｆ ＝0β ０ ＝η ０ ／λ ０sinh( ) sin( )００・cosh( ) cos( )

０

０

０

L
)
L

０

・(1

０

0.734

ｅ

０

1
G( f ) (C・' ・ ・V ・d )
2
２

２

０

０

C

０

d
(f ・
)
V

０

０

＝0.13

4

(f )
０

1 4・ ・f
２

2

０

f・d
V

f

０

０

０

・外圧により円柱状構造物に発生する応力ρ Ｇ
厚肉円筒において，外圧がかかっている場合の円周方向の応力式を使
用する。

2・P・d
d d

２

Ｇ

２

２

０

ｉ

添付 2.7.2-63

(3)

記号説明

B１ ，B ２
C０
CＤ
Cｎ
C
d０
dｉ
E
f０
FＤ
G
I
K
L
Lｅ
m
n
P
Sｍ
V
Vｍ

V
Vｒ
yＲ (L)
Z
β０
δ
ξ
ξｆ
ρ
ρｓ
σＤ
σＦ
σＲ
σＧ
Φ

応力係数（−）
二乗平均値からピーク値への換算係数（−）
定常抗力係数（−）
換算減衰率
ランダム励振力係数（−）
構造物の代表外径（−）
構造物の代表内径（−）
構造物の縦弾性係数（Pa）
円柱状構造物の基本固有振動数（Pa）
単位長さ当たりの流体抗力（N／m）
単位長さ当たりのランダム励振力のパワースペクトル密度（N２ ・S／m２ ）構造物の断面二次モーメント（m２ ）応力集中係数（−）
構造物の長さ（m）
流体中に突き出た構造物長さ（m）
付加質量を含む構造物の単位長さ当たり質量（kg／m）
Re 数に基づく係数（−）
配管の最高使用圧力（MPa）
設計応力強さ（MPa）
流速（m／s）
断面平均流速（m／s）
構造物周辺平均流速（m／s）
換算流速（−）
ランダム振動変位振幅（m）
構造物の断面係数（m ３ ）基本振動モードの刺激係数（−）
空気中における構造物の対数減衰率（−）
空気中における構造物の臨界減衰比（−）
流体減衰（−）
流体の密度（kg／m３ ）構造物の密度（kg／m ３ ）定常抗力による応力（MPa）
設計疲労限（MPa）
ランダム振動応力振幅（MPa）
外圧により構造物に発生する応力（MPa）
ランダム励振力の規格化パワースペクトル密度（−）

添付 2.7.2-64

(4)

判定基準
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する判定基準を別第6-4 表に示す。
別第 6-4 表

項 目
1. 同 期 振 動
の回避又
は抑制評
価
2. 流 力 振 動
に対する
強度評価

判定基準

判定基準
下記のいずれかを満足すること。
(a)Vγ ＜1(b)Cｎ ＞64(c)Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5・応力制限
組合せ応力は，設計建設規格より PPB-3520（クラス１）を適用した以下の条件を満足すること。
（σ Ｄ ＋σ Ｒ ）≦min（1.5・Sm，1.5・S）（クラス１）……B １・σ Ｇ ＋B２・
B１ ＝1.0（ねじ接合），0.75（溶接接合）
B２ ＝4.0（ねじ接合），1.5（溶接接合）
・疲労評価
応力集中係数 K を考慮した応力振幅が以下の条件を満足すること。
K・σ Ｒ ≦σ Ｆ
K＝4.0（ねじ接合），4.2（溶接接合）

2.3

評価結果

計器について評価した結果，別第 6-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材
温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-65

別第 6-5 表
流体条件

評価結果

配管仕様

構造物仕様

流
体
種
別

V
(m／s)

ρ
(kg／m
３
)

ク
ラ
ス

P
(MPa)

最高
使用
温度
(℃)

構造
物

計器
番号

温度
計ウ
ェル

TE-N004A

水

0.77

736

3

8.2

288

TE-N027A

水

0.76

736

3

8.2

288

構造
物

計器
番号

Vγ

Cｎ

(a)
Vγ ＜1

(b)
Cn ＞64

温度
計ウ
ェル
※1
※2
※3

TE-N004A

0.08

0.05

○

−

(c)
Vγ ＜3.3
Cｎ ＞2.5−

TE-N027A

0.08

0.05

○

−

−

タイプ

材料

溶接
接合
溶接
接合

ASTM-A105
ASTM-A105

同期振動評価

d０
（×10
−３
m）

dｉ
（×10
−３
m）

L
（×10
−３
m）

Lｅ
（×10
−３
m）

ρｓ
（×10
３
kg／m
３
）

23.85

9.1

203

203

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

23.85

9.1

203

155.2

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

同期振動評価

I
（×10
−８ ４
m ）

m
(kg／
m)

E ※１
（×10
１１
Pa）

f０
(Hz)

応力制限

添付 2.7.2-66

6.24

Z
（×10
−６ ３
m ）
1.30

6.08

1.30

FＤ
(N／m)

σＤ
（MPa）

yＲ (L)（×10−８ m）

σＲ
（MPa）

σＧ
（MPa）

0.10

54.8

0.10

19.2

組合せ
応力
（MPa）
14.7

0.09

52.1

0.10

19.2

14.7

設計・建設規格 付録材料図表 Part6 表 1 における炭素量が 0.3％を超える炭素鋼の 288℃の値
S ｍ は設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表 5 における ASTM-A105（SF490A）の 288℃の値
設計・建設規格 付録材料図表 Part8 図 1 における Su≦550MPa 線図の繰返しピーク応力強さを 288℃の縦弾性係数で補正した値

184

疲労評価
応力
σ Ｆ ※３
振幅
（MPa）
(MPa)
0.43
76

184

0.41

※２

1.5・S
(MPa)

76

別紙 7
配管からの漏えいの可能性について

配管及び配管フランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定
配管の構成部品のうち漏えいが想定される部位は，高温・高圧の加わる配管と，配管と配管をつなぐフランジ部があり，それらについて評価を実施した。評価対象配管を別第 7-1 図に示す。

1.2

評価方法

(1)

配管の評価
クラス２配管の評価手法である設計・建設規格「PPC-3411(1)内圧を受ける直管」を適用して必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さを上回ることを確認した。
t

PD
2S
0.8 P
０

t：管の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管の外径（mm）
S：設計引張強さ（MPa）
η：長手継手効率

添付 2.7.2-67

(2)フランジ部の評価
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジの手法を適用してフランジ応力算定用圧力からフランジボルトの伸び量を算出したところ，伸び量がマイナスの場合は，フランジ部が増し締めされるため，ガスケット最大圧縮量を下回ることを確認した。
なお，熱曲げモーメントの影響については，設計・建設規格で規定されている（PPC-1.7）式を使用し，フランジ部に作用するモーメントを圧力に換算して評価を実施した。

1.3

評価結果

配管の各部位について評価した結果，別第 7-1 表及び別第 7-2 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-68

添付 2.7.2-69
別第 7-1 図

残留熱除去系Ａ系

必要板厚評価対象配管（既工認系統図）

別第 7-1 表

添付 2.7.2-70

配管 No.

クラス
区分

D０ ：外径
(mm)

公称厚さ
(mm)

3

2

457.20

14.30

4

2

457.20

14.30

6

2

355.60

11.10

9

2

114.30

6.00

10

2

114.30

6.00

17

2

114.30

6.00

26

2

165.20

7.10

31

2

216.30

8.20

34

2

406.40

12.70

37

2

76.30

5.20

39

2

558.80

15.90

40

2

318.50

10.30

56

2

457.20

14.30

58

2

457.20

14.30

材料
SM41B
(SM400B)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
SM50B(SM490B)
STPT42(STPT410)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)

必要厚さ評価結果

評価圧力
(MPa)

評価温度
(℃)

η：継手
効率

公差
(％)

最小厚さ
(mm)

S:設計引張強さ(MPa)

必要厚さ t
(mm)

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

12.5

9.71

242.40

5.94

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

6.21

242.40

2.76

8.20

288

1.00

12.5

7.17

242.40

3.61

8.20

288

1.00

1.5

11.20

264.60

6.23

8.20

288

1.00

12.5

4.55

242.40

1.28

8.20

288

1.00

1.5

14.40

223.80

10.09

8.20

288

1.00

12.5

9.01

242.40

5.32

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.40

7.63

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.407.63

別第 7-2 表
フランジ用途F1150A 検出フランジ

フランジ部評価結果（1／2）
F2450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

添付 2.7.2-71

F5
熱交換器ドレン
フランジ
40A
288
20
268
8.2
SUS304 4.5t×1
SCM43520
4186,960
8.2
1.00E+04

フランジ口径
150A
450A
350A
25A
評価温度(℃)
288
288
288
288
常温(℃)
20
20
20
20
評価温度⊿t(℃)＝ISLOCA 発生時温度−常温
268
268
268
268
評価圧力(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
ガスケット仕様SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×1
ボルト材質
SCM435
SCM435
SCM435
SCM435ボルトサイズ
20
30
30
16
ボルト仕様
本数
12
24
20
4
縦弾性係数 E(MPa)186,960
186,960
186,960
186,960
内圧(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
フランジに作用する自重曲げモーメント ※１ M(N・mm)
3.90E+05
6.42E+06
9.20E+05
2.00E+04
フランジに作用する熱伸び曲げモーメント ※ １ M
3.37E+06
4.65E+07
2.81E+07
1.10E+05
2.40E+05(N・mm)※２
曲げモーメントによる等価圧力 Peq(MPa)
2.52
2.05
2.46
10.50
4.14
内圧 P＋等価圧力 Peq(MPa)
10.72
10.25
10.66
18.70
12.34
G(mm)
196.51508.78391.5339.867.5
有効断面積(mm ２ )A＝π／4G２
3.03E+04
2.03E+05
1.20E+05
1.24E+03
3.58E+03
発生荷重 F(N)＝(P＋Peq)×A
3.25E+05
2.08E+06
1.28E+06
2.33E+04
4.42E+04
ボルト 1 本当たりの荷重 F／n(N)2.71E+04
8.68E+04
6.42E+04
5.82E+03
1.10E+04
ボルト断面積 A2(mm ２ )234.9
562.09562.09150.33234.9
ボルト歪みε
6.17E-04
8.26E-04
6.11E-04
2.07E-04
2.51E-04
ボルト長さ L1(mm)
85.2
131.8
130
50
31
荷重によるボルト伸び量⊿L1(mm)
0.05
0.11
0.08
0.01
0.01
初期締付荷重(N)43,691
83,46449,45011,96025,062
初期締付による応力(MPa)
186.0
148.5
88.0
79.6
106.7
ボルト歪みε ０
9.95E-04
7.94E-04
4.71E-04
4.26E-04
5.71E-04
初期締付によるボルト伸び量⊿L0(mm)
0.08
0.10
0.06
0.02
0.02
ボルト熱膨張係数α1(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
フランジ熱膨張係数α2(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
オリフィス熱膨張係数α3(mm／mm℃)
1.71E-05
1.71E-05
1.70E-05−−
ガスケット内外輪熱膨張係数α4(mm／mm℃)
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05※1 該当するフランジを含んだ配管モデルにて応力解析を実施し，算出した値にて評価。
※2 設計・建設規格による機械的荷重による曲げモーメントを等価圧力に換算する式 Peq＝16M／(πG ３ )により算出。今回は，熱伸びによる曲げモーメントも本計算式により等価圧
力換算した。

別第 7-2 表

フランジ部評価結果（2／2）

添付 2.7.1-72

フランジ用途F1150A 検出フランジ

F2
450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

ボルト熱伸び対象長さ L2(mm)
フランジ熱伸び対象長さ L3(mm)オリフィス熱伸び対象長さ L4(mm)ガスケット内外輪熱伸び対象長さ L5(mm)ボルト熱伸び⊿L2＝α1・L2・⊿T(mm)
フランジ熱伸び⊿L3＝α2・L3・⊿T(mm)オリフィス熱伸び⊿4＝α3・L4・⊿T(mm)
ガスケット内外輪熱伸び⊿5＝α4・L5・⊿T(mm)
伸び量⊿L1−⊿L0＋⊿L2−⊿L3−⊿L4−⊿L5(mm)ガスケットの初期圧縮量：最大(mm)
ガスケットの合計圧縮量(mm)
ガスケットの許容圧縮量(mm)

85.2
76.2
3.0
6.0
0.29
0.26
0.01
0.03
−0.04
2.40
2.44
2.60

131.8
120.8
5.0
6.0
0.46
0.42
0.02
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

130.0
108.8
16.0
6.0
0.45
0.38
0.07
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

50.0
47.0
−
3.0
0.17
0.16
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

F5
熱交換器ドレン
フランジ
31.0
28.0
−
3.0
0.11
0.10
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

別紙 8
破断面積の設定について

1.

評価部位の選定と破断面積の評価方法
別紙 3〜別紙 7 の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分が加圧されたとしても，破損が発生しないことを確認した。
そこで，隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の加圧範囲のうち最も大きなシール構造であり，損傷により原子炉冷却材が流出した際の影響が最も大
きい熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
ａ．内圧による伸び量
・フランジのボルト荷重⊿W
W

G・( P
２

4

２

P)
1

G：ガスケット反力円の直径（＝D０ −2b＝2,153mm）
b

2.5

1 D D
(
2
2
０

ｉ

2)

D０ ：ガスケット接触面の外径（＝2,170mm）
Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）
P１ ：設計条件における圧力（5.18MPa）
P２ ：隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）・内圧による伸び量⊿L1

L1 H

ｂ

W
N・A
ｂ

1
E

Hｂ ：ボルト長さ（ナット下面−ボルト留め部間）（＝349.5mm）
添付 2.7.2-73

Nｂ ：ボルト本数（＝68）
A：ボルト有効径における断面積（＝π／4×46.051２ ＝1,665mm２ ）E：ボルトのヤング率（＝187,000N／mm２ at288℃[SNCM8]）ｂ．熱による伸び量
・ボルトの熱による伸び量⊿L2

L2＝

H

１

ｂ

(288℃ 20℃)

α １ ： ボ ル ト の 熱 膨 張 係 数 （ ＝ 13.98×10 − ６ mm／ mm℃ at288℃[SNCM8]）
Nｂ ：ボルト長さ（＝349.5mm）
・管板及びフランジの熱による伸び量⊿L3

L3(h１ h2) (288℃ 20℃)２

α ２ ：管板及び胴側フランジの熱膨張係数（＝12.91×10 − ６ mm／
mm℃ at288℃[SF50，SFV1]）
h1：胴側フランジ厚さ（＝150mm）
h2：管板厚さ（＝195mm）

ｃ．破断面積 A

A

D (⊿L1＋⊿L2 ⊿L3)ｉ

Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）

2.

破断面積の評価結果
熱交換器フランジの破断面積について評価した結果，別第 8-1 表に示すと
おり破断面積は約 21cm２ となる。

添付 2.7.2-74

別第 8-1 表
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1
0.19

フランジ部
8.2
288
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

破断面積の評価結果

伸び量（mm）
＋
⊿L2
1.31

−
⊿L3
1.19

添付 2.7.2-75

内径
(mm)
2,120

全部材
伸び量
(mm)
0.31

破断
面積
(cm ２ )
約 21

別紙 9
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋原子炉棟内環境評価

1.

評価条件
有効性評価の想定のとおり，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材の漏えい量及び原子炉建屋原子炉棟内の環境（雰囲気温度，湿度及び圧力）を評価した。
原子炉建屋原子炉棟内の環境評価特有の評価条件を別第 9-1 表に，原子炉
建屋原子炉棟のノード分割図及び原子炉建屋平面図を別第 9-1 図及び別第9-2 図に示す。
なお，高圧炉心スプレイ系ポンプ室及び原子炉隔離時冷却系ポンプ室は他室と水密扉で区切られており，蒸気の移動がほぼないため，解析においても蒸気の移動を考慮していない。

添付 2.7.2-76

別第 9-1 表
項

目

解析コード

漏えい箇所
漏えい面積

事故シナリオ

原子炉建屋原子炉棟内の環境評価特有の評価条件
主要解析条件ＭＡＡＰ４

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器室
約 21cm２
・原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達時に，原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水開始
・低圧炉心スプレイ系を起動し，事象発生 15 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉減圧・事象発生 17 分後に低圧代替注水系（常設）を起動・原子炉水位回復後，低圧炉心スプレ
イ系を停止し，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点以上に維持・事象発生 25 分後，サプレッション・
プール冷却開始
・事象発生 5 時間後，残留熱除去系隔離完了

原子炉建屋モデル

別第 9-1 図参照

原子炉建屋壁から環
境への放熱

考慮しない

原子炉建屋換気系

考慮しない

条件設定の考え方
格納容器及び原子炉建屋原子炉棟等の詳細ノードのモデル化が可能であり，隔離弁の閉止操作等の重大事故等対策を考慮した事象進展を模擬することが可能である解析コード
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様
ただし，本事故シーケンスグル
ープは格納容器バイパス事象であることを踏まえ，有効性評
価では格納容器の挙動が設計基準事故に包含されることを示していることから，サプレッ
ション・プール冷却の開始時間
は，有効性評価における作業と所 要 時 間 の 想 定 及 び 「 1.3.5
運転員等の操作時間に対する仮定」に基づき 25 分後と設定している。

原子炉建屋原子炉棟東西の物
理的分離等を考慮して設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観点から厳しい想定として設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観点から厳しい想定として設定
設計値を設定ブローアウトパネル
6.9kPa[gage]
開放圧力 ※※：現在設置されているブローアウトパネル 12 枚のうち 2 枚を閉止する方針であるが，本評
価では 12 枚全てに期待している。なお，全てのブローアウトパネルに期待しない場合の評価を別紙 10 に示している。

添付 2.7.2-77

ブロ ーア ウ トパネル
6階

階段 ，大 物 搬入 口

階段
4〜5 階 東 側区 画

4〜5 階西側区画
ブロ ーア ウ トパネル

ブロ ーア ウ トパ ネル

大物 搬入 口階段
3 階西側区画3 階東 側区 画

添付 2.7.2-78

大物 搬入 口階段
1〜2 階西側区画

1〜2 階 東 側区 画

扉

扉

残留 熱除 去 系Ｂ
熱交 換器 室

階段
扉

地下 1 階西側区画

扉

地下 1 階 東 側区 画

階段
高圧炉心
スプレイ系
ポンプ室

残留 熱除 去 系Ａ
熱交 換器 室階段

階段

残留 熱除 去 系Ｂ
ポン プ室

残留 熱除 去 系Ｃ
ポン プ室

階段
残留 熱除 去 系Ａ
ポン プ室

階段
低圧 炉心
スプ レイ 系
ポン プ室

原子 炉隔 離 時
冷却 系
ポン プ室

扉
扉

：漏 えい 箇 所

別第 9-1 図原子炉建屋原子炉棟内ノード分割モデル：水 密扉

添付 2.7.2-79
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（地下 2 階）

添付 2.7.2-80
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（地下 1 階）

添付 2.7.2-81
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（1 階）添付 2.7.2-82
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（2 階）添付 2.7.2-83
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（3 階）添付 2.7.2-84
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（4 階）添付 2.7.2-85
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（5 階）添付 2.7.2-86
別第 9-2 図原子炉建屋平面図（6 階）

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 9-3 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 9-4 図から別第9-9 図に示す。
別第 9-3 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第9-4 図及び別第 9-5 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気
温度の最大値は 41℃である。
なお，ブローアウトパネルが設置されている 4〜5 階西側区画，4〜5 階東側区画及び 6 階全ての圧力はブローアウトパネルの設定圧力に到達し，ブローアウトパネルが開放している。

添付 2.7.2-87

500

破損系統の隔離による原子炉冷却材漏えいの停止

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

原子炉減圧による
原子炉冷却材漏えい量の低下
300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)(h)
JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-3 図

原子炉冷却材の積算漏えい量の推移

添付 2.7.2-88

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-4 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-5 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-89

40

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
40

原子炉建屋 1〜2階西側(％)

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-6 図原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100
LPCSポンプ室
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
60

40
(％)

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-7 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-90400.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-8 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 9-9 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-91

40

別紙 10
ブローアウトパネルに期待しない場合の
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
別紙 9 の評価条件のうち，ブローアウトパネルが開かない場合の条件で評価を実施した。

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 10-1 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 10-2 図から別第 10-7 図に示す。
別第 10-1 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第10-2 図及び別第 10-3 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲
気温度の最大値は 44℃である。ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の比較を別第 10-1 表に示す。

別第 10-1 表

ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の評価結果の比較

項 目
原子炉冷却材の漏えい量
事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気温度の最大値

期待する場合300t

期待しない場合
300t

41℃

44℃

添付 2.7.2-92

500

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-1 図

原子炉冷却材の積算漏えい量の推移

添付 2.7.2-93

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

原
子
炉
建
屋
内
温
度

原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

(℃)

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-2 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原子炉建屋 3階東側

原
子
炉
建
屋
内
温
度

原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

(℃)

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-3 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-94

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

残留熱除去系(B)ポンプ室
40

残留熱除去系(C)ポンプ室(％)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

20

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-4 図

原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

40
(％)

低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

20

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-5 図

原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-95

40

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-6 図

原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 10-7 図

原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-96

40

別紙 11
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内線量率評価
及び非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価

1.
(1)

原子炉建屋内線量率について評価の想定
破断口から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした原子炉冷却材中の放射性物
質のうち気相に移行する放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物
質が原子炉建屋原子炉棟から環境への漏えいは考慮せずに原子炉建屋原子炉棟内に均一に分布するものとして原子炉建屋原子炉棟内の線量率を評価した。
評価上考慮する核種は現行設置許可と同じものを想定し，線量評価の条件となる I-131 の追加放出量は，実績データから保守的に設定した。
運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ-131の追加放出量の最大値は約 41Ci（約 1.5×10 １２ Bq）[昭和 62 年 4 月 9 日（第8 回施設定期検査）]であり，評価に使用するＩ-131 の追加放出量は，実績値を包絡する値として 100Ci（3.7×10 １２ Bq）と設定した。
また，放出される放射性物質には，冷却材中に含まれる放射性物質があるが，追加放出量と比較すると数％程度であり，追加放出量で見込んだ余裕分に含まれるため考慮しないものとする。
原子炉建屋原子炉棟内の作業の被ばく評価においては，放射線防護具（自給式呼吸用保護具等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，外部被ばくのみを対象とする。

添付 2.7.2-97

別第 11-1 表
項

評価条件（追加放出量）
評価値

実績値（最大）I-131 追加放出量（Bq）

3.7×10 １２

約 1.5×10 １２（昭和 62 年 4 月 9 日（第 8 回施設定期検査））

希ガス及びハロゲン等の追加放出量（γ線 0.5MeV 換算値）（Bq）

2.3×10 １４

―

(2)

目

評価の方法
原子炉建屋原子炉棟内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。サブマージョンモデルの概要を別第 11-1 図に示す。
D

6.2

10 １４ ・

Qγ
E ・ 1
V / γ

e μ・

・3600

ここで，
Ｄ

：放射線量率（Gy／h）

6.2×10−１４ ：サブマージョンモデルによる換算係数
Ｑγ

・ ３・
・

・

：原子炉建屋原子炉棟内放射性物質量（Bq：γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

Ｖ Ｒ/Ｂ

：原子炉建屋原子炉棟空間体積（85,000m ３ ）Ｅγ：γ線エネルギ（0.5MeV／dis）

μ：空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10−３ ／m）

Ｒ：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の空間体積と等価な半球の半径（m）

R
Ｖ ＯＦ

3・V
2・π

：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の体積（5,000m３）

添付 2.7.2-98

原子炉建屋
放出された放射性物質の全量が原子炉建屋内に均一に分布するものとし，建屋内の放射性物質濃度を設定する。
保守的に原子炉建屋から環境への放射性物質の放出は考慮しない。

原子炉建屋 3 階
（作業フロア）

作業場 所か ら 見渡せ る 範囲を対 象とし，格納容器が遮蔽となる範囲の被ばくは考慮しない。
保守的 に建 屋 内の格 納 容器以外 の構造物，配管，機器等の遮蔽は考慮しない。また，空間体積は原子炉建屋内の アクセスルー ト及び隔離 操作場 所となる 1 階から 3 階のうち最も大きい
3 階の値を使用した。

原子炉建屋

格納容器

：作業員
：評価対象範囲
原子炉建屋 3 階（平面図）

評価対 象範 囲 の体積 を 保存し半球状 の空間に放 射性物質が 均一に分布
す るものとし て空間線量 率を評価する。

サブマージョンモデル概要図別第 11-1 図

サブマージョンモデルの概要

添付 2.7.2-99

評価の結果評価結果を別第 11-2 図に示す。線量率の最大は約 15.2mSv／h 程度であり，時間減衰によって低下するため，線量率の上昇が現場操作に影響を与える可能性は小さく，期待している機器の機能は維持される。

20

外部被ばくによる実効線量率（mSv／h）

(3)

15

10

5

0
0

別第 11-2 図

2468
10 12 14 16
原子炉建屋原子炉棟立入開始時間（h）

1820

原子炉建屋原子炉棟立入開始時間と線量率の関係

なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質が環境へ放出される可能性があるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射
能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-100

別第 11-2 表

核種

添付 2.7.2-101

I−131
I−132
I−133
I−134
I−135
Br−83
Br−84
Mo−99
Tc−99mハロゲン等
合計
Kr−83mKr−85m
Kr−85
Kr−87
Kr−88
Xe−131m
Xe−133m
Xe−133
Xe−135m
Xe−135
Xe−138
希ガス
合 計
ハロゲン等
＋希ガス
合 計

ＩＳＬＯＣＡ時の放出量

収 率
（％）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.4

崩壊定数
（d −1）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-012.76

γ線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

−

−

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.040
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）（γ線実効エネルギ0.5MeV換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12−

5.32E+13

1.29E+14

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01

0.00250.159
0.0022
0.793
1.950
0.020
0.042
0.045
0.432
0.250
1.183

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13−−−

7.56E+13

9.93E+13−−−

1.29E+14

2.28E+14

追加放出量（Bq）

2.
(1)

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について評価想定
非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価では，ＩＳＬＯＣＡにより
原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物が大気中に放出されることを想定し，非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価した。評価条
件は別第 11-1 表から別第 11-5 表に従うものとする。
破断口から漏えいする原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に放出されることに伴う減圧沸騰によって気体となる分が建屋内の気相部へ移行するものとし，破断口から漏えいする冷却材中の放射性物質が気相へ移行する
割合は，運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉建屋原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。燃料から追加放出される放射性物質が気相へ移行する割合は，燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子
炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，同様に運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉減圧に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。また，破断口及び逃がし安全弁から放出される蒸気量は，各々の移行率に応じた量が流出するものとした。（別第 11-3 図及び別第 11-4 図参照）
その結果，放出量は別第 11-4 表に示すとおりとなった。

(2)

評価結果
非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2×10−１
mSv，約 3.3×10 −１ mSv となり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2×10 −１
mSv，敷地境界：約 6.2×10 −１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回った。
なお，評価上は考慮していないものの，原子炉建屋原子炉棟に放出され添付 2.7.2-102

た放射性物質は外部に放出されるまでの建屋内壁への沈着による放出量の低減に期待できること及び冷却材中の放射性物質の濃度は運転時の原子炉冷却材量に応じた濃度を用いているが，実際は原子炉注水による濃度の希釈に期待できることにより，さらに実効線量が低くなると考えられる。

添付 2.7.2-103

別第 11-3 表

放出評価条件項 目
原子炉運転日数（日）主要解析条件2,000

追加放出量（Ｉ−131）（Bq）

3.7×10１２

冷却材中濃度（Ｉ−131）（Bq／g）

1.5×10２

燃料から追加放出されるよう素の割合（％）

無機よう素：96
有機よう素：4
無機よう素，
逃がし安全弁からサプレッシ
ハロゲン等：100
ョン・チェンバへの移行率（％）
有機よう素：99.958
破断口から原子炉建屋原子炉棟への移行率（％）
サプレッション・チェンバのプ
ール水でのスクラビング等による除去係数
逃がし安全弁からサプレッション・チェンバへ移行した放射性物質の気相部への移行割合

無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

10Standard Review Plan6.5.5 に基づき設定

2「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定

冷却材から気相への放出割合（冷却材中の放射性物質）（％）

11

冷却材から気相への放出割合（追加放出される放射性物質）（％）

4

格納容器からの漏えい率
（％／d）

0.5

別第 11-4 表
核

条件設定の考え方
十分な運転時間として仮定した時間
至近の I-131 追加放出量の実績値を包絡する値として設定し，その他の核種はその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。
I-131 の追加放出量に基づく全希ガ
ス漏えい率から冷却材中濃度を設定し，その組成を拡散組成とする。
（運転実績の最大の I-131 の冷却材
中濃度（5.6×10−１ Bq／g）を十分に包絡する値である。）「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定
無機よう素，ハロゲン等については
保守的に全量が逃がし安全弁からサプレッション・チェンバ及び破断口
から原子炉建屋原子炉棟のそれぞれに移行するものとするものとして設定
有機よう素についてはＳＡＦＥＲ解
析の積算蒸気量の割合に基づき設定

原子炉冷却材量に対する原子炉建屋
原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸気量の割合を設定
原子炉減圧により燃料棒内ギャップ部から冷却材中へ放出されることを踏まえ，原子炉冷却材量に対する減圧沸騰による蒸気量から算出
格納容器の設計漏えい率から設定

放出量

種

放出量（Bq）

希ガス＋ハロゲン等（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

9.5×10 １２

よう素（Ｉ−131 等価量（小児実効線量係数換算））

2.8×10 １１

添付 2.7.2-104

別第 11-5 表
核大気拡散条件（地上放出）種

放出量（Bq）

相対濃度（χ／Ｑ）（s／m３ ）

非居住区域境界：2.9×10−５
敷地境界：8.2×10−５相対線量（Ｄ／Ｑ）（Gy／Bq）

非居住区域境界：4.0×10 −１９
敷地境界：9.9×10 −１９

添付 2.7.2-105

冷却材中に存在するよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 8.5×10 １２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 1.6×10 １１ Bq

無機よう素，ハロゲン等

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
気相部への移行割合：11％ ※ １

燃料棒から追加放出されるよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 1.3×10１４ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 6.5×10１２ Bq

無機よう素，ハロゲン等

有機よう素逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
移行率：0.042％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
気相部への移行割合：4％ ※ ２

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除去係数：10

格納容器気相中のよう素，ハロゲン等格納容器からの漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋原子炉棟内気相中のよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 6.1×10１２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 2.8×10１１ Bq

環境へ放出

※1
※2

運転時冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。
燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，急速減圧するまではその低下割合に応じた量の放射性物質が冷却材中に放出されるものとし，急速減圧以降はギャップ内の残りの放射性物質が全て冷却材中に放出されるものとして，冷却材中の放射性物質の濃度を決定し，その冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。

別第 11-3 図

よう素，ハロゲン等の環境への放出過程

添付 2.7.2-106

燃料棒から追加放出される希ガス
約 9.9×10１３ Bq

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から原子炉建屋
原子炉棟内への放出
移行率：0.042％

格納容器中の希ガス格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋原子炉棟内気相中の希ガス
約 3.5×10１２ Bq

環境へ放出

別第 11-4 図

希ガスの環境への放出過程（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.7.2-107

Ｉ − 131 追 加 放 出 量 の 測 定 結 果 に つ い て

運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ− 131 の 追 加 放 出 量 の 測 定 値 は 以 下 の と お り 。

中間停止（ 昭 和 54 年 6 月 2 日 ）0.0Ci
第 １ 回 定 検 （ 昭 和 54 年 9 月 7 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 55 年 4 月 29 日 ）0.0Ci
第 2 回 定 検 （ 昭 和 55 年 9 月 6 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 56 年 6 月 16 日 ）0.0Ci
第 3 回 定 検 （ 昭 和 56 年 9 月 12 日 ）0.01Ci
第 4 回 定 検 （ 昭 和 57 年 6 月 11 日 ）0.01Ci
中間停止（ 昭 和 58 年 1 月 31 日 ）0.01Ci
第 5 回 定 検 （ 昭 和 58 年 9 月 17 日 ）0.01Ci
第 6 回 定 検 （ 昭 和 59 年 12 月 1 2 日 ） 0.01Ci
中間停止（ 昭 和 60 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 7 回 定 検 （ 昭 和 61 年 1 月 20 日 ）0.01Ci
第 8 回 定 検 （ 昭 和 62 年 4 月 9 日 ）40.9Ci
第 9 回 定 検 （ 昭 和 63 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 1 0 回 定 検 （ 平 成 元 年 1 1 月 30 日 ） 4.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 2 年 1 1 月 29 日 ） 4.7×10 ８ Bq
第 1 1 回 定 検 （ 平 成 3 年 4 月 20 日 ）4.4×10 ８ Bq
第 12 回 定 検 （ 平 成 4 年 9 月 6 日 ）1.9×10 ８ Bq
中間停止
（平成 5 年 4 月 4 日）
1.7×10 ８ Bq
第 1 3 回 定 検 （ 平 成 6 年 2 月 19 日 ）1.6×10 ８ Bq
第 1 4 回 定 検 （ 平 成 7 年 4 月 14 日 ）1.7×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 8 年 8 月 10 日 ）9.8×10 ７ Bq
第 1 5 回 定 検 （ 平 成 8 年 9 月 10 日 ）1.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 9 年 7 月 12 日 ）1.5×10 ８ Bq
第 1 6 回 定 検 （ 平 成 10 年 1 月 8 日 ）1.6×10 ８ Bq
第 1 7 回 定 検 （ 平 成 11 年 4 月 4 日 ）1.7×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 12 年 12 月 2 6 日 ） 1.7×10 ８ Bq
第 1 8 回 定 検 （ 平 成 13 年 3 月 26 日 ） 1.7×10 ８ Bq
第 1 9 回 定 検 （ 平 成 14 年 9 月 15 日 ） 1.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 15 年 3 月 20 日 ） 8.9×10 ７ Bq
第 2 0 回 定 検 （ 平 成 16 年 2 月 2 日 ）1.3×10 ８ Bq
第 2 1 回 定 検 （ 平 成 17 年 4 月 24 日 ） 1.5×10 ８ Bq
第 2 2 回 定 検 （ 平 成 18 年 11 月 2 0 日 ） 8.9×10 ７ Bq
（ 平 成 19 年 3 月 17 日 ） 1.1×10 ８ Bq
第 2 3 回 定 検 （ 平 成 20 年 3 月 19 日 ） 1.2×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 21 年 7 月 21 日 ） 1.2×10 ８ Bq
第 2 4 回 定 検 （ 平 成 21 年 9 月 9 日 ）1.2×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 22 年 6 月 28 日 ） 9.7×10 ７ Bq
第 25 回 定 検−（ ※ 1Ci ＝ 3.7×10 １ ０ B q）

添付 2.7.2-108

別紙 12「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」の非居住区域境界及び敷地境界線量評価の条件の差について「ＬＯＣＡ時注水機能喪」では，格納容器ベント時の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価しているのに対し，「 インターフェイスシステムＬＯＣＡ」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では破断口からの流出及び格納容器からの漏えいによって原子炉建屋原子炉棟に放出された核分裂生成物がブローアウ
トパネル等から大気に放出された場合の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価している。
両者の放出経路の違いについて別第 12-1 表に，評価条件の差異について別第12-2 表に示す。

添付 2.7.2-109

別 第 12-1 表

放出経路の違いについて

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

原子炉圧力容器
気相部への移行

ＩＳＬＯＣＡ

耐圧強化ベント系を用いた
排気筒放出

ブローアウトパネル等からの放出（地上放出として評価）

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

原子炉建屋

原子炉建屋

耐圧強化
ベント系

添付 2.7.2-110

破断口を介した
原子炉建屋への漏えい

原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）追 加 放 出 分 FP

追 加 放 出 分 FP

サプレッション・プ
ール

サプレッション・プ
ール

格納容器から
原子炉建屋への漏えい

原子炉建屋
気相部への移行
サプレッション・プールのスクラビング

別第 12-2 表

評価条件の差異について（1／2）
主要解析条件項目

原子炉運転日数（日）ＬＯＣＡ時
注水機能喪失2,000

ＩＳＬＯＣＡ2,000

追加放出量（Ｉ−131）（Bq）

2.2×10 １ ４

3.7×10 １ ２

冷却材中濃度（Ｉ−131）（Bq／g）

4.6×10 ３

1.5×10 ２

よう素：2
よう素以外：−

2−0.1

主 蒸 気中 へ の 移 行 割 合 （ハ ロ ゲ ン）（％）
主蒸気中への移行割合（ハロゲン以外）（％）
燃料棒から追加放出されるよう素の割合（％）

無期よう素：96
有機よう素：4

無期よう素：96
有機よう素：4
無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：99.958

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへの移行率（％）

100

破断口から原子炉建屋原子炉棟への移行率（％）−

サプレッション・チェンバのプール
水でのスクラビング等による除去
係数

考慮しない

10

2

同左

−

11

−

4

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへ移行した放射性物質の気相部への移行割合
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した冷却材中の放射性物質の気相部への移行割合（％）
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した追加放出される放射性物
質の冷却材から気相への移行割合（％）

無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

添付 2.7.2-111

差異の理由−
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 追加 放出 量 には 実 績ベ ースの 値 を用 いて 現 実的 な 放出 量を設定している。
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 冷却 材中 濃 度に は 実績 ベース の 値を 用い て 現実 的 な放 出量を設定している。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，よう 素 以外 のハ ロ ゲン 等 の核 種
は実 効 線量 に対 す る寄 与 割合 が小さいため考慮していない。
−
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てい る ため ， 逃が し
安全 弁 から の移 行 率は 原 子炉 建
屋原子炉棟への移行率分だけ100％より小さくなる。
なお ， 無機 よう 素 ，ハ ロ ゲン 等
は保 守 的に 原子 炉 建屋 原 子炉 棟とサ プ レッ ショ ン ・チ ェ ンバ とも に 100％移 行 する も のと し ている。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，
核分裂生成物がサプレッショ
ン・ チ ェン バを 介 さず に 破断 口を介 し て原 子炉 圧 力容 器 から ド
ライ ウ ェル へ移 行 し， そ のま ま
ドラ イ ウェ ルベ ン トに よ り大 気に放 出 され る経 路 が存 在 する ことを 考 慮し て， 保 守的 に スク ラ
ビン グ によ る除 染 を考 慮 して いない。
−
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てお り ，原 子 炉建 屋に放 出 され た原 子 炉冷 却 材は 減
圧沸 騰 によ り気 相 に移 行 する ことを想定している。

別第 12-2 表

評価条件の差異について（2／2）
主要解析条件項

目

格納容器からの漏えい率（％／d）

大気拡散条件χ／Ｑ（s／m３ ）
Ｄ／Ｑ
（Gy／Bq）

ＬＯＣＡ時
注水機能喪失ＩＳＬＯＣＡ

考慮しない

0.5

2.0×10 − ６（排気筒放出）2.9×10 − ５(地上放出)

8.1×10 − ２ ０（排気筒放出）4.0×10 − １ ９(地上放出)

添付 2.7.2-112

差異の理由
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，格納 容 器か ら原 子 炉建 屋 原子 炉
棟に 移 行し た放 射 性物 質 によ る
実効 線 量の 寄与 割 合が 小 さい た
め，考慮していない。
放出 経 路を 考慮 し て， Ｌ ＯＣ Ａ
時注 水 機能 喪失 で は， 耐 圧強 化
ベン ト 系に よる 排 気筒 放 出を 考
慮している。

添付資料 2.7.3
インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度に対する設計基準事故の代表性について

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ 以 下「 Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 」と い う 。）
時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，設計基準事故「原子 炉 格 納 容 器 内 圧 力 ，雰 囲 気 等 の 異 常 な 変 化 」の「 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 」（ 以 下 「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ）」 と い う 。） の 解 析 結 果 を 参 考 に 評 価 項 目
で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 2 倍 （ 0.62MPa[gage]） 及 び 200℃ を 下 回 る と しており，以下のとおり代表性を確認している。

(1)

格納容器内に蓄積する熱量について
格納容器内に蓄積する熱量（ＱＰＣＶ）は，崩壊熱（Ｑｄ），格納

容 器 内 の 液 相 部 の 初 期 熱 量（ Ｑ ｗ ）及 び 格 納 容 器 気 相 部 の 初 期 熱 量（ Ｑ ｇ ）の 合 計 の 熱 量 か ら 残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 か ら の 除 熱量（ＱＲＨＲ）及び格納容器外に流出する熱量（Ｑｅ）を引いた熱量となる。熱移行の概要図を第 1 図に示す。
よって，ＩＳＬＯＣＡ及びＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容
器内に蓄積する熱量ＱＰＣＶは，それぞれ以下のとおり表される。
・ＩＳＬＯＣＡ：ＱＰＣＶ＝Ｑｄ＋Ｑｗ＋Ｑｇ−ＱＲＨＲ−Ｑｅ

・ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）：ＱＰＣＶ＝Ｑｄ＋Ｑｗ＋Ｑｇ−ＱＲＨＲ(2)

ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の熱量比較
ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の解析条件等を比較すること で ， (1)で 設 定 し た 各 熱 量 の 大 小 関 係 を 比 較 し ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の添付 2.7.3-1

格納容器圧力及び雰囲気温度の評価がＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価に包含されることを以下に示す。ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価条件の比較を第 1 表に示す。
【入熱量】①

崩壊熱（Ｑｄ）
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）で は ，原 子 炉 熱 出 力 と し て 105％ 出 力 を 想 定
しており，また崩壊熱評価には保守的なＭａｙ−Ｗｉｔｔの式を使 用 し て い る こ と か ら ，Ｑ ｄ は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 大 き く なる。

②

格納容器内の液相部及び気相部の初期熱量（Ｑｗ及びＱｇ）
ドライウェル雰囲気温度の初期条件は，ＩＳＬＯＣＡ及びＬＯ
Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）で 同 じ で あ る 。サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 は ，
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 若 干 高 め の 設 定 と な っ て い る 。よ っ て ，Ｑ ｗ 及 び Ｑ ｇ の 合 計 値 は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 若 干 大 き く な る 。

【除熱量】
③

格納容器外に流出する熱量（Ｑｅ）
ＩＳＬＯＣＡ時に格納容器外に流出する熱量は，原子炉減圧操
作 を 実 施 す る 事 象 発 生 の 15 分 後 ま で に 格 納 容 器 外 へ 流 出 す る 冷 却
材 量（ 約 50m ３：Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ 解 析 結 果 よ り ）及 び 冷 却 材 温 度（ 288℃ ）か ら 概 算 す る と 約 60GJ と な る 。 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ） は 格 納 容 器 外に 流 出 す る 熱 量 が な い た め ， Ｑ ｅ は Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 方 が 約 60GJ 大
きくなる。

④

残留熱除去系による格納容器からの除熱量（ＱＲＨＲ）
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ） で は ， 事 象 発 生 の 15 分 後 か ら 残 留 熱 除 去 系
による格納容器除熱に期待している。仮にＩＳＬＯＣＡでは格納
添付 2.7.3-2

容 器 除 熱 の 開 始 が Ｌ Ｏ Ｃ Ａ よ り も 10 分 遅 れ た と し て も ， そ の 間 の
除 熱 量 の 減 少 分 は 約 26GJ と な る （ 保 守 的 に 除 熱 量 が 大 き く な る よう に ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 100℃ に お け る 残 留 熱 除 去 系の 除 熱 量 43MW を 想 定 ）。 よ っ て ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ に お け る 残 留 熱 除
去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作 の 開 始 を 事 象 発 生 の 25 分 後 と し た 場
合 に は ，Ｑ Ｒ Ｈ Ｒ は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 約 26GJ 大 き く な る が ，
有 効 性 評 価 に お い て は ， 事 象 発 生 の 21 分 後 ま で に 操 作 が 開 始 で きることを確認している。

(3)

まとめ
ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容器への入熱量はＩＳＬＯＣ

Ａと比較して大きく，また除熱量については，仮にＩＳＬＯＣＡ
における残留熱除去系による格納容器除熱操作の開始を事象発生の 25 分 後 と し た 場 合 で も ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 の 格 納 容 器 外 に 流 出 す
る熱量の方が大きくなる。
以上により，ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容器への熱負荷
はＩＳＬＯＣＡより大きく，ＩＳＬＯＣＡ時の格納容器バウンダ
リにかかる圧力及び温度はＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価結果に包含されるものと考えられる。
なお，ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の格納容器バウンダリにかかる圧力
及び温度の最大値は，破断流が液相流から二相流となるブローダ
ウンエネルギが減少した時点で発生する。

添付 2.7.3-3

【ＩＳＬＯＣＡ】

崩壊熱Ｑｄ

格納容器外に流出する熱量Ｑｅ

格納容器気相部の初期熱量Ｑｇ

残留熱除去系による
格 納 容 器 か ら の 除 熱 量 Ｑ RHR

サプレッション・プ
格ー納ル容 器 内 の 液 相 部 の初期熱量Ｑｗ【 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ）】崩壊熱Ｑｄ

格納容器気相部の初期熱量Ｑｇ

残留熱除去系による
格 納 容 器 か ら の 除 熱 量 Ｑ RHR

サプレッション・プ
格ー納ル容 器 内 の 液 相 部 の初期熱量Ｑｗ

第 1図

熱移行の概要図

添付 2.7.3-4

第 1表
項

ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価条件の比較
目

原子炉熱出力原子炉停止後の崩壊熱

初期条件

格納容器圧力操作条件

ドライウェル雰囲気温度
格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

格納容器除熱ＩＳＬＯＣＡ
3,293MWt（ 100％ ）ANSI-ANS-5.1-1979（ 燃 焼 度 33GWd／ t）

ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）
3,440MWt（ 約 105％ ）May-Witt の 式

57℃

約 5kPa[gage]（ 0.05kg／ cm２ g）
57℃

5,700m３

5,700m３

空 間 部 ： 4,100m３
液 相 部 ： 3,300m３
6.983m（通常運転範囲の下限値）

空 間 部 ： 4,100m３
液 相 部 ： 3,300m３

32℃

35℃

事 象 発 生 25 分 後 に
残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却系）による格納容器除熱開始

事 象 発 生 15 分 後 に
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器除熱開始

5kPa[gage]

添付 2.7.3-5

通常運転水位添付資料 2.7.4
安定状態について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
事象発生の 5 時間後に残留熱除去系の破断箇所を現場操作にて隔離すること
で漏えいが停止し，逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し低圧炉心スプ
レイ系を用いた原子炉注水を継続することで炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで，冷温停止状態に移行することができ，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.7.4-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

第1表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／2）
重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.7.5-1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

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

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，炉心 が露 出 し ， ス プ レ イ 冷 却 の な い 場 合 に は 実
験結 果の 燃 料 被 覆 管 温 度 に 比 べ て ＋ 50℃ 程 度 高
めに 評価 し ， ス プ レ イ 冷 却 の あ る 場 合 に は 実 験
結果に比べて 10℃ 〜150℃ 程 度高 めに 評価 する。
また，炉心が冠水維持する場合においては，
FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇は な い た め ， 不 確 か さ は 小 さ い 。 低 圧 代
替注 水系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に お ける蒸気単相冷却又は噴霧流冷却の不確かさは
20℃〜40℃ 程度 であ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 に よる 計算 モ デル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 がお お むね 冠水 維 持 する 場合 で は燃 料被 覆管
温度 は上 昇 しな いた め不 確 かさ は小 さ い 。操 作手 順 （原 子炉 減圧
後速 やか に 低圧 注水 に移 行 する こと ） に 変わ りは な く， 燃料 被覆
管温 度を 操 作開 始の 起点 と して いる 運 転 員等 操作 は ない こと から， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

解析コードは，炉心がおおむね冠水維持される実験解析では燃料
被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析においても，
原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，炉心は
おお むね 冠 水維 持さ れる た め ，燃 料被 覆管 の最 高温 度 は初 期値（ 約309℃ ）を上 回る こ とは 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 。

解析 コー ド は， 酸化 量及 び 酸化 反応 に 伴 う発 熱量 の 評価 につ いて
保守 的な 結 果を 与え るた め ，燃 料被 覆 管 温度 を高 め に評 価す る可能性 があ る 。よ って ，実 際 の燃 料被 覆 管 温度 は低 く なる が， 事象
初期 の原 子 炉注 水は 原子 炉 隔離 時冷 却 系 の自 動起 動 によ り確 保され， 燃料 被 覆管 温度 を操 作 開始 の起 点 と する 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 。
解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 を高 め に 評価 する こ とか ら， 破裂の判 定と し てベ スト フィ ッ ト曲 線を 用 い る場 合で も おお むね 保守的な 結果 を 与え るも のと 考 える 。仮 に 格 納容 器雰 囲 気放 射線 モニ
タに より 炉 心損 傷を 確認 し た場 合に は ， 炉心 損傷 後 の運 転操 作に移行 し， 格 納容 器圧 力逃 が し装 置等 に よ る格 納容 器 除熱 操作 の起点が 変更 さ れる 。し かし な がら ，原 子 炉 水位 はお お むね 燃料 有効
長頂 部を 下 回る こと なく ， 炉心 はお お む ね冠 水維 持 され るた め，
燃料 被覆 管 の最 高温 度は 初 期値 （ 約 309℃） を上 回 るこ とは ないこと から ， 運転 員等 の判 断 ・操 作に 対 し て問 題と な らな い。

解析コードは燃料被覆管の酸化について，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量に保守的な結果を与え，燃料被覆管温度を高めに評価する が，原 子炉 水位 はお お むね 燃料 有 効 長頂 部を 下 回る こと なく ，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を上 回る こと 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。
燃料被覆管温度を高めに評価することから，破裂判定は厳しめの
結果 を与 え る。
なお，原子炉水位はおおむね燃料有効長頂部を下回ることなく，
炉心はおおむね冠水維持されるため，燃料被覆管の最高温度は初期値（約 309℃ ）を上 回る こと 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。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

添付資料 2.7.5

第1表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／2）
重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.7.5-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水（給水
系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

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

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 等 操 作 の ど ち ら に 対
して も二 相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ
デル の妥 当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水
頭の バラ ン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取り扱 えれ ば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確
かさを考慮 する 必要 はな い 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

有効性評価解析では原子炉水位がおおむね燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がなく，解析コードは炉心内の二相水位変化をおおむね同等に評価することから，評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位（シュラウド外水位）を適切に評価することから，評価項目となるパラメータに与える影
響は 小さ い 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子 炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ドーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
約−4 ㎝〜 約＋6 ㎝（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 原子 炉 熱出 力と して 設 定

定格 原子 炉 圧力 とし て設 定

通常運転時の原子炉水位として設定

初期条件

添付 2.7.5-3

定格 流量 と して 設定

燃料

最大 線出 力密度

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

９×９燃料
(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

ANSI/ANS-5.1-1979
平均 的燃 焼 度
約 31GWd／ t（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同等
であ り，その 他の 核 的特 性等 の 違い
は燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的 に９×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
通常運転時の熱的制限値として設定

1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（ 約 1 ヶ 月 ）を 考 慮した運転期間に対応する燃焼度として設 定

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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，原 子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に より制御されるため事象進展に及ぼす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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による水 位低 下 量は約 4cm で あ り非 常に 小 さ い 。し たが っ て，
事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し 得る が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 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 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 は， 燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は 緩 和さ
れ る が ， 操 作 手 順 （ 原子 炉 減 圧 後 速 や か に 低 圧 注 水 に移行 す る こ と ） に 変 わ りは な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開始 の 起 点 と し て い る 運転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
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 る 蒸 気 量 は 少 な く な り，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 緩和 さ れ る が ， 操 作 手 順 （ 炉 心 冠水
操 作 ） 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 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，原子 炉 圧力 は逃 が し安 全弁 によ り 制御
され るた め，事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 4cm であ り非 常に 小 さい 。し た が って ，事 象進 展 に及ぼ す影 響 は小 さい こと か ら，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 し得 るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ いこ と から ，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 は，燃 料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 されるが ，原 子炉 水 位は おお む ね燃 料有 効 長頂 部を 下回 る ことなく ，炉 心は お おむ ね冠 水 維持 され る た め，燃料 被覆 管 の
最高 温度 は 初期 値の 約 309℃ 以下 とな るこ とか ら，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。
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 する 蒸気 量 は 少な くな り，原 子
炉水 位の 低 下は 緩和 され ，それ に伴 う 原子 炉冷 却材 の 放出
も少 なく な るが ，本 重要 事 故シ ーケ ン スは 格納 容器 バ イパ
ス事 象で 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 な い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確かさ

項

目

初期条件

解析条件

最確 条件

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因 事象

事故条件

添付 2.7.5-4

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

外部 電源

残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部の破断
破断面積は約 21cm ２
残留熱除去系Ｂ系の機能喪失
高圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失

外部電源なし−−−−条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件よりも水源容量の余裕は大きくなる。管理値下限の容量として事象発生から7 日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕は大きくなる。管理値下限の容量として事象発生から7 日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しない こと か ら運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

圧力応答評価に基づき評価した結果に十分に余裕をとった値として設定
ＩＳＬＯＣＡが発生した系統が機能喪 失す る もの とし て設 定
残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の漏えいにより高温多湿となるため，保守 的に 同 じ原 子炉 建 屋西 側に設置されている高圧炉心スプレイ
系及び残留熱除去系Ｃ系が機能喪失す るも の とし て設 定
外部 電源 な しの 場合 は給 水・復 水系によ る給 水 がな く，原子 炉 水位 の低下が 早く な るこ とか ら，外 部電 源なしを 設定
また ，原 子炉 ス クラ ムま で 炉心 の冷却の 観点 で 厳し くな り，外 部電 源がある 場合 を 包含 する 条件 と して ，原子炉 スク ラ ムは 原子 炉水 位 低（ レベル３ ），再循 環 系ポ ンプ ト リッ プは
原子 炉水 位 異常 低下（レ ベ ル２ ）にて発 生す る もの とす る−−

外部電源がある場合を包含する条件設定としていることから，外部電源ありを想定する場合でも，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はな
い。

外部電源がある場合を包含する条件設定としていることから ，外 部電 源あ り を想 定す る 場合 でも ，事象 進展 に 与える影 響は 小 さく，評価 項 目と なる パ ラメ ー タに 与え る 影響
はな い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉ス ク ラム信号

添付 2.7.5-5

重大事故等対策に関連する機器条件

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操（原子炉 手 動減 圧操
作時）
作時）
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧
原子炉水位異常低下
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て（レベル２）信号にて
自動起動
自動起動
136.7m ３ ／h
136.7m ３ ／h
（ 7.86MPa[gage] 〜（ 7.86MPa[gage] 〜
1.04MPa[gage] に お い
1.04MPa[gage] に お いて）にて注水て）にて 注 水

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

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

安全保護系等の遅れ時間を考慮して設 定

逃がし安全弁の安全弁機能の設計
値と して 設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧 炉心
スプ レイ系

低圧 代替 注水系
（常 設）

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

３

３

添付 2.7.5-6

1,419m ／ h（ 0.84MPa［dif］において）（最大 1,561m ３ ／ h） に て
注水

1,419m ／ h （ 0.84MPa［dif］にお い て ）（ 最大 1,561m ３ ／ h） に て
注水（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]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

設計 値と し て設 定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

設計値に注入配管の流路圧損を考慮し た値 と して 設定

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性（設計値）の保守性），原子炉水位の回復は早くなる。冠水後の操作として冠水維持可能な注水量に制御するが，注水後の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

実際 の注 水 量が 解析 より 多 い場 合（ 注水 特性（ 設 計値）の
保守 性），原子 炉 水位 の回 復 が早 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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件

目

操作条件

逃がし安全
弁による原
子炉急速減
圧操 作

事 象 発 生 15
分後

条件設定の
考え方

添付 2.7.5-7

ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した
後，中央制御室において隔離操作を行うが，その隔離操作失敗の判
断時間並びに低圧炉心スプレイ
系及び逃がし安全弁の操作時間を考慮して事象
発生 15 分後を設
定

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
ISLOCA は 定期 試験 等 によ る隔 離弁 の 開操 作中 に発 生 する 事象 であ り ，隔 離弁 の開 操 作 時 は 原 子 炉 圧 力 等 の 関 連 パ ラ メ ー タ を 継 続 監 視 し て い る た め ， ISLOCA
発生 の認 知 に大 幅な 遅れ が 生じ るこ と は 考え にく い 。さ ら に ，当 直運 転 員の 認
知を 助け る ため，ISLOCA 発 生に 伴 い警 報 が発 報す る。事象 初期 の 状況 判断 に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想定 し てお り， 十分 な余 裕 時間 を確 保し て いる こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
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 とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系の 注入 弁の 閉 止操 作（失 敗 ）及び 残留 熱除 去 系レ グシ ー ルポ ンプの停 止操 作 として 2 分，低圧 炉 心ス プレ イ系 の起 動 操作 とし て 2 分 並び に逃 がし安 全弁 （ 自動 減圧 機能 ） の手 動に よ る 原子 炉減 圧 操作 とし て 1 分 を想 定し ，余裕 時間 を 含め て操 作時 間 として 5 分 を 設定 して い る。い ず れも 中央 制 御室 の制御 盤の ス イッ チに よる 簡 易な 操作 で あ り，操 作 所要 時間 が 長く なる 可 能性 は
非常 に低 く，操作 所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

破断箇所の隔離操作の失敗の認知により原子炉減圧の操作開始時間は変動する可能性 があ る が，原子 炉
隔離時冷却系による
原子 炉注 水 によ り，炉心はおおむね冠水維
持さ れる た め，原子 炉
水位維持の点では問題と なら な い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
が早 まっ た 場合 ，原 子
炉減圧時点の崩壊熱が大 きく な るが ，原 子
炉隔離時冷却系の原
子炉 注水 に より ，炉 心はおおむね冠水維持され るた め，評 価項 目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

原子炉隔離時冷却系の原 子炉 注 水に より ，
炉心はおおむね冠水
維持 され る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練 実績 を 取得 。
解析上においては，起因事象のISLOCA 及び 給水 流量の全喪失の発生から残留熱除去系の注入弁の閉止操
作，残留熱除去系
レグシールポンプの停止，低圧炉心
スプレイ系の起動及び逃がし安全弁
による原子炉急速減圧 操作 ま で 15 分としているところ，訓練実績は約12 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）

項

解析上の操作開始条件

目

残留熱除去
系の破断箇
所隔 離操 作事象発生 5 時
間後

条件設定の
考え方

添付 2.7.5-8

破断面積約 21cm ２のＩＳＬＯＣＡ
発生時における
原子炉建屋原子炉棟内の現場作
業環境条件を考慮し，現場移動時
間，操作時間等を踏まえて余裕時
間を確認する観点で設定

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響【認 知】
ISLOCA は 定期 試験 等 によ る隔 離弁 の 開操 作中 に発 生 する 事象 であ り ，隔 離弁 の開 操 作 時 は 原 子 炉 圧 力 等 の 関 連 パ ラ メ ー タ を 継 続 監 視 し て い る た め ， ISLOCA
発生 の認 知 に大 幅な 遅れ が 生じ るこ と は 考え にく い 。さ ら に ，当 直運 転 員の 認
知を 助け る ため，ISLOCA 発 生に 伴 い警 報 が発 報す る。事象 初期 の 状況 判断 に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想定 し てお り， 十分 な余 裕 時間 を確 保し て いる こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 操作 の ため，中 央制 御室 の 当直 運転 員と は別 に 現場 操作 を行 う 当直 運転 員
（現 場 ）を 配置 し てい る 。当 直運 転 員（ 現場 ）は ，操 作の 実 施期 間中 に他 の 操
作を 担っ て いな いこ とか ら ，要 員配 置 が 操作 開始 時 間に 与え る影 響 はな い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
現場における破損系統の注入弁の閉止操作と し て 移 動 及 び 余 裕 時 間 を 含 め 115分を設定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び操作
所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
並列 操作 と は異 なる 要員 に よる 対応 が 可 能で ある こ とか ら，操作 開始 時 間に 与える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
当該 操作 は ，操 作 の信 頼性 の 向上 や要 員 の安 全の た め，操 作要員 2 人 及び 補助要員 2 人 の 4 人 で実 施す る こと とし て お り， 誤操 作 は起 こり にく い こと から ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

隔離操作を実施すべき弁を容易に認知でき，現場 での 操 作場 所
は漏えい箇所と異なる場 所に あ り，漏え いの影響を受けにくい
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。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響隔離操作の有無に関わら ず，低 圧代 替注 水系（ 常設 ）の原 子炉 注
水継 続に よ り，炉心 はおおむね冠水維持される ため ，評価 項目 となるパラメータに与える 影響 は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等隔離操作の有無に関わら ず，低 圧代 替注 水系（ 常設 ）の原 子炉 注
水継 続に よ り，炉心 はおおむね冠水維持される こと か ら，時間 余裕が ある 。

現場における破損
系統の注入弁の閉止操作は ， 移 動 も含め所要時間を115 分 想 定 と し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 108分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認した 。

添付資料 2.7.6
7 日間における水源の対応について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 17 分 後 ， 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ３ ） 設 定 点 を 維 持 す る
よう代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
破断箇所の隔離操作が完了する事象発生約 5 時間 1 分後，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
破断箇所の隔離操作が完了する事象発生約 5 時間から低圧炉心ス

プレイ系による原子炉注水を実施し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 490m ３ で あ る 。

添付 2.7.6-1

積積
算算
注注
水水
量量
( m(３m )３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水停止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 490m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必
要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.7.6-2

添付資料 2.7.7
7 日間における燃料の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

※1
※2
※3

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.7.7-1

添付資料 2.7.8
常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約702
約892

約407
約597

約1,579

約1,111

約1,220

約1,141

約 120
約 97
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④

最大 負荷 容 量
約1,579kW

⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.7.8-1

経過 時間 (h)2.8

津波浸水による最終ヒートシンク喪失
津波特有の事象である事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒー

トシンク喪失」は，津波ＰＲＡによって評価された炉心損傷頻度が 4.0×10−６／炉年と有意な値であること及び敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が内部事象に係る事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき必ず想定する事故シーケンスグループに追加する事故シーケンスグループとして抽出している。
2.8.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」に含まれる事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒー
トシンク喪失） ※１ 」，②「最終ヒートシンク喪失（蓄電池枯渇後ＲＣＩＣ停止） ※ ２ 」，③「最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗 ※ ２ 」及び④
「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗 ※２ 」である。
※1

防潮堤前面において T.P.＋22m〜T.P.＋24m の津波高さを想定。
なお，津波高さは，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場
合の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

※2

防潮堤前面において T.P.＋20m〜T.P.＋22m の津波高さを想定。
津波高さ設定の考え方は※1 と同じ。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」では，
2.8-1

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）により海水取水設備及び原子炉建屋内設備への浸水が発生し，崩壊
熱除去機能及び原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁による圧力制御に伴う蒸気流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，原子炉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，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，敷地に遡上する津波により複数の緩和機能が喪失することによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。
このため，重大事故等対策の有効性評価には，敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した設備に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備による原子炉注水によって炉心を冷却することで炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器冷却及び格納容器除熱を実施する。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」における機能喪失に対して，炉心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とともに，格納容器の健全性を維持するため，原子炉建屋（原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能），残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系），所内常設直流電源
設備，常設代替直流電源設備等を内包），低圧代替注水系（常設），低圧代
替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），緊急用海水系，常設代替交流電源設備に対して敷地に遡上する津波への防護対策を実
2.8-2

施する。
（添付資料 2.8.1，2.8.2）
敷地に遡上する津波への防護対策を実施した設備により，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。
津波防護対策の概要を第 2.8−1 図に，これらの対策の概略系統図を第2.8−2 図に，手順の概要を第 2.8−3 図に示すとともに，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る設備と操作手順の関係を第 2.8−1 表に示す。
（添付資料 2.8.1，2.8.3）
本事故シーケンスグループの重要事故シーケンスにおいて，事象発生 2時間までの重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員（初動）24 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ための当直運転員 5 名である。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 名及び現場操作を行う重大事故等対応要員は 13 名である。
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，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の調整操作を行うための重大事故等対応要員
2.8-3

2 名並びに代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
イの系統構成操作及び流量調整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 2.8−4 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，24 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認
全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認については，「2.3.1.1(3)ａ．全交流動力電源喪失及び原子炉スクラム確認」と同じ。
ｂ．原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水については，「2.3.1.1(3)ｂ．
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水」と同じ。
ｃ．早期の電源回復不能判断及び対応準備
早期の電源回復不能判断及び対応準備については，「2.3.1.1(3)ｃ．
早期の電源回復不能判断及び対応準備」と同じ。
ｄ．直流電源負荷切離し
直流電源負荷切離しについては，「2.3.1.1(3)ｄ．直流電源負荷切離し」と同じ。
ｅ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備については，「2.3.1.1(3)ｅ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備」と同じ。
ｆ．逃がし安全弁による原子炉急速減圧
逃がし安全弁による原子炉急速減圧については，「2.3.1.1(3)ｆ．逃
2.8-4

がし安全弁による原子炉急速減圧」と同じ。
ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水については，「2.3.1.1(3)ｇ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」と同じ。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却について
は，「2.3.1.1(3)ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却」と同じ。
ｉ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
常設代替交流電源設備による交流電源供給を確認後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却で使用した残留熱除去系の電動弁を待機状態とする。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備として，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を手動起動する。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の準備が完了した時点で,低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止
し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始する。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量である。
ｊ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱
原子炉水位を原子炉水位高（レベル８）まで上昇させた後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）運転から残留熱除
2.8-5

去系（格納容器スプレイ冷却系）運転に切り替える。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統
流量等である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転時に，原子炉水位が原
子炉水位低（レベル３）まで低下した場合は，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を停止し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。
原子炉水位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した後，原子炉注水を停止し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転を再開する。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の運転時に，格納容器圧力が 13.7kPa［gage］まで低下した場合は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に切り替える。
以降，炉心冷却及び格納容器除熱は，残留熱除去系により継続的に行
う。

2.8.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
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，敷地に遡上する津波を起因とする事故シーケンスのうち想定する津波高さが最も高い「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」である。
本重要事故シーケンスでは，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を実施し，サプレッション・プール水
2.8-6温度の上昇に伴い外部水源を用いた低圧注水に移行する。敷地に遡上する
津波に対する防護対策を実施した可搬型設備及び接続口を含めた重大事故等対策の有効性を評価する観点から，交流動力電源は 24 時間使用できないものとする。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，気液熱非平衡，沸騰遷移，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）・対向流及び三次元効果，原子炉圧力容器における沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，冷却材放出（臨界流・差圧流）及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及びサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビ
アアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温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
重要事故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。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件は，残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「全交流動力電源喪失」と同じ。また，主要な解析条件について，本重要事故シー
ケンス特有の解析条件を第 2.8−2 表及び以下に示す。
2.8-7

ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，敷地に遡上する津波による敷地への津波浸水が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系及び非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定
し，崩壊熱除去機能及び全交流動力電源が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮して，外部電源なしを仮定することにより，全交流動力電源喪失となる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件
残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「全交流動力電源喪失」と同じ。
(a)

緊急用海水系
伝熱容量は約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「全交流動力電源喪失」と同じ。
(a)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容
2.8-8

器除熱操作は，常設代替交流電源設備による交流電源の供給開始後に，緊急用海水系及び残留熱除去系の起動操作に要する時間を考
慮して，事象発生から 24 時間 25 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
有効性評価の結果は，残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「全交流動力電源喪失」と同様となる。「全交流動力電源喪失」では，非常用母線の受電が完了する 24 時間以降に残留熱除去系
海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器
除熱を実施するが，格納容器圧力及び雰囲気温度が最高となるのは 24 時
間以前であることから，本重要事故シーケンスにおいて緊急用海水系に期待した場合でも格納容器圧力及び雰囲気温度の最高値は同じとなり，評価
項目を満足する。また，緊急用海水系を用いた場合，残留熱除去系海水系を用いた場合と比較して伝熱容量が小さくなるが，「2.4.1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において，本重要事故シーケンスより崩壊熱が高い事象発生の約 13 時間後において，同じく緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施し，格納容器圧力及び雰囲気温度を低下させるのに十分な除熱性能を有していることを確認していることから，緊急用海水系に期待した場合でも中長期的な事象進展に与える影響は小さく，安定状態の確立が可能であり，また，安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
2.8-9

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の余裕を評価するものとする。
津波浸水による最終ヒートシンク喪失では，交流動力電源は 24 時間使用
できないものとしていることから，事故シーケンスグループの特徴及び対応
操作は，緊急用海水系に期待している点を除き事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」と同様になる。このため，不確かさの影響評価の観点では，緊急用海水系の機器条件の不確かさの影響を除き「全交流動力電源喪失」と同じである。また，緊急用海水系の機器条件の不確かさの影響については，「2.4.1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」と同じである。

2.8.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」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，「2.8.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 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」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 6 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。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1(2)にて評価している。その結果を以下に示す。
2.8-10

資源の評価条件」の条件

ａ．水

源

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m３ の水が必要となる。水源として，西側淡水貯水設備に約 4,300m３ の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水については，サプレッション・
チェンバのプール水を水源として注水することから，水源が枯渇することはない。
（添付資料 2.8.4）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給については，保守的に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 352.8kL の軽 油 が必 要 と なる 。 軽油 貯 蔵タ ン クに て約800kL の軽油を保有しており，この使用が可能であることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による電源供給について，7 日間の継続が可能である。可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による原子炉注水及び格納容器スプレイについては，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）による原子炉注水及び格納容器スプレ
イについて，7 日間の継続が可能である。
2.8-11

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 2.8.5）

ｃ．電

源

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 2,836kW 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 5 台）は連続定格容量が約 5,520kW 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，必要負荷に対して電源供給が可能である。
蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，不要な直流負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流
電源供給が可能である。
（添付資料 2.8.6）

2.8.5

結

論

事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」では，敷地に遡上する津波により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」に対する
炉心損傷防止対策としては，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重2.8-12

大事故等対処設備により，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧代替
注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，
安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却手段並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」の重要
事故シーケンス「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒート
シンク喪失）」について，有効性評価を実施した。
この場合の有効性評価は「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様となり，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
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，事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシ
ンク喪失」において，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備による炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」に対して有効である。

2.8-13

原子 炉建 屋 原子 炉棟 【a】

可搬型設備保管場所【c】

タンクローリ（凡 例）
防護 対象 範 囲

原子炉建 屋東側接続 口【b】

可搬型代替注水
中型ポンプ

逃が し安 全 弁
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 格 納槽

外部電源

【地 下格 納 槽：a， 地上 敷設 部： b】
ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

常設代替高圧
電源装置
高所東側
高所西側
接続口
接続口

常設 代替
高圧 電源
装置 置場
【c】

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
軽油貯蔵タンク

2.8-14

非常用ディーゼル発電機用海水系ポンプ等→

125V 系 蓄 電池
Ａ系 及び
125V 系 蓄 電池
Ｂ系

※4

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※3

格納 容器 圧 力
逃が し装 置↑サプ レッ シ ョン・プ ール

原子 炉建 屋西側 接続 口※4

西側淡水貯水設備

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ) 非常用ディーゼル
発電機等

→

→

緊急 用
125V 系 蓄 電池

Ｇ

※1

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )←→残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

※1

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)→※2原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

←

↑

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

緊急用海水ポンプ

↑
海へ ※2

←

→

【a】

代替 淡水 貯 槽

ピット【a】
海

常設 低圧 代 替注 水系
a：建 屋 ・壁 によ り 津波 によ る影 響 から 防 護
b：津 波 によ る影 響 に対 して 機能 維 持で き るよ う設 計
c：津 波 によ る影 響 のな い高 所に 設 置

第 2.8−1 図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

格納 槽【 a】
復水 貯蔵 タ ンク

凡タンクローリ

可搬型代替注水
中型ポンプ

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

外部電源

：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）

：評 価上 考 慮し ない 設備
耐圧 強化
ベン ト系

ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

原子炉建 屋東側接続 口
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）
高所東側
接続口

高所西側
接続口

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-15

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等

→

② a③

※4

→

↑

※2

→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

②a
→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）
※1

※3

↑
② a③

サプ レッ シ ョン・プ ール

② a ② b③→

海Ｇ

第 2.8−2 図①

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)②a↑② a ② b③→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

←

①② b
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

↑

海へ ※2

←

復水 貯蔵 タ ンク
非常用ディーゼル
発電機等※4
原子 炉建 屋西側 接続 口→残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)② a ② b③
※1 海へ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

② a ② b③

←

※2

②a

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

西側淡水貯水設備

125V 系蓄電池
残留熱除去系
Ａ系及び海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)125V 系蓄電池
Ｂ系
緊急用 125V 系蓄 電 池
→
※1

※3

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能
② a ： 常 設代 替高 圧 電源 装置 は事 象 発
生 24 時 間考 慮し な いた め， 従属
的に 使用 不 能
② b ： 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 使
用不 能に 伴 い， 従属 的に 使 用不能③： 残留 熱 除去 系海 水系 の 機能 喪失 及び緊 急用 海 水系 の使 用不 能 に伴い， 従属 的 に使 用不 能

津波浸水による最終ヒートシンク喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

外部電源

：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）：評 価上 考 慮し ない 設備
耐圧 強化
ベン ト系

ター ビン へ
原子炉建 屋東側接続 口

可搬型代替注水
タンクローリ 中型ポンプ ※ 高所東側
接続口

常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）
高所西側
接続口

Ｇ

ドラ イウ ェ ル

※ 2 台使用

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-16

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等

→

※2

→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)②a② a ② b③

→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）
※1

↑
② a③

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)② a ② b③

② a ② b③←→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)海Ｇ

第 2.8−2 図①←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

↑

海へ ※2

①② b

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク
非常用ディーゼル
発電機等

②a
↑

→

←

※4
原子 炉建 屋西側 接続 口常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

→

※1 海へ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

② a ② b③

←

※2

②a

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

西側淡水貯水設備→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

② a③
↑

※4

125V 系蓄電池
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ) Ａ系及び125V 系蓄電池
Ｂ系
緊急用 125V 系蓄 電 池→※1→

原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能
② a ： 常 設代 替高 圧 電源 装置 は事 象 発
生 24 時 間考 慮し な いた め， 従属
的に 使用 不 能
② b ： 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 使
用不 能に 伴 い， 従属 的に 使 用不 能③： 残留 熱 除去 系海 水系 の 機能 喪失 及び緊 急用 海 水系 の使 用不 能 に伴い， 従属 的 に使 用不 能

津波浸水による最終ヒートシンク喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

外部電源

：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）：評 価上 考 慮し ない 設備

ター ビン へ
原子炉建 屋東側接続 口

可搬型代替注水
常設代替
タンクローリ 中型ポンプ ※ 高所東側
高圧電源装置
接続口
高所西側
Ｇ
接続口

ドラ イウ ェ ル

※ 2 台使用

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-17

非常用ディーゼル
発電機用海水ポンプ等→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※4
原子 炉建 屋西側 接続 口西側淡水貯水設備

125V 系蓄電池
残留熱除去系
Ａ系及び海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)125V 系蓄電池
Ｂ系
緊急用 125V 系蓄 電 池

→

※1

※2

→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)→→

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）※1→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)←→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

←

Ｇ

①

↑

①② b
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク

海

↑
海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

※2

非常用ディーゼル
発電機等

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

←

※1 海へ

→
→

※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク←

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能
② b ： 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 使
用不 能に 伴 い， 従属 的に 使 用不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.8−2 図 津波浸水による最終ヒートシンク喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器冷却段階）

（解析上の時刻）

凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員）（0 秒）

敷地に遡上する津波到達
全交流動力電源喪失発生 ※ １：プ ラン ト 状態
：判 断
： 操作 及び 判断：解 析上 考 慮し ない 操作
主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認

原子炉スクラム，タービン停止の確認 ※ ２ ， ３

再循 環系 ポ ンプ 停止 の確 認

：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） のみ の 作 業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業回復 は 解 析 上 考 慮せず

交流電源駆動ポンプによる原子炉注水機能喪失を確認（約 4 分）原子炉水位異常低下（レベル２）高圧注水機能作動値に到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ６

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ４

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ７

原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水確認

No

Yes

（約 3 時間）

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時間）

逃がし安全弁（自動減圧機能）7
個による原子炉急速減圧操作 ※ ８ ， ９（約 8.1 時間）（約 8.6 時間）（約 8.7 時間）（1 時 間）（8 時 間）

高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 は
解析 上考 慮 せず

電源 確保 操 作対 応
回復は解析上考慮
せず

直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）Ⅰ

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水開始

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※ １ ０

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※１１

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認

常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

炉心損傷が確認された場
合は，炉心損傷後の対応
手順 に移 行 する

常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作 ※ １ ４（24 時 間 ）常設 代替 交 流電 源設 備に よ る
非常 用母 線 の受 電操 作

水位不明ではない
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１３（約 13 時間）直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）

タン クロ ー リに よる燃 料給 油 操作
高圧 代替 注 水系 によ る
原子 炉注 水 操作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※５

使用 済燃 料 プー ルの除 熱操 作原子 炉満 水 操作 ※１２

格納容器圧力0.279MPa［gage］到達

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるドライウェルスプレイ開始（約 24 時間）
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ操作又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作 ※ １ ５

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を継続することで，原子炉水位を維持し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）による格納容器スプレイ又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プール冷却を継続する。また，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系を起動し，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替え，冷温停止状態とする。

代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操
作並びに常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ
冷却 系（ 常 設） によ る格 納 容器 スプ レ イ 操作Ⅱ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 並び に常 設低 圧 代替 注
水系 ポン プ を用 いた 低圧 代 替注 水系 （ 常 設） によ る 原子 炉注 水及 び 代替 格納容器 スプ レ イ冷 却系 （常 設 ）に よる 格 納 容器 スプ レ イも 実施 可能 で ある 。

※１

敷地に遡上する津波の到達に伴い循環水ポンプが 停 止し 復 水 器が 使 用不 能 とな る こ とで 給 水 流量 の 全 喪失 が 発生 す る。 ま た ，重 要 事 故シ ー ケ ンス に おい て は，「 外部 電 源 喪失 ＋ ＤＧ 失 敗 ＋Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 失敗 （ 蓄 電池 枯 渇後
ＲＣＩＣ停止）」との従属性を考慮して，外部電源 喪 失 を 想 定 し ， か つ ， 全 て の 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 等 か ら の 受 電 に 失 敗 す る こ と に よ り ， 全 て の 所 内 高 圧 系 統 （6.9kV） が 使 用 不 能 と な っ た 場 合 ， 全 交 流 動 力 電源喪失が発生する。。
※２ 重大事故等発生を通信連絡設備により確認した現 場作 業員 は 退避 を実 施 す る。
※３ 原子炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域 計装 等に よ り確 認す る 。 なお ，原 子 炉ス クラ ムは ， 解析 上， 原 子 炉水 位低 下 を厳 しく する 観 点で 原子 炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）信 号に よ るも のと す る 。
※４ 中央制御室にて，機器ランプ表示，警報，タービ ン回 転速 度 ，系 統流 量 等 にて 確認 す る。
※５ 原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉 水位 低（ レ ベル ３） か ら 原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） の間 に維 持 す る。
※６ 中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及 び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機等 の起 動 がで きず ，非 常 用母 線の 電 源 回復 がで き ない 場合 ，早 期 の電 源回 復 不 能と 判断 す る。
※７ 全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確 認 し た 場 合 は ， 速 や か に 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 の 準 備 を 開 始 す る 。 な お ， 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器ス プ レイ 冷却 系（ 可 搬型 ）に は 同 じ可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い る 。
※８ サプレッション・プール水温度がサプレッション ・ プー ル 熱 容量 制 限（ 原 子炉 が 高 圧の 場 合 は65℃ ） に到 達 又は 超 過し た 場 合は ， 低 圧で 原 子 炉注 水 可能 な 系統 又 は 低圧 代 替 注水 系1系 統 以上 起 動 で きた 後 に 原子 炉 減圧操作を実施する。また，実際の操作では，原子炉 圧 力 が 低 下 し 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 が 開 始 さ れ た 後 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 停 止 す る が ， 評 価 上 は 可 搬 型 代
替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬 型 ）の みに よる 水 位回 復性 能 を 確認 する 観 点で ，原 子炉 減 圧開 始と 同 時 に原 子炉 隔 離時 冷却 系は 停 止す る想 定 と して いる 。
※９ 原子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉 冷 却 材 の 減 圧 沸 騰 に よ り 原 子 炉 水 位 の 指 示 値 の 信 頼 性 が 損 な わ れ る お そ れ が あ る た め ， 原 子 炉 水 位 不 明 で な い こ と を 確 認 す る 。 原 子 炉 水 位 不 明 は ， 以 下 の い ず れ か により判断する。
・ドライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原子炉水位の指示値のばらつきが大きく燃料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※１０ 原子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合 は， 格納 容 器雰 囲気 監 視 系等 によ り 格納 容器 内の 水 素・ 酸素 濃 度 を確 認す る 。
※１１ 炉心損傷は，以下により判断する（炉心損傷が 確認 され た 場合 は炉 心 損 傷後 の手 順 に移 行）。
・ドライウェル又はサプレッション・チェン バ内 の ガン マ線 線量 率 が設 計基 準 事 故相 当の ガ ンマ 線線 量率 の 10 倍 以 上と な った 場合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及 び （Ｓ ／Ｃ ）に よ る炉 心損 傷 発 生の 判断 が でき ない 場合 は ，原 子炉 圧 力 容器 温度 に より 判断 する 。
※１２ 原子炉水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・ チェ ンバ 圧 力の 差圧 を 確 認す るこ と で， 原子 炉水 位 が燃 料有 効 長 頂部 以上 で ある こと を確 認 する 。
※１３ 可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注 水系 （可 搬 型） によ り ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持す る。
※１４ 復電時に不要な負荷が起動するのを防止するた めの 負荷 切 離し を含 む 。
※１５ 残留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）に て 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） に 切 り 替 え ， 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル ８ ） に て 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 ） 又 は 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷却系）に切り替える。

第 2.8−3 図

津波浸水による最終ヒートシンク喪失の対応手順の概要
2.8-18

津波 浸水 に よる 最終 ヒー ト シン ク喪 失
経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

実施箇所・必要要員数

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

敷地 内へ の 津波 浸水 発生
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡操作項目

原子 炉ス ク ラム

操作の内容

約4分

原子 炉水 位 異常 低下 （レ ベ ル２ ） 到達
1時間

当直運転員
（中央制御室）

当直運転員
（現場）

直流電源の負荷切離操作（中央制御室）

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●全 交 流動 力電 源 喪 失確認●原 子 炉ス クラ ム の 確認
●ター ビ ン停 止の 確 認状 況判 断

2人
A，B

−

−

● 主蒸気隔 離弁閉 止及 び逃がし安 全弁（ 安全 弁機 能）に よる 原子炉
圧力制御の確認

外部電源喪 失の確認及び非常 用ディーゼ ル発 電機等の停止 確 認は ，外 部 電 源がない 場合に実 施する

10 分●再 循 環系 ポン プ 停 止の確 認●交流 電 源駆 動ポ ン プに よ る原 子炉 注 水機 能 喪失 確 認●原 子 炉隔 離時 冷 却 系の自 動 起 動の確 認
原子炉水 位の調 整
操作（原 子炉隔 離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電 源回復 不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
所内常設 直流電 源
設備によ る非常 用
所内電気 設備へ の給電操作(不要負荷の切離操作）
可搬型代 替注水 中型ポンプ を用い た
低圧代替注水系（可搬型 ）の起 動
準備操作

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） から 原子 炉 水位 高（ レベ ル ８） の間 に 維 持−−●原 子 炉隔 離時 冷 却 系によ る 原 子炉注 水 の 調整 操 作−−●高 圧 炉心 スプ レ イ 系ディ ー ゼ ル発電 機 の 手動 起 動操 作（ 失 敗）

1分

−

−

●非 常用 デ ィー ゼル 発 電機 の 手動 起動 操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

2人
a，b

【1人】
B

−

−

−

−

8人
c〜j

−

3人
C，D，E

3人
k，l，m

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る●電 源 回復 操作

適宜 実 施●不 要 負荷 の切 離 操 作（中 央 制 御室）

6分

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る●可 搬 型代 替注 水 中 型ポン プ の 移動， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の系統構成操作

125 分

第 2.8−4 図

津波浸水による最終ヒートシンク喪失の作業と所要時間（1／2）

2.8-19解析 上 考慮 しな い
外部 電 源が ない 場 合 に実施す る津波 浸水 に よる 最終 ヒー ト シン ク喪 失経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

8時間

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

20

24

28

原子 炉水 位の 調整操
作(原子炉隔離時冷
却系)

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

8人
c〜j
【2人】
c，d

可搬 型代 替注 水中型
ポン プを 用い た低圧
代替注水系（可搬型）の起動準備操作

−

−

−

3人
C，D，E

3人
k，l，m

タン クロ ーリ による燃料給油操作

−

−

2人
（参集）

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

燃 料 有効 長頂 部到 達 （※ 1）

約8時 間39分

燃 料 有効 長頂 部回 復 （※ 1）
約13時間 格納 容器 圧力 0.279MPa［ gage］到 達
24時 間

【1人】
B

−

原子 炉水 位の 調整操
作(低圧代替注水系（可搬型）)

−

【2人】
C，D

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操作(不 要負荷の切 離 操作 ）

−

【1人】
E

【1人】
k

【1人】
B

−

−

−

【1人】
E

【1人】
k

常設 代替 交流 電源設
備に よる 非常 用母線の受電準備操作

−
2人
（参集）

−

常設 代替 交流 電源設
備に よる 緊急 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常設 代替 交流 電源設
備に よる 非常 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

※1

シ ュラ ウ ド内 水 位に基づく時間

非 常用 母線 受電
緊 急用 海水 系 を用 いた 残 留 熱除 去系 （低圧注水系）に よ る原 子炉 注 水及び残 留熱 除去 系 （格納容器スプレイ冷却系）によ る 格納 容器 除熱 の交互運転開 始170 分
起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可 搬型代替注水 中型ポンプを 用いた 低圧代替注 水系（可 搬型 ）による原子炉注水の系統構成操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

90 分
適宜 実施

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分●可 搬型代替注水 中型ポンプを 用いた 低圧代替注 水系（可 搬型 ）による原子炉注水の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

【1人】
E

【3人】
k，l，m
2人
（参集）

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

50 分

●不要負荷の切離操作(現場）●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分●非常用母線の受電準備操作(現場）75 分●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の系統構成操作

外部 電 源 がな い 場合 に実施する
解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮し
ない

175 分

●可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整−

外部 電 源 がな い 場合 に実施する
解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮しない

8分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作【1人】
A

外部 電 源 がな い 場合 に実施する
解析 上 ， 事象 発 生24時間の交 流 電 源回 復 は考 慮しない

4分●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作●非常用母線の受電操作

5分●緊 急 用海 水系 に よ る海水 通 水 の系統 構 成 操作 及 び起 動操 作

20 分

●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−●残 留熱除去系（ 低圧注水系） による 原子炉注水 並びに残 留熱 除去系（格納 容器 スプレイ 冷却 系）によ る格 納容器除 熱 又は残留熱 除去 系
（サプ レッ ション・ プー ル冷却系 ）に よるサプ レ ッション・ プー ル
冷却の交互運転操作

原子炉水位高（レベル８）にて格納容器スプレイ又はサプレッション・プ
ール冷却開始への切替操作を実施し，原子炉水位低（レベル３）にて原子
炉注 水 への 切替 操 作 を 実施

15 分

※
−

【1人】
C

【1人】
A

−

−

2人
A，B

3人
C，D，E

13人 a〜m（参 集 要員 6人）

使用 済燃 料プ ールの除熱操作

必要要員合計備 考※

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器ス プ レイ 操作

緊急 用海 水系 を用いた 残 留 熱 除 去 系（低圧注水系）による原子炉注水操
作並びに残留熱除
去系（格納容器ス
プレイ冷却系）による格納容器除熱
操作又は残留熱除
去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール
冷却 操 作40

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間 に 維持●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作逃が し安 全弁 （自動減圧 機能 ）に よる原
子炉急速減圧操作

36

原子 炉減 圧開 始

約8時 間35分

24時 間25分
当直運転員（中央制御室）32

直流電源の負荷切離操作（現場）

8時間 1分

実施箇所・必要要員数

16

【1人】
（参集）

●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）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

適宜 実 施●代替燃料プール冷却系の起動操作

第 2.8−4 図

15 分

津波浸水による最終ヒートシンク喪失の作業と所要時間（2／2）
2.8-20

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る
解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施する

第 2.8−1 表
操作及び確認

津波浸水による最終ヒートシンク喪失における重大事故等対策について（1／3）
手順

全交流動力電源喪失 及び原子炉スクラム確認

外部電源喪失及び非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失し全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。

原子炉隔離時冷却系 による原子炉注水

原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系が自動起動し原子炉注水を開始する。これにより原子炉水位は回復
し，以降原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
原子炉隔離時冷却系で使用している直流電源の枯渇を防止するため，蓄電池の不要な負荷の切離しを実施し 24 時間にわたって直流電源の供給を行う。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備として，系統構成並びに可搬型代替注水
中型ポンプの準備及びホース敷設を実施する。また，可搬型代替注水中型ポンプへの燃
料給油準備を実施する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水の準備完了後，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 個による原子炉急速減圧を実施する。

直流電源負荷切離し

2.8-21低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注 水準
備

逃がし安全弁による 原子
炉急速減圧

※

常設設備
125V 系 蓄 電
池Ａ系
125V 系 蓄 電池Ｂ系
原子炉隔離時冷却系 ＊125V 系 蓄 電
池Ａ系
125V 系 蓄 電
池Ａ系
125V 系 蓄 電
池Ｂ系
可搬型設備用
軽油タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−−原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊−−可搬型代替注水中型ポンプ
タンクローリ−

原子炉圧力（ＳＡ）
125V 系 蓄 電
原子炉圧力 ＊
池Ａ系
125V 系 蓄 電−
池Ｂ系
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.8−1 表
操作及び確認

津波浸水による最終ヒートシンク喪失における重大事故等対策について（2／3）
手

順

常設設備
可搬型設備用
軽油タンク

2.8-22

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉圧力（ＳＡ）
水中型ポンプ 原子炉圧力 ＊
タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
可搬型代替注 ドライウェル圧力
水中型ポンプ サプレッション・チェンバ圧力タンクローリ 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉圧力 ＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊残留熱除去系系統流量 ＊低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

原子炉急速減圧操作後に，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。

代替格納容器スプレ イ冷却系（可搬型）によ る格
納容器冷却

格納容器圧力が 0.279MPa［gage］に到達した
場合，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により格納容器冷却を実施する。また．
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続する。

可搬型設備用
軽油タンク

緊急用海水系を用い た残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

常設代替交流電源設備による交流電源供給
後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。

常設代替交流電源設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊緊急用海水系
軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの＊

第 2.8−1 表
操作及び確認
緊急用海水系を用い た残留熱除去系（格納容 器ス
プレイ冷却系）によ る格
納容器除熱

津波浸水による最終ヒートシンク喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水位高（レベル８）まで原子炉水位が回復した
後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施する。

＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度−
サプレッション・プール水温度

常設設備
常設代替交流電源設備
残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系） ＊緊急用海水系
軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

2.8-23

第 2.8−2 表
項

主要解析条件（津波浸水による最終ヒートシンク喪失）目

主要解析条件

条件設定の考え方

事故条件

敷地に遡上する津波による敷地への津波浸水が発生する事
象を設定
残留熱除去系及び非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定し，崩壊熱除去機能及び全交流動力電源が喪失するものとして設定
敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した可搬型設
備及び接続口を含めた重大事故等対策の有効性を評価する観点から，交流動力電源は 24 時間使用できないものとして設定

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

2.8-24

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 操 作条 件

起因事象

敷地に遡上する津波発生

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失

外部電源

外部電源なし緊急用海水系

伝熱容量：約 24MW
(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において)熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作

事象発生 24 時間 25 分後

常設代替交流電源設備からの受電後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 2.8.1
基準津波を超え敷地に遡上する津波への対応について

津波特有の事象である事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒート
シンク喪失」は，津波ＰＲＡによって評価された炉心損傷頻度が 4.0×10 −６ ／炉年と有意な値であること及び敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が内部事象に係る事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき必ず想定する事故
シーケンスグループに追加する事故シーケンスグループとして抽出している。
上記を踏まえ，東海第二発電所において想定する津波高さと，それらで想定する事故等は，第 1 表のとおり整理している。

第1表

津波高さと事故等の関係

防潮堤前面での津波高さ想定する事故等〜 T.P.＋17.1m ：基準津波・設計基準事象〜 T.P.＋20.0m ：防潮堤高さ−（設計基準事象と同様）〜 T.P.＋24.0m ：防潮堤耐力・重大事故等（事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」）

T.P.＋24.0m 〜

・大規模損壊（防潮堤損傷）

以下に，第 1 表に示した想定する事故等のうち，事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」において，想定する津波高さ，敷地浸水状況及び対応する防護対策の概要について示す。

添付 2.8.1-1

1.
(1)

津波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いについて
津波ＰＲＡ
津波ＰＲＡの評価結果を第2表に示す。また，津波ＰＲＡの評価に用いた
津波ハザード曲線を第1図に示す。
津波ＰＲＡでは，防潮堤高さ（T.P.＋20m）を超える津波高さを評価対象としており，津波区分１（津波高さT.P.＋20m〜T.P.＋22m）については，
津波により非常用海水ポンプ ※ が機能喪失するため，最終ヒートシンク喪
失が発生する。なお，本津波区分では，起動変圧器及び予備変圧器は津波による影響を受けないため，津波により外部電源は喪失しない。
津波区分２（津波高さT.P.＋22m〜T.P.＋24m）については，津波により非常用海水ポンプが機能喪失することに加え，敷地に遡上する津波が原子
炉建屋1階床面高さであるEL.＋8.2mまで到達するため，原子炉建屋内への浸水が発生し，複数の緩和機能が喪失する。
津波区分３（津波高さT.P.＋24m〜）については，防潮堤耐力を超える津
波高さを対象としており，防潮堤の損傷に伴い多量の海水が敷地内及び原
子炉建屋内に浸水するため，直接炉心損傷に至る事故シーケンスとしている。
※：残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ，
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

添付 2.8.1-2

第2表
津波区分

事故シーケンス

ＣＤＦ

寄与（／炉年） 割合※1

最終ヒートシンク喪失（蓄電池枯渇後ＲＣＩ

3.2E-06

4.2％

1.1E-08<0.1％

1.7E-08

<0.1％

Ｃ停止）
津波区分１
（T.P.＋20m〜
T.P.＋22m）

最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗
最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖
失敗
原子炉建屋内浸水によ

津波区分２（T.P.＋22m〜
T.P.＋24m）

る複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪

7.6E-071.0％

事故シーケンスの取扱い

事故シーケンスグループ﹁津波浸水による最終ヒートシンク喪失﹂（津波高さ）

津波ＰＲＡの評価結果

失）「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」との従属性を考慮※２「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，
ＴＢＵ）
」との従属性を考慮※２「全 交 流動 力電源 喪 失（ ＴＢ」との従属性を考慮※２Ｐ）
重要事故シーケンス「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」との従属性を考慮※２

津波区分３（T.P.＋24m

防潮堤損傷

3.3E-07

0.4％ 大規模損壊対策による対応に含まれる

合計

4.3E-06

5.7％

〜）
※1

津波ＰＲＡの炉心損傷頻度（ＣＤＦ）に加えて，内部事象ＰＲＡのＣＤＦ，地震ＰＲＡのＣＤＦを含めた全ＣＤＦ（7.5E-05／炉年）に対する寄与割合
津波ＰＲＡより抽出される事故シーケンスに対して，「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮し，外部電源喪失の重畳を想定

年超過確率

※2

10

0

10

-1

10

-2

10

-3

10

-4

10

-5

10

-6

10

-7

防潮堤前面

0

10

20
30
津波高さ (T.P. m)

第1図

津波ハザード曲線(防潮堤前面)
添付 2.8.1-3

40

50

(2)

事故シーケンス選定での取扱い
津波ＰＲＡより抽出される事故シーケンスのうち，津波区分３に分類される「防潮堤損傷」の事故シーケンスについては，内部事象ＰＲＡ及び地震ＰＲＡの評価結果を含めた全炉心損傷頻度（7.5E-05／炉年）に対する寄与割合が0.4％と小さいこと，及び防潮堤の損傷による津波の影響の程度を特定することは困難であることから，新たな事故シーケンスグループとしての追加は不要と判断し，大規模損壊対策による対応に含まれるものとして整理している。
津波区分１及び津波区分２に分類される「防潮堤損傷」以外の事故シー
ケンスについては，全炉心損傷頻度に対する寄与割合が5.3％と有意である
こと，及び防潮堤の健全性が維持され津波による影響の程度が特定できることから，「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」を新たな事故シーケ
ンスグループとして追加し，想定する津波高さが最も高い「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」を重要事故シーケンスとして選定している。

2.
(1)

有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況について敷地に遡上する津波高さの想定
有効性評価において想定する津波については，重要事故シーケンスとして選定した「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」における最大の津波高さである，防潮堤位置において T.P.＋24m※１※２の津波を想定する。

※１

T.P.は Tokyo Peil の略で東京湾中等潮位（平均潮位）を示し，津波高さ（T.P.
＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤前面の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

添付 2.8.1-4

※２

防潮堤耐力である津波高さを設定しており，津波の年超過確率は，確率論的津波ハザードの評価結果から，約 3×10−７ ／炉年に相当する。

(2)

敷地内浸水評価
第 2 図に敷地に遡上する津波時の最大浸水深分布，第 3 図に防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形，第 4 図に各施設の浸水深の時刻歴波形を示す。なお，津波高さの設定に当たっては，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤前面の最高水位（駆け上がり高さ）が T.P.
＋24m となるように，基準津波の策定に用いた波源のすべり量の割増しを行い設定している。
敷地内浸水評価の結果，敷地に遡上する津波時の影響としては，以下の特徴がある。
・ 敷地内への流入は防潮堤南側終端からの回り込みが支配的であり，T.P.
＋8m の敷地は浸水するが，T.P.＋11m 以上の敷地への浸水は確認されない。（第 2 図）・ 防潮堤前面からの越流による敷地内への流入は限定的である。
（ 第 3 図）・ T.P.＋8m に位置する施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近い使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。）前面を除き，0.5m〜1.0m である。（第 2 図,第 4 図）

添付 2.8.1-5

第2図

敷地に遡上する津波時の最大浸水深分布

添付 2.8.1-6

水位（T.P.m）

24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大 T.P.＋23.41m(36.7 分)

25
20
15
10
5
0

防潮堤高さ【T.P.＋20m】

0

30

第3図

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形

浸水深（m）

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

24ｍ津波 原子炉建屋（最大） 最大浸水深＋0.39m(40.5 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

180

210

240

180

210

240

浸水深（m）（①原子炉建屋）
24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深＋0.21m(48.7 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

浸水深（m）（②緊急用海水ポンプピット上部）
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 H4a 最大浸水深＋0.21m(48.8 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

浸水深(.m）（③排気筒南東）24ｍ津波 建屋東 最大浸水深＋0.17m(49.8 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

60

90

120
時間（分）

150

（④原子炉建屋東）

第4図

各施設の浸水深の時刻歴波形（1／2）

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

添付 2.8.1-7

浸水深（m）

24ｍ津波 代替淡水貯槽 最大浸水深＋0.41m(40.2 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

180

210

240

150

180

210

240

150

180

210

240

180

210

240

浸水深（m）（⑤代替淡水貯槽上部）
24ｍ津波 取水ピット（陸） 最大浸水深＋0.29m(36.8 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

150

浸水深（m）（⑥ＳＡ用海水ピット）
24ｍ津波 キャスク建屋̲E 最大浸水深＋1.08m(37.8 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

浸水深（m）（⑦Ｄ／Ｃ前面）
24ｍ津波 H6b 最大浸水深＋0.52m(38.3 分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

60

90

120
時間（分）

浸水深（m）（⑧緊急時対策室建屋西）
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 H4b 最大浸水深＋0.29m(45.3 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

（⑨原子炉建屋西）

第4図

各施設の浸水深の時刻歴波形（2／2）

注：防潮堤ルート変更前の時刻歴波形である。

添付 2.8.1-8

3.
(1)

敷地に遡上する津波に対する防護対策について敷地に遡上する津波に対する施設防護敷地に遡上する津波への防護対策の概要を第 5 図に示す。
敷地に遡上する津波からの施設の防護に当たっては，防潮堤による敷地への浸水量抑制及び浸水防止設備による取水路・放水路等からの津波の流入防止を考慮した上で，以下の対策を実施する。
ａ．建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備に対しては，これらを内包する建屋・壁の浸水経路（扉，貫通部等）を特定し，それらに対し浸水防止対策（水密扉の設置，貫通部止水処置等）を講じることで，内包する津波防護対象施設・設備への浸水影響を防止する設計とする。また，津波荷重（静水頭，波力）及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物衝突荷重を考慮した設計とする。
【対象】
①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット③

格納容器圧力逃がし装置格納槽④

常設低圧代替注水系格納槽

ｂ．建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備に対しては，設備の地上敷設部等からの浸水経路（配管フランジ等）がないことを確認（ＳＡ用海水ピット取水塔を除く）するとともに，津波荷重（静水頭，波力）の影響評価及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物衝突荷重を考慮した設計とする。
【対象】
添付 2.8.1-9

⑤

緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）⑥

格納容器圧力逃がし装置格納槽（地上敷設部）⑦

原子炉建屋東側接続口⑧

原子炉建屋西側接続口⑨

ＳＡ用海水ピット取水塔

ｃ．高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備
高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備に対しては，敷地浸水評価結果から求めた各施設・設備から最も近い敷地の最大津波高さと各施設・設備の設置高さを比較し，最大津波高さが各施設・設備の設置高さを下回ること（津波が到達しないこと）を確認する。
【対象】⑩

緊急時対策所建屋⑪

常設代替高圧電源装置置場⑫

軽油貯蔵タンク（地下式）⑬

西側保管場所及び南側保管場所⑭

高所東側接続口及び高所西側接続口

また，津波により想定される漂流物及び倒壊物が起因となって，津波防護対象施設・設備に対し波及的影響を与えないよう，排気筒，屋外大型タ
ンク等について，漂流防止及び倒壊防止を考慮した設計とする。

添付 2.8.1-10

原子 炉建 屋 原子 炉棟 【a】

可搬型設備保管場所【c】

タンクローリ（凡 例）
防護 対象 範 囲

原子炉建 屋東側接続 口【b】

可搬型代替注水
中型ポンプ

逃が し安 全 弁
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 格 納槽

外部電源

【地 下格 納 槽：a， 地上 敷設 部： b】
ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

常設代替高圧
電源装置
高所東側
高所西側
接続口
接続口

常設 代替
高圧 電源
装置 置場
【c】

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

添付 2.8.1-11

非常用ディーゼル発電機用海水系ポンプ等→

125V 系 蓄 電池
Ａ系 及び
125V 系 蓄 電池
Ｂ系

※4

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※3

格納 容器 圧 力
逃が し装 置↑サプ レッ シ ョン・プ ール

原子 炉建 屋西側 接続 口※4

西側淡水貯水設備

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ) 非常用ディーゼル
発電機等

→

→

緊急 用
125V 系 蓄 電池

Ｇ

※1

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※3

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1←→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)→※2原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

緊急用海水ポンプ

↑

↑

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ←→

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

←

※1 海へ

【a】

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽

ピット【a】
海

常設 低圧 代 替注 水系
a：建 屋 ・壁 によ り 津波 によ る影 響 から 防 護
b：津 波 によ る影 響 に対 して 機能 維 持で き るよ う設 計
c：津 波 によ る影 響 のな い高 所に 設 置

第5図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

格納 槽【 a】
復水 貯蔵 タ ンク

(2)敷地に遡上する津波に対するアクセスルートの設定
2．の評価結果より，敷地に遡上する津波による敷地内浸水量は少ない
ことから，津波が引いた後に T.P.＋8m 盤に位置する接続口（原子炉建屋
東側接続口，原子炉建屋西側接続口）へのアクセスルートの復旧を行うことにより，事故対応が可能であると考えるが，津波の浸水範囲における復旧作業には不確かさがあることを考慮し，以下の対応策を講ずることにより，敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルートを設定する。
①

淡水源の高所設置
淡水源の 1 箇所を，敷地に遡上する津波の影響を受けない発電所西側
造成エリアの高所（T.P.＋11m）に設置。

②

淡水系接続口の高所設置
可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉等への注水用の接続口を，敷地に遡上する津波の影響を受けない常設代替高圧電源装置付近（T.P.
＋11m）に設置。
本接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に 2 箇所設置。

上記の処置について第 6 図及び第 7 図に示す。また，設定した敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルートについて第 8 図に示す。

添付 2.8.1-12

第6図

敷地に遡上する津波に対する対応策の概要図

添付 2.8.1-13

詳細図①参照

T.P.＋11m
詳細図②参照

シャフト部
・水配管
・油配管
・電気ケーブル
軽油貯蔵タンク（地下）地下トンネル（岩盤内）（T.P.−20m）（T.P.-20m 程度
程度）
俯瞰図

上面図

防護壁

防護壁
水密扉
接続口

接続口

高所東側接続口は，自然現象の影響を踏まえ，東側接続口と同様な防護柵を設置予定。

詳細図①（高所西側接続口）

詳細図②（高所東側接続口）

西側接続口
斜面崩壊時の影響は（地下格納槽）（2／2）を参照
接続口
T.P.＋11m
原子炉建屋
T.P.＋8m

常設代替高圧電源装置置場

地下トンネル（岩盤内）（T.P.−20m（T.P.-20m 程度）
程度）

注水配管
断面図

第7図

・トンネル内にはケーブル接続部を設けない。
・軽油配管にはフランジ部を設けない。
・水配管，軽油配管はケーブル類より下位置に配置する。
・ケーブル敷設部と水配管敷設部の間には点検通路スペースを設ける。

今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

添付 2.8.1-14

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

第7図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

添付 2.8.1-15

作業名

アクセスルート
復旧時間①

作業時間
②

有効性評価
要求時間

評価結果
①＋②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
3 時間 ※２
160 分 ※３○0分
160 分 ※１
（南側保管場所〜西側淡水貯水設備〜高所西側接続口）※1：評価ルートにおいて可搬型設備を使用する作業時間で考慮する項目は以下のとおり。
・出動準備時間（防護具着用，保管場所までの移動，車両等出動前確認）
・保管場所から水源までの移動時間（アクセスルート復旧と並行にて実施）
・水中ポンプ設置時間
・ホース敷設及び接続時間
・事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間及び状況把握時間※2：事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」における事故シーケンスのうち「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」について，事故シーケンス
グループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮し，「2.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」での操作所要時間内に完了することを確認する。
※3：高所東側接続口を使用する場合の合計時間は 170 分

第8図

敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルート（評価用ルート）

添付 2.8.1-16

補足説明資料
防潮堤設置ルートの設置ルートの変更による敷地に遡上する津波への対応
対応に対する影響について

1.

はじめに
敷地北側における防潮堤設置ルートの変更（
敷地北側における防潮堤設置ルートの変更（第9図）を踏まえ，敷地に遡上図）を踏まえ，敷地に遡上する津波の敷地内浸水解析
敷地内浸水解析への影響について確認する。

鉄筋

クリート

（地

続
コ ン ク リー ト
防護

・

区

第9図

敷地北側における防潮堤設置ルートの変更

添付 2.8.1-17

2.

確認方法
防潮堤設置ルートの変更を踏まえた敷地に遡上する津波の敷地内浸水解析について，既往の基準津波の遡上解析（防潮堤設置ルート変更前）と既往の基準津波の遡上解析（暫定の防潮堤設置ルート変更後）（試解析）を比較する
ことにより，敷地に遡上する津波に対する影響について確認を行った。

3.

既往の基準津波による防潮堤設置ルート変更の影響検討
既往の基準津波の遡上解析結果を第10図（防潮堤設置ルート変更前／暫定の防潮堤設置ルート変更後）に示す。遡上解析への影響を確認した結果は以下のとおり。

(1)

既往の基準津波による防潮堤前面の最高水位
既往の基準津波による防潮堤前面の最高水位は，防潮堤設置ルートの変
更前後において，いずれもT.P.＋17.1mであり変化はなく，その最高水位を示す位置も同一である。

(2)

既往の基準津波による敷地側面南側〜敷地前面東側の水位第10図に示す「敷地側面南側〜敷地前面東側」は，防潮堤設置ルートの変更を行っていない範囲を含んでいる。この範囲における津波の最高水位
は，ルート変更前後でほぼ変化が見られない。

(3)

既往の基準津波による敷地側面北側の水位第10図に示す「敷地側面北側」は，防潮堤設置ルートの変更を行った範囲である。この範囲における津波の最高水位は，ルート変更前のT.P.＋
15.2mからルート変更後のT.P.＋12.9mへ低下している。

添付 2.8.1-18

【北側：防潮堤設置ルート変更あり】
・水位はルート変更前に比べ低下傾向

T．P．＋17.1m

T．P．＋15.4mm

T．P．＋12.9m

・水位はルート変更前に比べほぼ変化なし
水位はルート変更前に比べほぼ変化なし

T．P．＋17.1m．＋15.4m
T．P．＋

防潮 堤前 面 の最 高水 位（ T.P.＋m）

T．P．＋15.2m〜南側：防潮堤設置ルート変更なし】【東側〜南側：添付 2.8.1-19（防潮堤設置ルート変更前）
第 10 図（暫定の防潮堤設置ルート変更後）
防潮堤設置ルート変更後）既往の基準津波による防潮堤
既往の基準津波による防潮堤前面における津波水位の評価結果

4.

敷地に遡上する津波の防潮堤設置ルート変更の影響前述したとおり，防潮堤設置ルートの変更前後において最高水位地点を含む敷地側面南側〜敷地前面東側の水位分布については，ほぼ変化がないことを確認した。ここでは，防潮堤設置ルートの変更前後において既往の敷地に遡上する津波（T.P.＋24m津波）による津波高さへの影響を検討した。なお，
ここで，敷地に遡上する津波は，基準津波と同一の波源とし，防潮堤前面の最高水位がT.P.＋24mとなるように，津波波源のパラメータであるすべり量を増大させたものである。
防潮堤前面における既往の基準津波による津波高さと既往のT.P.＋24m津
波による津波高さの比較を第11図に示す。防潮堤前面における既往の基準津
波による津波高さと既往のT.P.＋24m津波による津波高さを比較した結果，T.P.＋20mを上回る大きな水位を示す敷地前面東側から敷地側面南側にかけて，津波高さの増幅傾向はほぼ同じと考えられる。
以上のことから，防潮堤設置ルートの変更前後においてT.P.＋24m津波による防潮堤前面での津波水位分布は大きく変わらないことが予想される。

添付 2.8.1-20

津波高さの増幅傾向が同じ

既往の基準津波による最大水位上昇量分布図
上昇量分布図

既往の T.P.＋24m 津波による最大水位
水位上昇量分布図（防潮堤位置に無限鉛直壁を設定
壁を設定）

第 11 図既往の基準津波と既往の T.P.＋24m 津波との比較

添付 2.8.1-21

以下に，防潮堤ルート変更が敷地に遡上する津波に及ぼす影響として，「津
波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いに対する影響」，「有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況への影響」，「敷地に遡上する津波に対する炉心損傷防止対策への影響」について検討した結果を
示す。

(1)

津波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いに対する影響
防潮堤ルート変更に伴う津波ハザードの変更により，津波ＰＲＡの炉心損傷頻度に対して若干の影響が生じる可能性が考えられるものの，事故シナ
リオの分析に対して防潮堤ルート変更の影響はないことから，津波ＰＲＡから抽出される事故シーケンスについては同様となる。
また，防潮堤ルート変更後においても，防潮堤耐力を津波高さT.P.＋24mとすることから，「防潮堤損傷」として大規模損壊での対応に含まれることとなる津波高さ（津波区分３：T.P.＋24m〜）及び事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」として有効性評価において取り扱うこととなる津波高さ（津波区分１，２：T.P.＋20m〜T.P.＋24m）についても同様となる。

(2)

有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況への影響
ａ．想定する津波高さ（1）で述べたとおり，防潮堤ルート変更後においても，事故シーケ
ンスでの取扱いが変わらないことから，有効性評価において想定する津波高さは，防潮堤ルート変更前と同様に重要事故シーケンス「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（最終ヒートシンク喪失）」における最大の津波高さであり，防潮堤が健全な範囲において最大の津波高さと添付 2.8.1-22

なる防潮堤位置においてT.P.＋24mの津波となる。
ｂ．敷地への浸水状況
防潮堤設置ルート変更後の敷地への浸水状況を予想するに当たって，敷地側面南側，敷地前面東側，敷地側面北側の3つに分けて整理したものを第3表に示す。
敷地内への流入が支配的となる，ルートを変更していない敷地側面南側〜敷地前面東側の水位，敷地への流入量（第10図参照）については，
ほぼ変わらない結果となることが予想される。（第3表①）
また，防潮堤設置ルート変更前で敷地内への流入がほぼなかった敷地
側面北側の水位，敷地への流入量（第2図参照）についても，大きく増加することはないことが予想される。（第3表②）
以上のことから，防潮堤設置ルート変更後における敷地内浸水評価については，ルート変更前の浸水評価結果から大きく変わるものではない
ことが予想される。

第3表

既往の基準津波による敷地に遡上する津波の推定
東

北

防潮堤

南

ルート変更有無

なし

一部あり

あり

変化なし

同程度

低下

大

中

小

（終端からの回込（越流による流（終端か らの回みによる流入が入は限定的）

込みなし）

既往の基準津波の最大水位上昇量分布
ルート変更前
T.P.＋24m津波の流入量（取水口側）

支配的）

ルート変更後
T.P.＋24m津波のほぼ変わらない

ほぼ変わらない

流入量変化

（①）

（①）

（推定）

添付 2.8.1-23

大きく増加する
ことはない
（②）

(3)

敷地に遡上する津波に対する炉心損傷防止対策への影響(2)で述べたとおり，敷地内浸水評価については，防潮堤ルート変更前の
浸水評価結果から大きく変わるものではないことが予想される。そのため，防潮堤ルート変更前の敷地浸水評価を基に検討を行った敷地に遡上する津波に対する施設防護及びアクセスルートの設定については，防潮堤ルート
変更後においても有効に機能するものと考えられる。

添付 2.8.1-24

添付資料 2.8.2
基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する基準適合のための基本方針
及び施設の防護方針について

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）
に対する浸水対策が本有効性評価の前提となることから，敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について以下に示す。
なお，詳細は耐津波設計方針等において説明する。

1.

敷地に遡上する津波
敷地に遡上する津波については，事故シーケンス選定の評価結果に基づき，防潮堤位置において T.P.＋24m ※１※２ の津波を想定する。
なお，敷地に遡上する津波の年超過確率は，確率論的津波ハザードの評価
結果から，約 3×10−７ ／炉年に相当する。
※１

T.P.は Tokyo Peil の略で東京湾中等潮位（平均潮位）を示す。

※２

津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤位置の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

2.

敷地に遡上する津波に対する事故対応の基本方針
敷地に遡上する津波襲来時については，敷地内への浸水により屋外作業が制限されることが考えられることから，重大事故等対処設備の有効性の確認においては，以下の対応を基本方針とする。
津波防護を考慮した常設設備による対応を基本とする
ただし，可搬型設備による対応を行う場合は，津波影響のない高所に限定した対応とする

添付 2.8.2-1

3.

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象の選定
敷地に遡上する津波に対する津波防護対象については，敷地に遡上する津波により重大事故等が発生した場合において，事故対応を行うために必要な設備として，以下の設備を選定する。

敷地に遡上する津波に対する事故対応の基本方針に基づいた重大事故の防止及び緩和に必要な重大事故等対処設備 ※３
設備要求に係る設置許可基準規則第 45 条〜第 62 条に適合するために必要となる重大事故等対処設備 ※３※3「設置許可基準規則第 43 条（重大事故等対処設備）」における可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型設備保管場所（西側及び南側），東側接続口，西側接続口（地下格納槽），高所接続口についても津波防護の対象とする。
なお，高所接続口については，事故シーケンスグループ「津波浸水による
最終ヒートシンク喪失」の有効性評価において，期待する機能（低圧代替注
水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））を確保できる設計とする。

なお，ここで「設置許可基準規則第 44 条 発電用原子炉を未臨界にする設備」については，大津波警報発表時にはあらかじめ原子炉停止操作を行うことから，防護対象としていない。
また，以下設備については，機能を代替する重大事故等対処設備により設置許可基準規則に対する基準適合性を満たすため，防護対象としていない。

添付 2.8.2-2

系統機能

除外理由
津波により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海高圧炉心スプレイ系

水ポンプ等が損傷することで機能喪失が想定されるが，津波時に必要な容量は原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系にて代替可能。
津波により残留熱除去系海水系ポンプ等が損傷する

残留熱除去系海水系

ことで機能喪失が想定されるが，津波時に必要な容量は，緊急用海水系にて代替可能。
津波により非常用ディーゼル発電機海水ポンプ等が非常用交流電源設備

損傷することで機能喪失が想定されるが，津波時に必要な容量は，常設代替交流電源設備にて代替可能。

選定した津波防護対象について，第 1 表に示す。

添付 2.8.2-3

第1表

津波防護対象（1／3）

設置許可基準規則
第４５条（原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）

第４６条（原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するための設備）

第４７条（原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）

第４８条（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

第４９条（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）第５０条（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第５１条（原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための設
備）
第５２条（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため
の設備）
第５３条
（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）

津波防護対象・高圧代替注水系
・原子炉隔離時冷却系
・ほう酸水注入系
・逃がし安全弁（安全弁機能）・逃がし安全弁（自動減圧機能）・逃がし安全弁（逃がし弁機能）・過渡時自動減圧機能・逃がし 安全弁 機能回 復（代替直 流電源及び逃 がし安全弁
用可搬型蓄電池供給）
・非常用窒素供給系
・非常用逃がし安全弁駆動系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系（低圧注水系）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・低圧炉心スプレイ系
・緊急用海水系
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
・格納容器圧力逃がし装置
・代替循環冷却系
・格納容器下部注水系（常設）・格納容器下部注水系（可搬型）・可搬型窒素供給装置
・格納容器内水素濃度（ＳＡ）
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
・格納容器圧力逃がし装置
・原子炉建屋ガス処理系
・静的触媒式水素再結合器
・原子炉建屋水素濃度

添付 2.8.2-4

第1表
設置許可基準規則

第５４条（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）第５５条（発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設
備）

第５６条（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

第５７条（電源設備）

第５８条（計装設備）

第５９条（原子炉制御室）

第６０条（監視測定設備）

津波防護対象（2／3）

津波防護対象・常設低圧代替注水系ポンプ及び代替燃料プール注水系（注水ライン）
・可搬型 代替注 水中型 ポンプ，可 搬型代替注水 大型ポンプ
及び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及び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及び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及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への放射性物質の拡散抑制）
・代替燃料プール冷却系
・使用済燃料プールの状態監視設備
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)
・汚濁防止膜(海洋への放射性物質の拡散抑制)
・重大事故等収束のための水源（西側 淡水貯 水設備 ，代替淡水 貯槽，サプレ ッション・
チェンバ，ほう酸水貯蔵タンク）・水の供給（可搬 型代替 注水中 型ポンプ， 可搬型代替注 水大型ポン
プ，ホース等）・常設代替交流電源設備
・可搬型代替交流電源設備
・非常用直流電源設備
・非常用所内電気設備
・所内常設直流電源設備
・所内常設代替直流電源設備
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料給油設備
・重要監 視パラ メータ 及び重要代 替監視パラメ ータを計測する設備
・代替パラメータを計測する設備
・パラメータ記録時に使用する設備
・中央制 御室及 び中央 制御室待避 室の照明を確 保するための設備（可搬型照明（ＳＡ））
・居住性を確保するための設備−遮蔽及び換気設備（中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理系，ブローアウトパネル閉止装置，中央制御室待避室，中央制
御室待避室ボンベユニット（空気ボンベ））−衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装
置（待避室）−酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
・放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備−可搬型モニタリング・ポスト−可搬型放射能測定装置
・風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備−可搬型気象観測設備

添付 2.8.2-5

第1表

津波防護対象（3／3）

設置許可基準規則

津波防護対象・緊急時対策所・必要な情報を把握できる設備及び通信連絡を行うために必要な設
備−安全パラメータ表示システム−通信設備（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），携行型
有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信 連 絡 設備 （ テレ ビ 会 議シ ス テ ム ， Ｉ Ｐ 電 話 ，Ｉ Ｐ − Ｆ ＡＸ），データ伝送設備）
第６１条
・代替電源設備（緊急時対策所）（緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク，緊急時対策所用発電機給油ポンプ及び緊急時対策所用Ｍ／Ｃ）
・居住性を確保するための設備（緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所
非常用フィルタ装置と緊急時対策所加圧設備及び酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリング・ポスト，緊急時対策
所エリアモニタ）・発電所内の通信連絡を行うための設備−通信設備（発電所内）（携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話設
備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型））−安全パラメータ表示システム
第６２条（通信連絡を行うため ・発電所外との通信連絡を行うための設備−通信設備（発電所外）に必要な設備）（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合
原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ））−データ伝送設備

添付 2.8.2-6

4.

津波防護対象の基準適合内容【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
一

重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。

想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

二想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

三健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

四

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

五工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

六想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

２

重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

二二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。

三常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有するものであること。

二

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

三

常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

添付 2.8.2-7四想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置
場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなる
おそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

五

地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムによる影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

六想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。

七

重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処
設備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故
防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

3．項で選定した津波防護対象とする重大事故等対処設備に対する基準
適合性を確認するに当たり，設置許可基準規則第 43 条により要求されている項目のうち，敷地に遡上する津波に関連する項目の基本設計方針について整理した。敷地に遡上する津波を考慮した基準適合のための基本設計
方針を第 2 表に示す。
第 2 表に示すとおり，津波防護対象とする重大事故等対処設備に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない措置を講じる又は津波影響の受けない敷地高さに設置することにより，基準に適合する設計とする。
また，敷地に遡上する津波による事故対応時にのみ必要となる高所東側
接続口及び高所西側接続口についても，設置許可基準規則第 43 条第 3 項
第 3 号（異なる複数の接続箇所の確保について）に対する基準適合のため，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に設置すること
により，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。

添付 2.8.2-8

第2表
考慮事項

基準適合のための基本設計方針（1／2）

設置許可基準規則
第 1 項第 1 号（重大事故等時の環境条件）

津波防護対象とする重大事故等対処設備の基本設計方針
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない設計とする又は津波影響の受けない敷地高さに設置することとする。
位置的分散

第 2 項第 3 号（常設重大事故防止設備の共通要因
故障）

設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわ れないよ う，
可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に 対して機 能を喪失しない措置を講じる又は津波影響の受けない敷地高さに設置することとする。
複数箇所
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外 から水又 は電力を供給する設備と，常設設備との接続口は，共通要因によって接敷地に続できなくことを防止するため，それぞれ互いに異なる複数の場所遡上するに設置する設計とする。

津波

第 3 項第 3 号（複数の接続箇所の確保）

敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に 対して機 能を喪失しない措置を講じる。
敷地に遡上する津波を起因とした重大事故等時に必 要となる 可搬型設備の接続口 ※ ４ については，津波影響の受けない敷地高さに設置する設計とする。また，当該接続口は常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより，共通要因によって接続することができなくなることを防止する。
位置的分散
可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設 備等及び 常設

第 3 項第 5 号（保管場所）

重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう，位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，津波影響の受けな い敷地高 さに分散して保管する。

※４：事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」の有効性評価において，期待する機能（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））を有す
る高所接続口を指す。

添付 2.8.2-9

第2表
考慮事項

基準適合のための基本設計方針（2／2）

設置許可基準規則

津波防護対象とする重大事故等対処設備の基本設計方針【屋内アクセスルート】
アクセスルートの確保
迂回路も考慮したアクセスルートを確保する設計とする。
敷地に遡上する津波の考慮
敷地に遡上する津波に対しては，敷地に遡上する津 波による 浸水のないよう設計する施設内に確保する設計とする。

第 3 項第 6 号【屋外アクセスルート】（アクセス

アクセスルートの確保

ルート）

複数のアクセスルートを確保する設計とする。
敷地に遡上する津波の考慮

敷地に敷地に遡上する津波に対しては，ホイールローダに よる漂流 物撤

遡上する去作業を行うことで，通行性を確保できるよう考慮する。

津波

また，敷地に遡上する津波を起因とした重大事故等 時に必要 となる屋外アクセスルート ※ ５ については，津波影響の受けない敷地高さに確保する設計とする。
位置的分散
第 3 項第 7 号（可搬型重大事故
防止設備の共通要因故障）可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設 備等及び 常設
重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう，位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，津波影響の受けな い敷地高 さに分散して保管する。

※５：事故シーケンスグループ「津波浸水による最終ヒートシンク喪失」の有効性評価において，事故対応として実施する可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準
備操作（南側保管場所〜西側淡水貯水設備〜高所東側接続口）のためのアクセスルートを指す。

添付 2.8.2-10

5.

敷地に遡上する津波に対する防護方針選定した津波防護対象施設・設備（第 1 表）のうち，原子炉建屋に内包される津波防護対象施設・設備を津波対策の観点から「原子炉建屋」として整理した上で，以下の施設・設備を敷地に遡上する津波から防護する対象とする。
・ 原子炉建屋
・ 緊急用海水ポンプピット及び地上敷設部
・ 格納容器圧力逃がし装置格納槽及び地上敷設部
・ 常設低圧代替注水系格納槽
・ 原子炉建屋東側接続口
・ 原子炉建屋西側接続口
・ ＳＡ用海水ピット取水塔
・ 緊急時対策所建屋
・ 常設代替高圧電源装置置場
・ 軽油貯蔵タンク（地下式）
・ 西側保管場所及び南側保管場所
・ 高所東側接続口及び高所西側接続口

敷地に遡上する津波からの施設の防護に当たっては，防潮堤による敷地への浸水量抑制及び浸水防止設備による取水路・放水路等からの津波の流入防止を考慮した上で，以下の対策を実施する。
(1)

建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備に対しては，これらを内包する建屋・壁の浸水経路（扉，貫通部等）を特定し，それらに対し浸水防止対策（水密扉の設置，貫通部止水処置等）を講じることで，内包する
添付 2.8.2-11津波防護対象施設・設備への浸水影響を防止する設計とする。また，津波荷重（静水頭，波力）及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物
衝突荷重を考慮した設計とする。
【対

(2)

象】

①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット③

格納容器圧力逃がし装置格納槽④

常設低圧代替注水系格納槽

建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備に対しては，設備の地
上敷設部等からの浸水経路（配管フランジ等）がないことを確認（ＳＡ用海水ピット取水塔を除く）するとともに，津波荷重（静水頭，波力）の影
響評価及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物衝突荷重を考慮した設計とする。
【対

(3)

象】

⑤

緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）⑥

格納容器圧力逃がし装置格納槽（地上敷設部）⑦

原子炉建屋東側接続口⑧

原子炉建屋西側接続口⑨

ＳＡ用海水ピット取水塔

高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備
高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備に対しては，敷地浸水評価結果から求めた各施設・設備から最も近い敷地の最大津
添付 2.8.2-12

波高さと各施設・設備の設置高さを比較し，最大津波高さが各施設・設備の設置高さを下回ること（津波が到達しないこと）を確認する。
【対

象】

⑩

緊急時対策所建屋⑪

常設代替高圧電源装置置場⑫

軽油貯蔵タンク（地下式）⑬

西側保管場所及び南側保管場所⑭

高所東側接続口及び高所西側接続口

また，津波により想定される漂流物及び倒壊物が起因となって，津波防護対象施設・設備に対し波及的影響を与えないよう，排気筒，屋外大型タ
ンク等について，漂流防止及び倒壊防止を考慮した設計とする。

敷地に遡上する津波から防護する①〜⑭の施設等の配置を第1図に示す。

添付 2.8.2-13

第1図

津波防護対象の配置図

添付 2.8.2-14

補足説明資料
高所接続口の複数箇所設置による共通要因故障の防止について

敷地に遡上する津波による事故対応時にのみ必要となる高所東側接続口及び高所西側接続口については，設置許可基準規則第 43 条第 3 項第 3 号（異なる複数の接続箇所の確保について）に対する基準適合のため，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所設置することにより（第 2 図参照），
共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計方針としている。
ここでは，敷地に遡上する津波時において考慮する必要のある共通要因を抽出し，抽出した共通要因により複数箇所設置した高所東側接続口及び高所西側接続口の機能が喪失しないことの確認を行った。

(1)

共通要因の抽出及び共通要因を考慮した設計方針
敷地に遡上する津波時に考慮する必要のある共通要因並びに共通要因を考慮した高所東側接続口及び高所西側接続口の設計方針について，第 3 表に示す。
考慮する必要のあるものとして整理した共通要因のうち，複数箇所の接続口設置による措置のみで機能喪失することを防止するものは，以下のものに整理される。
・風（台風）（飛来物）
・竜巻（飛来物）風（台風）及び竜巻による飛来物に対しては，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより，複数の接添付 2.8.2-15

続口の同時損傷が発生する確率を低減させることで，必要な機能が喪失することを防止することが可能であると考えられる。
以上のことから，高所東側接続口及び高所西側接続口を常設代替高圧電源
装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所設置することで，敷地に遡上する津波時に考慮する必要のある共通要因により，複数の接続口が全て機能喪失することを防止することが可能であることを確認した。

添付 2.8.2-16

詳細図①参照

T.P.＋11m
詳細図②参照

シャフト部
・水配管
・油配管
・電気ケーブル
軽油貯蔵タンク（地下）地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）
俯瞰図

上面図

防護壁

防護壁
水密扉
接続口

接続口

高所東側接続口は，自然現象の影響を踏まえ，東側接続口と同様な防護柵を設置予定。

詳細図①（高所西側接続口）

詳細図②（高所東側接続口）

西側接続口
斜面崩壊時の影響は（地下格納槽）（2／2）を参照
接続口
T.P.＋11m
原子炉建屋
T.P.＋8m

常設代替高圧電源装置置場

地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）

注水配管
断面図

第2図

・トンネル内にはケーブル接続部を設けない。
・軽油配管にはフランジ部を設けない。
・水配管，軽油配管はケーブル類より下位置に配置する。
・ケーブル敷設部と水配管敷設部の間には点検通路スペースを設ける。

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

添付 2.8.2-17

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第2図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

添付 2.8.2-18

第3表
共通要因
環境条件（温度，放射線，荷重，その他使用
条件）
地盤
地震
津波
洪水

高所接続口に対して考慮する共通要因及び設計方針
考慮の要否
○
○
○
○

自然災害

風（台風）

○

竜巻

○

凍結

○

降水

○

積雪

○

落雷

○

地滑り
火山の影響

○

生物学的事象

○

森林火災

○

高潮

○

航空機落下

外部人為事象

ダムの崩壊
爆発
近隣工場等の火災
有毒ガス
船舶の衝突

○

電磁的障害

○

○

故意による大型航空機衝突その他テ
ロリズム

共通要因を考慮した設計方針
・環境条件を考慮した設計
・複数箇所
・第 38 条（重大事故等対処設備の地盤）に基づく地盤上に設置
・第 39 条（地震による損傷の防止）に基づく設計
・敷地に遡上する津波の影響を受けない敷地高さに設置（立地的要因により考慮不要）
・風（台風）による風荷重を環境条件にて考慮
・複数箇所
・竜巻による風荷重を環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・避雷設備を設置する常設代替高圧電源装置置場に設置
・複数箇所（立地的要因により考慮不要）
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・ネズミ等の小動物に対して，開口部の閉止により必要な機能が損なわれるおそれのない設計
・複数箇所
・防火帯の内側に設計・保管場所周辺の植生火災に対し，防火エリアを設定
・複数箇所
・高潮の影響を受けない敷地高さに設置（原子炉施設への航空機落下確率が，防護設計の基準である 10−７回／炉・年を超えないため考慮不要）（立地的要因により考慮不要）
・防火帯の内側に設計・保管場所周辺の植生火災に対し，防火エリアを設定
・複数箇所
・船舶の衝突の影響を受けない敷地高さに設置
・環境条件にて考慮
・複数箇所（敷地に遡上する津波と重畳して発生することは考慮しない）

溢水

○

火災

○

・想定される溢水水位に対して機能を喪失しない設計
・複数箇所
・第 41 条（火災による損傷の防止）に基づく設計
・複数箇所

添付 2.8.2-19

添付資料 2.8.3
地震発生と同時に津波が到達するとした
評価上の想定の妥当性について

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」と い う 。）が 発 生 し た 場 合 に は ，最 初 に 地 震 が 発 生 し ，そ の 後 に 津 波 が
発 電 所 敷 地 に 到 達 す る と 想 定 さ れ る 。こ れ に 対 し て 本 評 価 に お い て は ，地震の発生と同時に津波が発電所に到達したとして評価している。
以下では，地震発生から敷地に遡上する津波が発電所に到達するまでの時間を考慮した場合の影響について検討する。

1.

津波到達の時間遅れを考慮する場合の対応操作(1)

地震発生から敷地に遡上する津波の到達までに想定される対応
操作
地 震 発 生 時 点 で「 地 震 加 速 度 大 」に よ り 原 子 炉 が ス ク ラ ム す る 。

また，給水・復水系が停止した場合には，原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点にて原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉への注水が行われるとともに主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉は隔離状態となる。こ
れらの機器動作は，インターロックによる自動作動であるため，運転員による対応はプラント状況及び自動作動した機器等の確認のみである。
原子炉への注水が確保された以降は，サプレッション・プール
水 温 度 等 を 確 認 し ，必 要 に 応 じ て 残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。

添付 2.8.3-1

(2)敷地に遡上する津波の到達後に想定される対応操作
地震に伴い発生する事象への対応中に敷地に遡上する津波の到達により敷地内が浸水した場合には，非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
及び残留熱除去系海水系ポンプが機能喪失する。このため，高圧炉心スプレイ系は停止するが，原子炉隔離時冷却系による原子炉
注水は維持される。また，外部電源が喪失している場合は，高所作業により可搬型設備の準備を開始するとともに，常設代替高圧
電源装置により交流電源を確保し，サプレッション・プール水温
度がサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉注水を実施する。格納
容 器 除 熱 は ，緊 急 用 海 水 系 並 び に 残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プール冷却系）又は残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）により確保する。これらの対応操作は，地震発生と同時に津波が発電所に到達すると想定した場合と同様である。

2.

津波到達の時間遅れを考慮した場合の影響
1． で 述 べ た と お り ， 地 震 が 発 生 し て か ら 津 波 到 達 ま で は ， 自 動 起

動した原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水の状況を確認するとともに，サプレッション・プール水温度が上昇した場合には，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施する。ここで，原子炉注水又は格納容器
除熱が開始される直前に津波が到達した場合の影響について考察する。
原子炉注水については，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベ添付 2.8.3-2ル２）設定点に到達する直前に津波が到達し，高圧炉心スプレイ系が自動起動しなかった場合でも，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで原子炉注水が確保され，炉心冷却は維持される。また，評
価上も高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に期待しない評価としている。
格 納 容 器 除 熱 に つ い て は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 32℃に到達し，残留熱除去系の起動操作を開始した直後に津波により残留 熱 除 去 系 海 水 系 が 停 止 し た 場 合 で も ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 200℃ 又は 格 納 容 器 圧 力 0.62MPa[gage］ に 到 達 す る ま で に 緊 急 用 海 水 系 を 用いた残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）又は残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を開始すれば良く，十分な時間余裕が確保されている

3.

まとめ
地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定する場合，地震による原子炉スクラム等への対応操作に加えて，敷地に遡上す
る津波による機能喪失状態に応じた対応操作が重なるため，運転員
等操作の観点からより厳しい条件となる。また，津波到達の時間遅れを考慮した場合でも，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，格納容器除熱は事象後期に実施することから，評価項目に与える影響はない。以上により，評価上，地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定することは妥当であると考える。

添付 2.8.3-3

添付資料 2.8.4
7 日間における水源の対応について（津波浸水による最終ヒートシンク喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 約 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，定格流量で西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却
格 納 容 器 圧 力 が 0.279MPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.8.4-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.8.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却開始
4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた低 圧 代 替 注 水 系（可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 いた代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却停止

第 1図

外部水源による積算注水量（津波浸水による最終ヒートシンク喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.8.4-3

添付資料 2.8.5
7 日間における燃料の対応について（津波浸水による最終ヒートシンク喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L／h（燃料消費率）×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.8.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.8.6
常設代替交流電源設備の負荷（津波浸水による最終ヒートシンク喪失）
主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他不要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他不 要 な 負荷

①

②

③

④
⑤
⑥
⑦

⑧
⑨

約 120
約 97
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 510
約4
約 584
約3
約 30
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 245

約 217

約 799

約 786

約 1,206

約 1,201

約 2,183

約 1,715

約 3,140

約 2,302

約 2,411

約 2,332

約 2,626

約 2,438

約 3,015

約 2,674

約 3,228

約 2,836

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

5,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

4,000

⑨

⑤
3,000

⑥

最大負荷容量
約 3,228kW

⑧
⑦

④
2,000

③
1,000

②
①

0

▲

▲

24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.8.6-1

添付資料 2.8.7
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）との事故対応の相違点について「 2.8

津 波 浸 水 に よ る 最 終 ヒ ー ト シ ン ク 喪 失 」で は ，海 水 系 と し て

緊急用海水系を用いている点以外に，第 1 表に示すとおり敷地に遡上する津波の影響により有効性評価において期待しないが他に取り得る
手 段 の 一 部 が 「 2.3.1

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）」 と 相 違 が あ

る。

第 1表

事故対応の相違点

事故対応

相違理由

可搬型代替低圧電源車による受電操作
代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱
消火系による原子炉注水及び格納容器
冷却高所以外の可搬型設備を用いた事故対応には期待しないこととしている

消火系が設置されているタービン建屋への浸水による機能喪失の可能性を考慮し期待しない

添付 2.8.7-1