資料番号：PS-6-1-2 改0

3.重大事故H29.8.3 日本原子力発電株式会社 東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

比較表

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）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

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

東二

3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合

3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合

3.1.3.1 格納容器破損防止対策

3.1.3.1 格納容器破損防止対策

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）」で想定さ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）」で想定される事故シーケンスに対して，代替循環冷却系を使用しない場合を想定し，代替循環冷却系以外のれる事故シーケンスに対して，代替循環冷却系を使用しない場合を想定し，代替循環冷却系以外の設備による格納容器破損防止対策の有効性を評価する。

設備による格納容器破損防止対策の有効性を評価する。
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で想定さ・記載方針の違い

れる事故シーケンスに対して，格納容器の破損を防止し，かつ，放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止するため，初期の対策として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手段及び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）による原子炉注水手段を整備する。
また，安定状態に向けた対策として格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。
本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図を第 3.1.3.1 図から第 3.1.3.3 図に，対応

本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図を第 3.1.3-1 図に，対応手順の概要を第手順の概要を第 3.1.3.4 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

3.1.3-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策の手順と設備との関係を第 3.1.3-1

等対策における設備と手順の関係を第 3.1.3.1 表に示す。

表に示す。
（添付 3.1.2.1）

本格納容器破損モードにおける評価事故シーケンスにおいて，事象発生 10 時間までの 6 号及び 7

本格納容器破損モードにおける評価事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 21 名 ・必要要員数の違い

号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び緊急時対策要員で構成され，及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 5 名である。初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，

合計 28 名※1 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，当直長 1 名（6 号及び副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を

7 号炉兼任），当直副長 2 名，運転操作対応を行う運転員 12 名である。発電所構内に常駐している

行う重大事故等対応要員 12 名である。招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要要員のうち，通報連絡等を行う緊急時対策本部要員は 5 名，緊急時対策要員（現場）は 8 名※1 であ

員 2 名，現場手動による格納容器ベント操作を行う重大事故等対応要員 3 名である。必要な要員とる。

作業項目について第 3.1.3-3 図に示す。
・参集要員（招集要員）に期待

また，事象発生 10 時間以降に追加で必要な要員は，フィルタ装置薬液補給作業を行うための参する作業の違い

集要員 20 名である。必要な要員と作業項目について第 3.1.3.5 図に示す。
なお，評価事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目を評価事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，28 名で対処可能である。

なお，評価事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目を評価事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 21 名及び招集要員 5 名で対処可能である。

・必要要員数の違い
・東海第二では格納容器頂部注※1 有効性評価で考慮しない作業（原子炉ウェル注水）に必要な要員 4 名を含めると，緊急時水の着手判断に達しないた対策要員（現場）が 12 名，合計が 32 名になる。

め実施しないa. 原子炉スクラム確認及び非常用炉心冷却系機能喪失確認
原子炉スクラム確認及び非常用炉心冷却系機能喪失確認については，「3.1.2.1 a. 原子炉スクラ
ム確認及び非常用炉心冷却系機能喪失確認」と同じ。

ａ．原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発生及び全交流動力電源喪失の確認
原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発生及び全交流動力電源喪失の確認については，「3.1.2.1 ａ．
原子炉スクラム，ＬＯＣＡ発生及び全交流動力電源喪失の確認」と同じ。

・東海第二では LOCA の発生有無により対応手順が異なる
ため・解析結果および運用（手順）b. 全交流動力電源喪失及び早期の電源回復不能判断並びに対応準備の違いによる記載順の違い

全交流動力電源喪失及び早期の電源回復不能判断並びに対応準備については，「3.1.2.1 b. 全交

1

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二流動力電源喪失及び早期の電源回復不能判断並びに対応準備」と同じ。
c. 炉心損傷確認
炉心損傷確認については，「3.1.2.1 c. 炉心損傷確認」と同じ。

ｂ．炉心損傷確認
炉心損傷確認については，「3.1.2.1 ｂ．炉心損傷確認」と同じ。
（添付 3.1.3.1）
・記載方針の違い

d. 水素濃度監視
水素濃度監視については，「3.1.2.1 d. 水素濃度監視」と同じ。
ｃ．早期の電源回復不能の確認

・記載方針の違い

早期の電源回復不能の確認については，「3.1.2.1 ｃ．早期の電源回復不能の確認」と同じ。
ｄ．電源確保操作対応

・記載方針の違い

電源確保操作対応については，「3.1.2.1 ｄ．電源確保操作対応」と同じ。

e. 常設代替交流電源設備による交流電源供給及び低圧代替注水系（常設）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及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水につｅ．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常設低圧代替注水系ポンプを用い・運用の違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）いては，「3.1.2.1 e. 常設代替交流電源設備による交流電源供給及び低圧代替注水系（常設）にによる原子炉注水操作

よる原子炉注水」と同じ。

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については，「3.1.2.1 ｅ．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」と同じ。
ｆ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作

・記載方針の違い

水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作については，「3.1.2.1 ｆ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作」と同じ。
ｇ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

・記載方針の違い

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作については，「3.1.2.1 ｇ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作」と同じ。
ｈ．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

・記載方針の違い

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については，「3.1.2.1 ｈ．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」と同じ。
ｉ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確・設備，運用の違い

保操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確
保操作については，「3.1.2.1 ｋ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作」と同じ。
ｊ．サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作
サプレッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作については，「3.1.2.1 ｌ．サプ

2・記載方針の違い

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二
レッション・プールｐＨ制御装置による薬液注入操作」と同じ。
（添付 3.1.3.3）

f. 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却については，「3.1.2.1 f. 代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却」と同じ。

ｋ．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 ・東海第二では代替循環冷却が却操作

使用できない場合のケース

格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため，格納容器圧力及びに本マネジメントを記載

温度が徐々に上昇する。格納容器の雰囲気を冷却するため，格納容器圧力が 0.465MPa[gage]
到達を確認した場合は，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を用いた
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 し， 格 納 容器 圧 力が0.400MPa[gage]到達により格納容器冷却を停止する。以降，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）の運転により，格納容器圧力を 0.400MPa[gage] から0.465MPa[gage]の範囲で制御する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量等である。
格納容器スプレイを継続することによりサプレッション・チェンバ・プール水位が上昇するた

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）による格納容器冷め，格納容器ベントに伴うサプレッション・チェンバ・プール水位の上昇を考慮（約 2m）し，サ

却を継続することにより，サプレッション・プール水位が上昇するため，格納容器ベントに伴プレッション・チェンバ・プール水位がベントライン-1m を超えないように格納容器スプレイを停うサプレッション・プール水位の上昇を考慮（約 2m）しても，サプレッション・プール水位が ・設備，運用の違い止する。

ベントライン下端位置を超えないようにサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m で格納

格納容器スプレイの停止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・プ
ール水位である。

容器冷却を停止する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止を確認するため必要な計装設備はサプレッション・プール水位である。
（添付 3.1.3.4）

g. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱ｌ．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）

・東海第二では，ベント準備及

サプレッション・プール水位が通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置

び実施のために操作する弁を中央制御室からの遠隔操作により開する。

による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置

は，第一弁に比べ第二弁が手格納容器圧力が原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]に接近した場合又はサプレッション・チ

一次隔離弁の開操作を実施する。

動操作時間が短いことから，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱の準備として，原子炉格納容器二次隔離弁

ェンバ・プール水位が格納容器真空破壊弁高さに到達した場合，原子炉格納容器一次隔離弁を原

さらに，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，中央制御室からのスプレイ停止後の操作は操子炉建屋内の原子炉区域外からの人力操作によって全開することで，格納容器圧力逃がし装置に遠隔操作により，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

作余裕時間を考慮し第二弁

よる原子炉格納容器除熱を実施する。

よる格納容器冷却を停止し，格納容器逃がし装置二次隔離弁を全開とすることで，サプレッシとする運用（手順）としていョン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。

る。

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，格納容器内圧力等である。
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・チェンバ・プール水位等である。
以降，損傷炉心の冷却は，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，原
子炉格納容器除熱は，格納容器圧力逃がし装置により継続的に行う。

格納容器圧力逃がし装置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 ・東海第二では，S/P 水位上昇
ション・チェンバ圧力等である。
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・プール水位等である。
以降，損傷炉心の冷却は，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）によにより外部水源による格納
容器スプレイを停止し，その後，ベント実施する運用（手順）としている。

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により継続的に ・東海第二では，第二弁は電動

33.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二行う。

弁であるため，中央制御室か（添付 3.1.3.5）

らの遠隔操作に期待する運用（手順）としている。

ｍ．使用済燃料プールの冷却操作

・記載方針の違い

使用済燃料プールの冷却操作については，「3.1.2.1 ｍ．使用済燃料プールの冷却操作」と同じ。
ｎ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

・記載方針の違い

可搬型代替注水大型ポンプにより北側淡水池又は高所淡水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｏ．タンクローリによる燃料補給操作

・記載方針の違い

タンクローリによる燃料補給操作については「3.1.2.1 ｏ．タンクローリによる燃料補給操作」と同じ。

3.1.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法

3.1.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法

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

本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価する観点か

及び評価項目の設定」に示すとおり，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価する観点から，プラント損傷状態を LOCA に全交流動力電源喪失事象を加えた状態とし，中小破断 LOCA に比ら，プラント損傷状態をＬＯＣＡに全交流動力電源喪失を加えた状態とし，中小破断ＬＯＣＡにべて破断口径が大きいことから事象進展が早く，格納容器圧力及び温度上昇の観点で厳しい大破

比べて破断口径が大きいことから事象進展が早く，格納容器圧力及び温度上昇の観点で厳しい大断 LOCA を起因とする，「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」である。

破断ＬＯＣＡを起因とする，「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」である。

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

圧力容器における ECCS 注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器におけ

圧力容器におけるＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器にるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器内 FP 挙動，原子炉格納容器における格おけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動並びに原子炉格納容器に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，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

格納容器ベント並びに炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器内 FP 挙動が重要現

イ冷却，格納容器ベント並びに炉心損傷後の原子炉格納容器における格納容器内ＦＰ挙動が重要象となる。

現象となる。

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

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

容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモするモデルを有するシビアアクシデント総合解析コード MAAP により原子炉水位，燃料最高温度，

デルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより原子炉水位，燃料最高温度，格

格納容器圧力，格納容器温度等の過渡応答を求める。

納容器圧力，格納容器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，本評価事故シーケンスにまた，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本評価事故シーケンスにおけ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の時間

4・

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

裕を評価する。

余裕を評価する。

(2) 有効性評価の条件(2) 有効性評価の条件

本評価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 3.1.3.2 表に示す。また，

本評価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 3.1.3-2 表に示す。
また，

主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

ａ．事故条件ａ．事故条件(a) 起因事象(a) 起因事象
起因事象として，大破断 LOCA が発生するものとする。破断箇所は，原子炉圧力容器内の保起因事象として，大破断ＬＯＣＡが発生するものとする。破断箇所は，原子炉圧力容器内の保有水量を厳しく評価するため，原子炉再循環系の吸込配管とする。

有水量を厳しく評価するため，残留熱除去系の吸込配管とする。

（添付資料 1.5.2，3.1.2.3）（添付資料 1.5.2）(b) 安全機能の喪失に対する仮定

・RPV バウンダリ設計の違い(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の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとす

全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとる。さらに非常用炉心冷却系が機能喪失するものとする。なお，代替循環冷却系は使用しないする。さらに高圧・低圧注水機能が喪失するものとする。なお，代替循環冷却系は使用しなものとする。

いものとする。

(c) 外部電源(c) 外部電源

外部電源は使用できないものと仮定する。

外部電源は使用できないものと仮定する。

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とともに，全ての非常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とともに，全ての非用ディーゼル発電機の機能喪失を想定する。
(d) 水素ガスの発生
水素ガスの発生については，ジルコニウム−水反応を考慮するものとする。なお，解析コー

常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定する。
(d) 水素の発生
水素の発生については，ジルコニウム−水反応を考慮するものとする。なお，解析コード

ド MAAP の評価結果では水の放射線分解等による水素ガス発生は考慮していないため，「(4)有ＭＡＡＰの評価結果では水の放射線分解による水素及び酸素の発生は考慮していないため， ・記載方針の違い

効性評価の結果」にてその影響を評価する。

「(4) 有効性評価の結果」にてその影響を評価する。

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，事象の発生と同時に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
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。

・解析における原子炉水位低下を厳しく見積もる観点から，
原子炉水位低（レベル 3）信号によりスクラムするもの(b) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(b) 低圧代替注水系（常設）としている。

最大 300m3/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。なお，低圧230m３／h（一定）にて原子炉注水し，原子炉水位Ｌ０以上まで回復後は，崩壊熱による蒸代替注水系（常設）による原子炉注水は，格納容器スプレイと同じ復水移送ポンプを用いて弁発量相当の注水流量で注水する。なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水は，格納の切替えにて実施する。

容器スプレイと同じ常設低圧代替注水系ポンプを用いて流量配分することで実施する。

・設備，運用の違い（添付 3.1.2.4）(c) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却
格納容器圧力及び温度上昇の抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，140m3/h にて原子炉格納(c) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
大破断ＬＯＣＡ発生後に，格納容器圧力及び雰囲気温度上昇の抑制に必要なスプレイ流量

5・設備，運用の違い

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

容器内にスプレイする。なお，格納容器スプレイは，原子炉注水と同じ復水移送ポンプを用いを考慮し，130m3/h にて格納容器内にスプレイする。なお，格納容器スプレイは，原子炉注て弁の切替えにて実施する。

水と同じ常設低圧代替注水系ポンプを用いて流量配分することで実施する。
原子炉水位Ｌ０以上に回復後，一旦格納容器スプレイを停止するが，格納容器圧力が上昇
し，格納容器圧力 465kPa[gage]に到達した場合は，再度 130m3/h にて格納容器内にスプレイ ・設備，運用の違いする。
（添付 3.1.2.4）(d) 格納容器下部注水系（常設）・記載方針の違い

格納容器の温度挙動を厳しく評価するため，格納容器下部注水系（常設）による格納容器
下部水位確保操作については考慮しない。
(d) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱(e) 格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力 0.62MPa[gage]における最大排出流量 31.6kg/s に対して，原子炉格納容器二次

サプレッション・チェンバ圧力が 0.31MPa[gage]における排出流量 13.4kg／s に対して，隔離弁の中央制御室からの遠隔操作による中間開操作（流路面積 50%開）にて原子炉格納容器

中央制御室からの遠隔操作により格納容器逃がし装置二次隔離弁を全開することにより格除熱を実施する。

納容器除熱を実施する。

・設備，運用の違い（添付 3.1.3.6）

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

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

従って以下のとおり設定する。

に従って以下のとおり設定する。

(a) 交流電源は，常設代替交流電源設備によって供給を開始し，低圧代替注水系（常設）による(a) 交流電源は，常設代替高圧電源装置によって供給を開始し，常設低圧代替注水系ポンプを ・東海第二では代替格納容器冷

原子炉注水操作は，事象発生 70 分後から開始する。

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

却と代替原子炉注水を常設ポ（常設）による原子炉注水操作は，事象発生 25 分後から開始する。なお，代替循環冷却 ンプ 2 台で同時に実施可能な設(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作は，原子炉水位が破断

系による格納容器除熱ができないこと及び原子炉水位Ｌ０以上まで回復したことを確認

備及び運用としている

し，原子炉注水流量を崩壊熱相当に調整するとともに，格納容器スプレイを停止する。

・運用の違い(b) 常設低圧代替注水系ポンプ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 ・運用の違い

口高さまで水位回復後，格納容器温度が 190℃に到達した場合に開始する。なお，格納容器ベ

却操作は，格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した場合に開始し，400kPa[gage]に到達しントに伴うサプレッション・チェンバ・プール水位の上昇（約 2m）を考慮し，サプレッショ

た場合は停止する。以降，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

ン・チェンバ・プール水位がベントライン-1m を超えないように格納容器スプレイを停止する。

系（常設）の運転により，格納容器圧力を 0.400MPa[gage] から 0.465MPa[gage]の範囲で制御する。なお，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントに伴うサプレッション・プール水位上昇を考慮しても，サプレッション・プール水位がベントライン下端を超えないようにサプレッション・プール水位が通常水位+6.5m 到達により格納容器冷却を停止する。

(c) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱操作は，格納容器圧力が 0.62MPa[gage]に接近した場合に実施する。

(c) 格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱は，サプレッション・プール水位が通常水位 ・運用の違い+6.5m 到達から 5 分後に実施する。

6

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）(3) 有効性評価（Cs-137 の放出量評価）の条件

東二(3) 有効性評価（Ｃｓ−137 放出量評価）の条件

事象発生直前まで，定格出力の 100%で長時間にわたって運転されていたものとする。その運(a) 事象発生直前まで，定格出力 100％で長期間にわたって運転されていたものとする。その転時間は，燃料を約 1/4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考え，最高 50,000 時間とする。

運転時間は，燃料を約 1／4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考え，最高 50,000 時間

a.

とする。
格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の環境中への総放出量の評価においては，原子炉内に(b) 格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の環境中への総放出量の評価においては，原子炉内内蔵されている核分裂生成物が事象進展に応じた割合で，原子炉格納容器内に放出※2 され，サに内蔵されている核分裂生成物が事象進展に応じた割合で，格納容器内に放出※１され，サプレッション・チェンバ又はドライウェルのベントラインを通じて格納容器圧力逃がし装置に

プレッション・チェンバ又はドライウェルのベントラインを通じて格納容器圧力逃がし装至るものとする。

置に至るものとする。

b.

格納容器圧力逃がし装置に到達した核分裂生成物は，格納容器圧力逃がし装置内のフィルタによって除去された後，格納容器圧力逃がし装置排気管から放出される。
※2 セシウムの原子炉格納容器内への放出割合については，本評価事故シーケンスにおいては格納容器圧力逃がし装置に到達した核分裂生成物は，格納容器圧力逃がし装置のフィルタによって除去された後，格納容器圧力逃がし装置排気管から放出される。
※１ セシウムの格納容器内への放出割合については，本評価事故シーケンスにおいては解析コードＭＡＡＰの評価結果の方がＮＵＲＥＧ−1465 より大きく算出する。

解析コード MAAP の評価結果の方が NUREG-1465 より大きく算出する。
c.

格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の Cs-137 放出量は，以下の式で計算される。

(c) 格納容器圧力逃がし装置を用いた場合のＣｓ−137 放出量は，以下の式で計算される。

Cs-137 の放出量（Bq） = f̲Cs × Bq̲Cs-137 ×（1/DF）

Ｃｓ−137 放出量(Bq)=fCs×BqCs137×（1／DF）

f̲Cs = f̲CsOH + （M̲I / M̲Cs） × （W̲Cs / W̲I） × （f̲CsI - f̲CsOH）

fCs=fCsOH＋（MI／MCs）×（WCs／WI）×(fCsI−fCsOH)

f̲Cs：原子炉格納容器からのセシウムの放出割合

fCs：格納容器から放出されるセシウムの放出割合

f̲CsI：原子炉格納容器からの CsI の放出割合

fCsI：格納容器から放出されるＣｓＩの放出割合（MAAP コードでの評価値）（MAAP コードでの評価値）
f̲CsOH：原子炉格納容器からの CsOH の放出割合

fCsOH（MAAP コードでの評価値）（MAAP コードでの評価値）
M̲I：よう素の初期重量（kg）

MI：よう素の初期重量（kg）

M̲Cs：セシウムの初期重量（kg）

MCs：セシウムの初期重量（kg）

W̲I：よう素の分子量（kg/kmol）

WI：よう素の分子量（kg／mol）

W̲Cs：セシウムの分子量（kg/kmol）

WCs：セシウムの分子量（kg／mol）

Bq̲Cs137：Cs-137 の炉内内蔵量（Bq）

BqCs137：Ｃｓ−137 の炉内内蔵量（Bq）

DF：格納容器圧力逃がし装置の除染係数

DF：格納容器圧力逃がし装置の除染係数d.

：格納容器から放出されるＣｓＯＨの放出割合

原子炉格納容器内に放出された Cs-137 については，格納容器スプレイやサプレッション・
チェンバのプール水でのスクラビングによる除去効果を考慮する。

(d) 格納容器内に放出されたＣｓ−137 については，格納容器スプレイやサプレッション・プールでのスクラビングによる除去効果を考慮する。

e.

格納容器圧力逃がし装置による粒子状放射性物質に対する除染係数は 1,000 とする。

(e) 格納容器圧力逃がし装置による粒子状放射性物質に対する除染係数は 1,000 とする。

f.

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについても考慮する。漏えい量の評価条件は(f) 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについても考慮する。漏えい量の評価条件

以下のとおりとする。

は以下のとおりとする。

(a) 原子炉格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設計漏えい率をもとに評価する。

ⅰ) 格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設計漏えい率をもとに評価する。

(b) 原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保守的に見積もるため，非常用ガス処理系ⅱ) 原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保守的に見積もるため，原子炉建屋のにより原子炉建屋の設計負圧が達成されるまでの期間は，原子炉建屋内の放射性物質の保持機

換気回数を，原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系で構成）能に期待しないものとする。非常用ガス処理系により設計負圧を達成した後は設計換気率 0.5により原子炉建屋の設計負圧が達成されるまでの期間は，原子炉建屋内の放射性物質の7

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二
保持機能に期待しないものとする。原子炉建屋ガス処理系により設計負圧を達成した後回/日相当を考慮する。
非常用ガス処理系は，事象発生 30 分後から，常設代替交流電源設備からの交流電源の供給

は設計換気率である 1 回／日相当を考慮する。

・設備設計及び運用の違い

原子炉建屋ガス処理系は，事象発生 115 分後から，常設代替高圧電源装置からの交流を受け自動起動し，起動後 10 分間で設計負圧が達成されることを想定する。

電源の供給を受けて中央制御室からの遠隔操作により起動し，起動後 5 分間で設計負圧が達成されることを想定する。
(c) 原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，原子炉建屋内での粒子状物質の除去ⅲ) 原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考慮しない。

効果は保守的に考慮しない。

（添付資料 3.1.3.7，3.1.3.8，3.1.3.9）（添付資料 3.1.3.3，3.1.3.4）(4) 有効性評価の結果(4) 有効性評価の結果

本評価事故シーケンスにおける原子炉水位（シュラウド内外水位），注水流量及び原子炉圧力本評価事故シーケンスにおける原子炉水位（シュラウド内外），注水流量，原子炉圧力容器内

容器内の保有水量の推移を第 3.1.3.6 図から第 3.1.3.8 図に，燃料最高温度の推移を第 3.1.3.9の保有水量の推移を第 3.1.3-4 図から第 3.1.3-6 図に，燃料最高温度の推移を第 3.1.3-7 図に，図に，格納容器圧力，格納容器温度，サプレッション・チェンバ・プール水位及び水温の推移を

格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及び水温度の推移を第 3.1.3-8

第 3.1.3.10 図から第 3.1.3.13 図に示す。

図から第 3.1.3-11 図に示す。

a. 事象進展大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するため，原子炉水位は

ａ．事象進展大破断ＬＯＣＡ時に高圧・低圧注水機能及び全交流動力電源が喪失するため，原子炉水位は急速に低下する。水位低下により炉心は露出し，事象発生から約 0.3 時間後に燃料被覆管の最高急速に低下する。水位低下により炉心は露出し，事象発生から約 4 分後に燃料被覆管の最高温 ・設備，運用の違い

温度は 1,000K（約 727℃）に到達し，炉心損傷が開始する。燃料被覆管の最高温度は事象発生か度は 1,000K（約 727℃）に到達し，炉心損傷が開始する。燃料被覆管の最高温度は事象発生か

ら約 0.4 時間後に 1,200℃に到達し，また，事象発生から約 0.7 時間後に燃料温度は 2,500K（約ら約 9 分後に 1,200℃に到達し，また，事象発生から約 27 分後に燃料温度は約 2,500K（約2,227℃）に到達する。事象発生から 70 分後，常設代替交流電源設備による交流電源の供給を開

2,227℃）に到達する。事象発生から 25 分後，常設代替交流電源装置による交流電源の供給を始し，復水移送ポンプ 2 台を用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することに開始し，常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水をよって，原子炉圧力容器破損に至ることなく，原子炉水位は回復し，炉心は再冠水する。

開始することによって，原子炉圧力容器破損に至ることなく，原子炉水位は回復し，炉心は冠水する。

原子炉格納容器内に崩壊熱が蒸気として放出されるため，格納容器圧力及び温度は徐々に上昇（添付資料 3.1.3.7）

する。そのため，格納容器スプレイを間欠的に実施することによって，格納容器圧力及び温度の格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため，格納容器圧力及び上昇を抑制する。

雰囲気温度が徐々に上昇する。そのため，原子炉注水と同時に常設低圧代替注水系ポンプ 2 台 ・設備，運用の違い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実施することによって，格納容器の圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する。
原子炉水位が原子炉水位Ｌ０以上に回復後，サプレッション・プール水位の上昇を抑制するため，崩壊熱による蒸発量相当の原子炉注水流量とすることで原子炉水位Ｌ０以上を維持するとともに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却を一時停止する。
その後，崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等の格納容器内への放出により，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，再度，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ことによって，格納容器圧

8・設備，運用の違い

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

ベントラインの水没防止のために，格納容器ベントに伴うサプレッション・チェンバ・プール
水位の上昇（約 2m）を考慮し，サプレッション・チェンバ・プール水位がベントライン-1m を超力及び雰囲気温度の上昇を抑制する。
ベントラインの水没防止のために，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントに伴うサ

えないように格納容器スプレイを停止することから，格納容器圧力は上昇し，事象発生から約 38

プレッション・プール水位の上昇（約 2m）を考慮し，サプレッション・プール水位がベントラ ・設備，運用の違い

時間経過した時点で原子炉格納容器の限界圧力に接近する。原子炉格納容器の限界圧力接近時点

イン下端を超えないように，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した時点でで，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱を実施し，格納容器圧力及び温度を低下

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させる。格納容器温度は，格納容器ベントによる格納容器温度低下後，溶融炉心からの放熱によを停止する。事象発生から約 19 時間経過した時点でサプレッション・プール水位が通常水位って数時間は上昇傾向となるが，崩壊熱の減少に伴い低下傾向に転じて，その後は徐々に低下す＋6.5m に到達にするため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器冷却を停止後，格納容る。格納容器圧力については格納容器ベントによる格納容器圧力低下後，徐々に低下する。

器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施し，格納容器の圧力及び温度を低下させる。格納（添付資料 3.1.2.1,3.1.2.2）

容器雰囲気温度は，格納容器ベントによる格納容器雰囲気温度低下後，溶融炉心からの放熱によって数時間は上昇傾向となるが，崩壊熱の減少に伴い，崩壊熱の減少に伴い低下傾向に転じて，その後は徐々に低下する。格納容器圧力については格納容器ベントの実施により低下する。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・チェンバ水位は，ベント管真空破壊装置及びサ
プレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。
（添付資料 3.1.2.4，3.1.2.5）

b. 評価項目等

ｂ．評価項目等

格納容器圧力は，第 3.1.3.10 図に示すとおり，原子炉格納容器内に崩壊熱が蒸気として放出

格納容器圧力は，第 3.1.3-8 図に示すとおり，格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生したされるため徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却水蒸気等が放出されるため徐々に上昇するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容及び原子炉格納容器の限界圧力に接近した場合に格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除器除熱を行うことによって,原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，原子炉格納容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の最大値は約 0.47MPa[gage]となり， ・運用の違い

器の限界圧力 0.62MPa[gage]を超えない。なお，原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が最大評価項目である限界圧力 0.62MPa[gage]を超えない。なお，格納容器バウンダリにかかる圧力となる事象開始約 38 時間後において，水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスが最大となる事象発生約 18 時間後（最も遅く最大値に到達する時間）において，水の放射線

は，原子炉格納容器内の非凝縮ガスに占める割合の 2%以下であるため，その影響は無視し得る程分解によって発生する水素及び酸素は，格納容器内の非凝縮性ガスに占める割合の約 2％であ度である。

るため，その影響は無視し得る程度である。

格納容器温度は，第 3.1.3.11 図に示すとおり，原子炉格納容器内に崩壊熱が蒸気として放出

格納容器温度は，第 3.1.3-9 図に示すとおり，格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生したされるため徐々に上昇するが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却水蒸気等が放出されるため徐々に上昇するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容

及び格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱を行うことによって，原子炉格納容器バ器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除

ウンダリにかかる温度（壁面温度）の最高値は約 165℃となり,原子炉格納容器の限界温度 200℃

熱を行うことによって，格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）の最高値は約 157℃とを超えない。なお，事象開始直後，破断口から流出する過熱蒸気により一時的に格納容器温度はなり，格納容器の限界温度 200℃を超えない。なお，事象開始直後，破断口から流出する過熱 ・設備，運用の違い

約 207℃となるが，この時の原子炉格納容器バウンダリにかかる温度（壁面温度）は約 144℃で蒸気により一時的に格納容器雰囲気温度は約 202℃となるが，この時の格納容器バウンダリにあり，原子炉格納容器の限界温度 200℃を超えない。

かかる温度（壁面温度）は約 137℃であり，評価項目である格納容器の限界温度 200℃を超えない。
（添付 3.1.2.8）

サプレッション・チェンバのベントラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置による大気中への Cs-137 の総放出量は約 1.4×10-3TBq（7 日間）であり，100TBq を下回る。

サプレッション・チェンバのベントラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置による大気中へのＣｓ−137 の総放出量は約 1.1×10-4TBq（7 日間）であり，評価項目である 100TBq ・設備，運用の違い
を下回る。

9

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二
ドライウェルのベントラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置による大気中へのドライウェルのベントラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置による大気中へのＣｓ−137 の総放出量は約 0.35TBq（7 日間）であり，評価項目である 100TBq を下回る。

Cs-137 の総放出量は約 2.0TBq（7 日間）であり，100TBq を下回る。
なお，原子炉格納容器が健全であるため，原子炉格納容器から原子炉建屋への放射性物質の漏なお，格納容器が健全であるため，格納容器から原子炉建屋への放射性物質の漏えい量は制

えい量は制限され，また，大気中へはほとんど放出されないものと考えられる。これは，原子炉限され，また，大気中へはほとんど放出されないものと考えられる。これは，原子炉建屋内に

建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，粒子状放射性物質は，原漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，粒子状放射性物質は原子炉建屋

子炉建屋内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い，原子炉建屋内に沈着すると考えられるためであ内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い，原子炉建屋内に沈着すると考えられるためである。原

る。原子炉建屋内での放射性物質の時間減衰及び粒子状放射性物質の除去効果等を保守的に考慮

子炉建屋内での放射性物質の時間減衰及び粒状放射性物質の除去効果等を保守的に考慮せず，せず，原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを想定した場合，漏えい量は約 14TBq（7原子炉建屋内から大気中への放射性物質の漏えいを想定した場合，漏えい量は約 14.3TBq（7日間）となる。原子炉建屋から大気中への Cs-137 の漏えい量に，ドライウェルのベントライン日間）となる。原子炉建屋からの大気への Cs-137 の漏えい量に，ドライウェルのベントライ

を経由した格納容器圧力逃がし装置による Cs-137 の放出量を加えた場合でも，約 16TBq（7 日間）

ンを経由した格納容器圧力逃がし装置による大気への Cs-137 の放出量を加えた場合でも，約であり，100TBq を下回る。

14.7TBq（7 日間）であり，評価項目である 100TBq を下回る。

事象発生からの 7 日間以降，Cs-137 の放出が継続した場合の影響評価を行ったところ，サプレ

事象発生からの 7 日間以降，Ｃｓ−137 の放出が継続した場合の影響評価を行ったところ，

ッション・チェンバのベントラインを経由した格納容器圧力逃がし装置による総放出量は，約 4.0

サプレッション・チェンバのベントラインを経由した格納容器逃がし装置による総放出量は，×10-3TBq(30 日間)及び約 8.5×10-3TBq(100 日間)である。ドライウェルのベントラインを経由し

約*.*×10−＊TBq（30 日間）及び約*.*×10−＊TBq（100 日間）である。ドライウェルのベントた場合には，約 3.1TBq(30 日間)及び約 3.2TBq(100 日間)である。原子炉建屋から大気中へのラインを経由した場合には，約*.*×10−＊TBq（30 日間）及び約*.*×10−＊TBq（100 日間）で

Cs-137 の漏えい量にドライウェルのベントラインを経由した格納容器圧力逃がし装置によるある。原子炉建屋からの大気への Cs-137 の漏えい量に，ドライウェルのベントラインを経由

Cs-137 の放出量を加えた場合でも，約 18TBq（30 日間）及び約 18TBq（100 日間）であり，100TBq

した格納容器圧力逃がし装置による大気への Cs-137 の放出量を加えた場合でも，約*.*×10−

を下回る。

＊

TBq（30 日間）及び約*.*×10−＊TBq（100 日間）であり，評価項目である 100TBq を下回る。

（添付資料 3.1.3.3，3.1.3.4）（添付資料 3.1.3.7，3.1.3.8）

第 3.1.3.6 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，炉心第 3.1.3-4 図に示すとおり，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）にの冷却が維持される。その後は，第 3.1.3.10 図に示すとおり，原子炉格納容器の限界圧力接近

よる原子炉注水の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，第 3.1.3-10

時点で，約 38 時間後に格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱を開始することで安図に示すとおり，約 19 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した時

定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。

点で，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し，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，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)，(2)及び(3)の評

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」のうち，(1)，(2)及び(3)の評価項目について対策の有効性を確認した。

価項目について，対策の有効性を確認した。

（添付資料 3.1.3.10）（添付資料 3.1.3.5）
3.1.3.3 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。

・設備，運用の違い

3.1.3.3 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は，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。

格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」（代替循環冷格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」（代替循環

却系を使用しない場合）では，原子炉格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊

冷却系を使用しない場合）では，格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等熱等の熱によって発生した水蒸気，ジルコニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等が蓄の熱によって発生した水蒸気，ジルコニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等が蓄積す

10・設備，運用の違い

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

積することが特徴である。

東二ることが特徴である。

また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設代替交流電源設備か待する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設代替高圧電源装置にらの受電操作，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作，代替格納容器スプレイ冷却系（常よる緊急用母線の受電操作並びに常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却設）による原子炉格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱操作と系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作，格納容器圧力する。

逃がし装置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(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価

本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以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。

下のとおりである。

ａ．運転員等操作時間に与える影響

ａ．運転員等操作時間に与える影響

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

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

ＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間に与える影響は小さいことを確認してい反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間に与える影響は小さいことを確認しる。原子炉注水操作については，非常用炉心冷却系による原子炉への注水機能が喪失したと判ている。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）による原子炉注水操作に断した場合，速やかに低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（電源の確保含む）を行う手

ついては，高圧・低圧注水機能が喪失したと判断した場合，速やかに常設低圧代替注水系ポン順となっており，燃料被覆管温度等を操作開始の起点としている運転員等操作はないことか

プを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（電源の確保含む）を行う手順となってら，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器スプレイ操作については，炉心ヒおり，燃料被覆管温度等のパラメータ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ートアップの感度解析では，格納容器圧力及び温度への影響は小さいことを確認していること

ら，運転員等操作時間に与える影響はない。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格

から，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

納容器スプレイ冷却系による格納容器冷却操作については，炉心ヒートアップの感度解析では，格納容器圧力及び温度への影響は小さいことを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰ

果の方が保守的であり，注水操作による有効燃料棒頂部までの水位回復時刻は解析コードの評価結果の方が保守的であり，注水操作による燃料有効長頂部までの水位回復時刻は解析コ

SAFER の評価結果との差異は小さいことを確認している。原子炉注水操作については，非常用ードＳＡＦＥＲの評価結果との差異は小さいことを確認している。原子炉注水操作について

炉心冷却系による原子炉への注水機能が喪失したと判断した場合，速やかに低圧代替注水系

は，高圧・低圧注水機能が喪失したと判断した場合，速やかに常設低圧代替注水系ポンプを用（常設）による原子炉注水（電源の確保含む）を行う手順となっており，原子炉水位を操作開いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（電源の確保含む）を行う手順となっており，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。

原子炉水位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，気液格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び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

内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析

113.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力を１割程度高めに評価する傾向を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，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実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，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る。しかし，全体とし全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及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ことから，格納容器圧力及び雰び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

囲気温度を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ ・東二では，格納容器圧力及びがし装置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，構レイ冷却系（常設）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また， 温度を起点に実施する操作は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温度及び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 スプレイのみ。

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

実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データとよく一致することを確から，格納容器圧力及び温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

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及び格納容器圧力逃がし装置に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

ている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさと炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノードして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノー崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さ

ド崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小いことを確認している。本評価事故シーケンスでは，リロケーションを起点に操作開始する運さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，リロケーションを起点に操作開始する

転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，核分裂生成物（FP）挙動モデルは PHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容器内への FP 放出の開始時

生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放間を適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP 実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP

出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析では燃料放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因

被覆管破裂後のＦＰ放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評

体系の模擬性が原因を推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなる

価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内 FP 放出を操作開始の起点としていると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を操作開

運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。炉心損傷後の原子炉格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

納容器における原子炉格納容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生成物（FP）挙動モデル

心損傷後の格納容器における格納容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，核分裂生成物（ＦＰ）挙は ABCOVE 実験解析により原子炉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動モデルは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確認している。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉格納容器内 FP 挙動を操作開ることを確認している。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の格納容器内ＦＰ挙動を操作

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。

開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響

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

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

ＲＡ実験についての再現性が確認されている。また，炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニ度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力及び温度への影響は小さいことを確認してウム−水反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力及び温度への影響は小さい

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。

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。

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉12

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻心モデル（炉心水位計算モデル）では，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルがである解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較により，水位低下幅は解析コードＭＡＡ

方が保守的であり，注水操作による有効燃料棒頂部までの水位回復時刻は解析コード SAFER のＰの評価結果の方が保守的であり，注水操作による有効燃料棒頂部までの水位回復時刻は解析

評価結果との差異は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える

コードＳＡＦＥＲの評価結果との差異は小さいことを確認していることから，評価項目となる

影響は小さい。

パラメータに与える影響は小さい。

原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液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

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

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

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，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実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，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る。しかし，全体として全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる

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温度及び非凝縮性ガスの挙動は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濃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，評価項目となる度の挙動は測定データとよ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，評価

パラメータに与える影響は小さい。

項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとて，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩して，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノー壊のパラメータを低下させた感度解析により炉心溶融時間に与える影響は小さいことを確認しド崩壊のパラメータを低下させた感度解析により炉心溶融時間に与える影響は小さいことをており，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ない。

確認しており，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ない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動及び炉心損傷後の格納容成物（FP）挙動モデルは PHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容器内への FP 放出の開始時間を

器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルは，ＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実

適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP 実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP 放出

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

急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模後の原子炉格納容器における原子炉格納容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生成物（FP）

な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。炉心損傷後の格納容器における挙動モデルは ABCOVE 実験解析により原子炉格納容器内のエアロゾル沈着挙動を適正に評価でき

格納容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルは，ＡＢＣＯＶＥ実

ることを確認している。したがって，大気中への Cs-137 の総放出量の観点で評価項目となるパ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が確認されている。しラメータに与える影響はない。

なお，本評価事故シーケンスにおける格納容器圧力逃がし装たがって，大気中へのＣｓ−137 の総放出量の観点で評価項目となるパラメータに与える影響

置による大気中への Cs-137 の総放出量は，評価項目（100TBq を下回っていること）に対して，はない。なお，本評価事故シーケンスにおける格納容器圧力逃がし装置によるＣｓ−137 の総サプレッション・チェンバのベントラインを経由した場合は約 1.4×10-3TBq（7 日間），ドライ

放出量は，評価項目（100TBq を下回っていること）に対して，サプレッション・チェンバのベ

ウェルのベントラインを経由した場合は約 2.0TBq（7 日間）であり，評価項目に対して余裕がントラインを経由した場合は約 0.11×10−３TBq（7 日間），ドライウェルのベントラインを経由ある。

した場合は約 0.35TBq（7 日間）であり，評価項目である 100TBq に対して余裕がある。
（添付資料 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6）(2) 解析条件の不確かさの影響評価(2) 解析条件の不確かさの影響評価

133.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件

ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 3.1.3.2 表に示すとおり

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 3.1.3-2 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

であり，それらの条件設定を設計値等の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件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さることから，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

果を以下に示す。

に関する影響評価の結果を以下に示す。

(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響

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

33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定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，それに伴う原している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，それに伴う

子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び温度の上昇が遅くなるが，操作

原子炉冷却材の放出も少なくなることから，格納容器圧力及び温度の上昇が遅くなるが，操手順(原子炉水位が破断口高さまで水位回復後に原子炉注水から格納容器スプレイへ切り替

作手順（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）による格納え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

容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作を実施すること）に変ら，運転員等操作時間に与える影響はない。

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，格納容器容積（ウェットウェル）の空間

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

部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，

バ）の気相部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に

析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与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。

える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，Excessive LOCA を考慮した場合，原

事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡを考子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，操作手順（速やか慮した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，操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

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

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可能性がある。

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

溶融炉心の冠水後の操作として崩壊熱による蒸発を補う注水量に制御するが，注水後の流量

員等操作時間に与える影響はない。

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。

機器条件の格納容器圧力逃がし装置は，解析条件の不確かさとして，実際の流量が解析よ

機器条件の格納容器圧力逃がし装置は，解析条件の不確かさとして，実際の流量が解析より多い場合，格納容器圧力及び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

り多い場合，格納容器圧力及び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。

いことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6，3.1.2.8）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

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

33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定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，原子炉水位のしている崩壊熱がおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低14

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

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

温度の上昇が遅くなるが，格納容器圧力及び温度の上昇は格納容器スプレイ及び格納容器ベ

囲気温度上昇が遅くなるが，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及び格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対する余裕は大きくなる。

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対する余裕は大きくなる。

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

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

部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容器温度は，

バ）の気相部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に

析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与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。

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は，解析条件の不確かさとして，Excessive LOCA を考慮した場合，原
子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，原子炉格納容器へ事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡを考慮放出されるエネルギは大破断 LOCA の場合と同程度であり，第 3.1.2.15 図及び第 3.1.2.16

した場合，原子炉冷却材の流出量が増加することにより炉心損傷開始等が早くなるが，格納図に示すとおり，格納容器圧力は 0.62MPa[gage]を下回っていることから，評価項目となる

容器へ放出されるエネルギは大破断 LOCA の場合と同程度であり，第●図及び第●図に示すとパラメータに与える影響は小さい。

おり，格納容器圧力は 0.62MPa[gage]を下回っていることから，評価項目となるパラメータ

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に与える影響は小さい。

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り，格納容器圧

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

力及び温度上昇の抑制効果は大きくなるが，格納容器圧力及び温度の上昇に有意な影響を与より多い場合（注水特性（設計値）の保守性）は原子炉水位の回復は早くなり，格納容器圧

えないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

力及び雰囲気温度上昇の抑制効果は大きくなるが，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇に有意な影響を与えないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

機器条件の格納容器圧力逃がし装置は，解析条件の不確かさとして，実際の流量が解析よ

機器条件の格納容器圧力逃がし装置は，解析条件の不確かさとして，実際の流量が解析より多い場合，格納容器圧力及び温度上昇の抑制効果は大きくなるが，格納容器圧力の最大値

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，格納容器圧力のは格納容器ベント時のピーク圧力であり，ベント後の格納容器圧力挙動への影響はほとんど

最大値は格納容器ベント時のピーク圧力であり，ベント後の格納容器圧力挙動への影響はほないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

とんどないことから，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 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6，3.1.2.8）
ｂ．操作条件ｂ．操作条件

操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，

操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所「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

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に与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

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(a) 運転員等操作時間に与える影響

操作条件の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

操作条件の代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに常設低圧代替注水系ポン

操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 70 分後を設定している。運転員等操作時

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（常間に与える影響として，常設代替交流電源設備からの受電操作について，実態の運転操作時間設）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 分後を設定してに基づき解析上の想定時間を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。

いる。運転員等操作時間に与える影響として，操作所要時間を踏まえて解析上の想定時間を

15

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

なお，有効性評価では 2 系列の非常用高圧母線の電源回復を想定しているが，低圧代替注水系

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。また，原子炉注水によって(常設)は非常用高圧母線 D 系の電源回復後に実施可能であり，この場合も原子炉注水の開始時

原子炉水位が原子炉水位Ｌ０まで回復した場合，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代間が早くなる可能性があることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。低圧代替

替注水系（常設）による原子炉注水流量を崩壊熱による蒸発を補う流量に変更するとともに，注水系（常設）による原子炉注水操作については，復水移送ポンプの起動操作が常設代替交流

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

電源設備からの受電操作の影響を受けるが，低圧代替注水系(常設)は非常用高圧母線 D 系の電却を停止する。当該操作開始時間は，解析上の想定とほぼ同等であり，操作開始時間に与え源回復後に実施可能であり，この場合も原子炉注水の開始時間が早くなる可能性があることか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。また，中央制御室で行ら，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

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）による原子炉格納容器冷却操作は，解析上操作条件の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）によの操作開始時間として原子炉水位が破断口高さまで水位回復後，格納容器温度が 190℃超過をる格納容器冷却操作は，格納容器圧力 465kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時

確認した時点を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，解析結果は原子炉水位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り，操作開始時

が破断口高さまで水位回復前に既に格納容器温度は 190℃を超えており，実態の操作も原子炉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，水位が破断口高さまで水位回復後に低圧代替注水系（常設）から代替格納容器スプレイへ切り

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

替えることとしており，実態の操作開始時間は，解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開があるが，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，る影響はない。

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，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。代替格納容器スプレイへの切替え後，原子炉水位が原子炉水位低（レベル 1）まで低下した場合，低圧代替注水系(常設)へ切り替えを行う。当該操作開始時間は，解析上の想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。また，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。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時

操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間と間として格納容器圧力 0.62MPa[gage]接近時を設定している。運転員等操作時間に与える影響

して，サプレッション・プール水位が通常水位+6.5m 到達から 5 分後を設定している。運転として，格納容器圧力が 0.62MPa[gage]に接近するのは，事象発生から約 38 時間後である。ま

員等操作時間に与える影響として，炉心損傷後の格納容器ベントの実施基準（サプレッショ

た，格納容器ベントの準備操作は格納容器圧力の上昇傾向を監視しながらあらかじめ操作が可

ン・プール水位通常水位+6.5m）に到達するのは，事象発生の約 19 時間後である。また，格能であり，格納容器ベント操作の操作所要時間は時間余裕を含めて設定されていることから，

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

実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，格納容器圧力 0.62MPa[gage]に至るまめ操作が可能であり，格納容器ベント操作の操作所要時間は時間余裕を含めて設定されていでに確実に原子炉格納容器除熱操作をすることが可能であるため，操作開始時間に与える影響ることから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，サプレッション・プー

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。

ル水位通常水位+6.5m 到達時に速やかに格納容器除熱をすることが可能であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。

当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は

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

遅れる可能性があるが，中央制御室の運転員とは別に現場操作を行う運転員（現場）を配置しは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，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。

他の操作に与える影響はない。
（添付資料 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

163.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

操作条件の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

操作条件の代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに常設低圧代替注水系ポン

操作は，運転員等操作時間に与える影響として，常設代替交流電源設備からの受電操作につい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（常て，解析上の原子炉注水開始時間(70 分後)は準備操作に時間余裕を含めて設定されており，原設）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

子炉水位の回復は早くなる可能性があるが，ジルコニウム−水反応量により発熱量が増加する

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等の影響があるため，格納容器圧力及び温度の上昇に大きな差異はない。また，原子炉注水操

い。

作は，代替格納容器スプレイとの切替え操作であり，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）による原子炉格納容器冷却操作は，運転員操作条件の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

等操作時間に与える影響として，代替格納容器スプレイの操作開始は原子炉水位が破断口高さ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，原子炉注水の状況により格まで水位回復後，格納容器温度が 190℃に到達時となり，実態の操作開始時間は解析上の設定

納容器冷却操作の開始は原子炉水位Ｌ０以上まで水位回復し格納容器冷却を一時停止させた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。

後，格納容器圧力 465kPa[gage]到達時点となり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，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による原子炉格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に

操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与え与える影響として，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

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，評価項目ととなるパラメータに与える影響は小さい。

なるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.1.3.11）（添付資料 3.1.3.6）(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，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。

(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。

操作条件の常設代替交流電源設備からの受電操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注操作条件の常設代替交流電源設備からの受電操作並びに常設低圧代替注水系ポンプを用いた

水操作については，第 3.1.3.14 図から第 3.1.3.16 図に示すとおり，事象発生から 90 分後（操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常設低圧代替注水系ポンプを用い

作開始時間 20 分程度の遅れ）までに常設代替交流電源設備からの受電操作を行い低圧代替注水

た低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作については，第 3.1.3-12 図から第 3.1.3-14 図

系（常設）による原子炉注水が開始できれば，損傷炉心は炉心位置に保持され，評価項目を満足に示すとおり，事象発生から 50 分後（操作開始時間の 25 分程度の遅れ）までに常設代替高圧電する結果となることから，時間余裕がある。なお，格納容器ベント時における Cs 放出量は炉心源装置からの受電操作を行い，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

損傷の程度の影響を受けるが，格納容器ベント開始時間はほぼ同等であることから，放出量に与（常設）による格納容器冷却及び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）にえる影響は小さい。

よる原子炉注水が開始できれば，損傷炉心は炉心位置に保持され，評価項目を満足する結果となることから，時間余裕がある。
なお，格納容器ベント時における Cs 放出量は炉心損傷の程度の影響を受けるが，格納容器ベ
ント開始時間はほぼ同等であることから，放出量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）による原子炉格納容器冷却操作については，

操作条件の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）による格事象発生から 90 分後（操作開始時間 20 分程度の遅れ）に低圧代替注水系（常設）による原子炉

納容器冷却操作については，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器冷却操作開始までの時

注水を開始した場合の解析では，
格納容器スプレイ開始のタイミングは約 2.3 時間後であるため，間は，事象発生から約 3.9 時間あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。

現行の 2 時間に対して約 20 分程度の準備時間を確保できることから，時間余裕がある。

なお，操作が大幅に遅れるような場合でも，格納容器限界圧力に至るまでの時間は事象発生後
約 14 時間後であり，時間余裕がある。

17

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

操作条件の格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱操作については，格納容器ベン

操作条件の格納容器圧力逃がし装置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

ト開始までの時間は事象発生から約 38 時間後の操作であり，準備時間が確保できるため，時間までの時間は事象発生から約 19 時間後の操作であり，準備時間が確保できるため，時間余裕が余裕がある。

ある。
（添付資料 3.1.3.11，3.1.2.12）（添付資料 3.1.3.6，3.1.3.7）(4) まとめ(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

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

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

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，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。

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。

3.1.3.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

3.1.3.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価

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）」におい

格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策時における事象発生 10 時間までに必要な要員は，て，重大事故等対策に初動対応要員は，「3.1.3.1 格納容器破損防止対策」に示すとおり 21 名で「3.1.3.1 格納容器破損防止対策」に示すとおり 28 名である。
「6.2 重大事故等対策時に必要なある。このため，「6.2 重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の評価結果」で説明している運転員及び緊急時対策要員等の 72 名で対処可能である。有効要員の 39 名で対処可能である。

性評価で考慮しない作業（原子炉ウェル注水）に必要な要員を 4 名含めた場合でも対処可能である。
また，事象発生 10 時間以降に必要な参集要員は 20 名であり，発電所構外から 10 時間以内に参集可能な要員の 106 名で確保可能である。
(2) 必要な資源の評価

また，必要な招集要員は 5 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で対処可能である。
(2) 必要な資源の評価

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）」におい

格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」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。その結を以下に示す。

果を以下に示す。

ａ．水源

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

格納容器スプレイは，7 日間の対応を考慮すると，号炉あたり約 7,400m3 の水が必要となる。

容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮すると，合6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮すると，合計約 14,800m3 の水が必要である。水源として，

計約 5,490m３の水が必要となる。水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３，北側淡水池に約各号炉の復水貯蔵槽に約 1,700m3 及び淡水貯水池に約 18,000m3 の水を保有している。これによ2,500m３及び高所淡水池に約 2,500m３の水を保有しており，可搬型代替注水大型ポンプを用い

り，6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮しても，必要な水源は確保可能である。また，事象発生て，北側淡水池又は高所淡水池から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇

12 時間以降に淡水貯水池の水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により復水貯蔵槽へ給水すさせることなく，7 日間の注水継続が可能である。
（添付資料 3.1.3.13）

ることで，復水貯蔵槽を枯渇させることなく復水貯蔵槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が

18

・体制の違い

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二

可能である。ここで，復水貯蔵槽への補給の開始を事象発生 12 時間後としているが，これは，可搬型設備を事象発生から 12 時間以内に使用できなかった場合においても，その他の設備にて重大事故等に対応できるよう設定しているものである。
（添付資料 3.1.3.8）
ｂ．燃料

ｂ．燃料
常設代替交流電源設備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 6 号及び 7 号炉において合計約 504kL の軽油が必要となる。

常設代替交流電源装置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 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有
していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水については，保守的に事象発生

可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，事象発生からの運転を直後からの可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に号炉あ想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約たり約 15kL の軽油が必要となる。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニ

210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日

タリング・ポスト用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，間の継続が可能である。
（添付資料 3.1.3.14）

7 日間の運転継続に合計約 13kL の軽油が必要となる。（6 号及び 7 号炉合計約 547kL）
6 号及び 7 号炉の各軽油タンク（約 1,020kL）及びガスタービン発電機用燃料タンク（約 100kL）
にて合計約 2,140kL の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，常設代替交
流電源設備による電源供給，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源供給及びモニタリング・ポスト用発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 3.1.3.9）
ｃ．電源

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，6 号炉

常設代替交流電源装置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で約 1,104kW，7 号炉で約 1,071kW 必要となるが，常設代替交流電源設備は連続定格容量が2,149kW 必要となるが，常設代替交流電源設備の連続運転許容負荷容量は 5,520kW であり，必2,950kW であり，必要負荷に対しての電源供給が可能である。

要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 3.1.3.15）

また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 3.1.3.10）
3.1.3.5 結論

3.1.3.5 結論

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）」では，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）」では，格原子炉格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した

納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材や溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，ジル

水蒸気，ジルコニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等が蓄積することによって，格コニウム−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等が蓄積することによって，格納容器内雰囲気

納容器内雰囲気圧力・温度が徐々に上昇し，原子炉格納容器の過圧・過温により原子炉格納容器

圧力・温度が徐々に上昇し，格納容器の過圧・過温により格納容器の破損に至ることが特徴である。

の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納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）」に対する格容器過圧・過温破損）」に対する格納容器破損防止対策としては，初期の対策として低圧代替注

納容器破損防止対策としては，初期の対策として常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器

19

3.重大事故

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

3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
比較表
柏崎 ６／７号（20170621）

東二水系（常設）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

スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替（常設）による原子炉格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱

注水系（常設）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として常設低圧代替注水系ポンプを手段を整備している。

用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱手段を整備している。

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

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）」の評価事

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」について，代替循環冷

故シーケンス「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」につい却系を使用しない場合を想定し，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の有効性評価を行って，代替循環冷却系を使用しない場合を想定し，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の有効性た。

評価を行った。

上記の場合においても，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

上記の場合においても，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）による原子却系（常設）による原子炉格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱を

炉注水，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

実施することにより，原子炉格納容器雰囲気の冷却及び除熱が可能である。

冷却，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することにより，格納容器冷却及び除熱が可能である。

その結果，ジルコニウム−水反応等により可燃性ガスの蓄積が生じた場合においても原子炉格

その結果，ジルコニウム−水反応等により可燃性ガスの蓄積が生じた場合においても格納容器バ

納容器バウンダリにかかる圧力及び温度，放射性物質の総放出量は，評価項目を満足している。

ウンダリにかかる圧力及び温度，放射性物質の総放出量は，評価項目を満足している。また，安定

また，安定状態を維持できる。

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。

て，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。

重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。

重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。

以上のことから，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（常以上のことから，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，設）による原子炉格納容器冷却，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱等の格納容

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）による格納容器冷却，格器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器

納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケ

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）」に対して有効であンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷

る。

（格納容器過圧・過温破損）」に対して有効である。

20