58−7
主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58−7−1①

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の圧力を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

②

原子炉圧力容器温度，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）
原子炉圧力容器温度による推定手順は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあることが前提であるものの，原子炉圧力容器内の圧力は上記①で推定ができる
ため，事故収束を行う上で問題とならない。

推定の評価＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器内の圧力を監視する目的は，低圧注水選択のための減圧確認及び原子炉圧力容器の損傷確認を行うことであり，代替パラメータ（原子炉圧力）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※１ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：原子炉圧力の誤差：±91kPa，原子炉圧力（ＳＡ）の誤差：±84kPa
代替パラメータ（原子炉圧力容器温度）による推定では，温度を圧力に換算して原子炉圧力容器の圧力の傾向が把握でき，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：低圧注水選択の判断圧力：0.34MPa［gage］（飽和温度：約 147℃），定格圧力：
約 7MPa［gage］（飽和温度：約 287℃）に対して，原子炉圧力容器温度の誤差：±4.9℃から圧力に換算した場合はそれぞれ 0.34±0.06MPa［gage］程度，7.0±
0.5MPa［gage］程度。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−6①

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）
同じ仕様のもので原子炉圧力容器内の水位を計測することができ，原子炉の状態に依存することなく適用可能である。

②

原子炉圧力容器への注水流量
原子炉圧力容器への注水流量による推定方法は，直前まで判明していた原子炉水位に変換率を考慮し，原子炉圧力容器への注水流量と崩壊熱除去に必要な水量の差を利用して，原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用できる。

③

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サプレッション・チェンバ圧力
原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サプレッション・チェンバ圧力による推定方法は，原子炉水位の計測が困難 ＊ となった場合の原子炉圧力容器の満水操作時における原子炉の状態を考慮した推定としており，炉心冷却状態を把握する上で適用できる。
＊

原子炉水位の計測が困難になる状況として機器の故障以外に，原子炉圧力とドラ
イウェル雰囲気温度の関係から水位不明と判断する場合がある。これは，計測機器
内部の水が外部から飽和温度以上に過熱されることで蒸発し，正確な指示を示さなくなる可能性があるためである。

なお，大規模な破断が発生した場合は，原子炉圧力容器の満水を確認することが困難であるため，破断口まで原子炉水位が回復したことを原子炉注水流量と注水時間により推定する。
推定の評価＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器内の水位を監視する目的は，炉心冷却状態を把握することであり，代替パラメータ（原子炉水位）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※１を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：原子炉水位（広帯域）の誤差：±46mm，原子炉水位（燃料域）の誤差：±44mm，
原子炉水位（ＳＡ広帯域）の誤差：±43mm，原子炉水位（ＳＡ燃料域）の誤差：±41mm
代替パラメータ（原子炉圧力容器への注水流量）による推定では，崩壊熱除去に必要な注水量を注水することで，炉心冷却状態の傾向が把握できるため，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：高圧代替注水系系統流量の誤差：±0.4L／s
低圧代替注水系原子炉注水流量の誤差：±4.0m３ ／h※３ ，±2.4m ３ ／h ＊４ ，±0.7m３ ／h※５
代替循環冷却系原子炉注水流量の誤差：±1.6m３ ／h
原子炉隔離時冷却系系統流量の誤差：±0.5L／s
高圧炉心スプレイ系系統流量の誤差：±4.3L／s
残留熱除去系系統流量の誤差：±5.2L／s
低圧炉心スプレイ系系統流量の誤差：±5.2L／s※3：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用する流量※4：可搬型設備による対応時に使用する流量※5：狭帯域流量
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−9＜誤差による影響について＞
原子炉圧力容器への注水量を監視する目的は，注水設備が機能していることを確認し
炉心冷却状態を把握することであり，代替パラメータ（サプレッション・プール水位，
代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位）による推定は，水源の水位変化量から，注
水設備による原子炉圧力容器へ注水されていることの傾向が把握でき，計器誤差 ※１ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：サプレッション・プール水位の誤差：±8cm，代替淡水貯槽水位の誤差：±16cm，
西側淡水貯水設備水位の誤差：±3cm
代替パラメータ（原子炉水位）による推定では，注水先の水位変化量から，注水設備
によって原子炉圧力容器へ注水されていることの傾向が把握でき，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：原子炉水位（広帯域）の誤差：±46mm，原子炉水位（燃料域）の誤差：±44mm，
原子炉水位（ＳＡ広帯域）の誤差：±43mm，原子炉水位（ＳＡ燃料域）の誤差：±41mm
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−13

と格納容器下部水位の値から注水量を算出し，注水時間から注水流量を推定する。

①

代替淡水貯槽水位
代替淡水貯槽水位による推定方法は，代替淡水貯槽を水源として使用し，かつ，代替淡水貯槽を水源とした他の系統への使用量が把握できる場合に適用できる。
本推定方法は，水源の水位変化から求めるものであり，プラント状態による影響を受けるものではないため，プラント状態に依存することなく適用できる。

①

西側淡水貯水設備水位
西側淡水貯水設備水位による推定方法は，西側淡水貯水設備を水源として使用し，
かつ，西側淡水貯水設備を水源とした他の系統への使用量が把握できる場合に適用できる。
本推定方法は，水源の水位変化から求めるものであり，プラント状態による影響を受けるものではないため，プラント状態に依存することなく適用できる。

②

サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水位による推定方法は，他の系統からのサプレッション・
プールへの注水流量が把握できる場合に適用できる。

②

推定の評価

格納容器下部水位
ペデスタル（ドライウェル部）へ注水した場合は，計測範囲内において適用可能である。なお，ペデスタル（ドライウェル部）への注水目的は，ペデスタル（ドライウェ
ル部）に落下した溶融炉心を冷却するため，初期水張り高さ（＋1.05m），ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）高さ（＋0.5m，＋0.95m）及びＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）高さ（＋2.25m，＋2.75m）が計測されれば良いため，事故対応を行う上で必要な状態を把握できる。

＜誤差による影響について＞
原子炉格納容器への注水量を監視する目的は，注水設備が機能していることを把握することであり，代替パラメータ（代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位）による推定は，水源の水位変化量から注水されていることの傾向が把握でき，計器誤差 ※１ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：代替淡水貯槽水位の誤差：±16cm
西側淡水貯水設備水位の誤差：±3cm
代替パラメータ（サプレッション・プール水位，格納容器下部水位）による推定では，
注水先の水位から注水量の傾向が把握でき，計器誤差 ※２ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※2：サプレッション・プール水位の誤差：±8cm
格納容器下部水位の誤差：±10mm以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−16

145℃）に対して，原子炉格納容器内圧力の誤差±8.0kPa［gage］から温度に換算した
場合は 145±2℃程度）
代替パラメータ（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）による推定は，同一物理量からの推定であり，計器誤差 ※１ を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
※1：サプレッション・チェンバ雰囲気温度の誤差：±2.0℃
サプレッション・プール水温度の誤差：±1.8℃
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。
なお，原子炉格納容器内は窒素などの非凝縮性ガスが存在することから，原子炉格納容器内は完全な飽和状態にはなっておらず，非凝縮性ガスの分圧分だけ原子炉格納容器
内の圧力が高くなるため，本推定手段を用いると推定値より実際の原子炉格納容器温度は低くなると推測される。
本推定方法は，このような差が生じることを把握しながら推定することで原子炉格納容器内の温度を推定する手段として用いることは可能であり，原子炉格納容器内の温度推移の把握，除熱操作判断をする上で適用できる。

58−7−19

以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。
なお，原子炉格納容器内は窒素などの非凝縮性ガスが存在することから，原子炉格納容器内は完全な飽和状態にはなっておらず，非凝縮性ガスの方が水蒸気（水）より比熱が小さく，原子炉格納容器内の温度が高くなるため，本推定手段を用いると推定値より
実際の原子炉格納容器内圧力は高くなると推測される。
本推定方法は，このような差が生じることを把握しながら推定することで原子炉格納容器内の圧力を推定する手段として用いることは可能であり，原子炉格納容器内の圧力推移の把握，除熱操作判断をする上で適用できる。

58−7−22②

西側淡水貯水設備水位
西側淡水貯水設備水位による推定方法は，西側淡水貯水設備を水源として使用し，
かつ，西側淡水貯水設備を水源とした他の系統への使用量が把握できる場合に適用できる。
本推定方法は，水源の水位変化から求めるものであり，プラント状態に影響を受けるものではないため，プラント状態に依存することなく適用できる。

＜ベント判断基準＞
ベント判断基準を目的とする場合は，代替パラメータ（低圧代替注水系原子炉注水
流量，低圧代替注水系納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，
代替淡水貯槽水位又は西側淡水貯水設備水位）から算出した水量が全てサプレッション・プールへ移行する場合を想定しており，サプレッション・プール水位の計測目的から考えると保守的な評価となり問題ない。
③

ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力
計測範囲が限定されるものの，原子炉格納容器内の水位は上記①，②（低圧代替注
水系納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部注水流量，代替淡水貯槽水位，
西側淡水貯水設備水位）で推定できるため，事故収束に向けた対応を行う上で問題とはならない。

④

格納容器下部雰囲気温度

格納容器下部雰囲気温度は自主対策設備であるが，重大事故等時に計測が可能な場合は，格納容器下部雰囲気温度（デブリが露出した場合，デブリからの輻射熱等により温度が上昇）を計測することで，デブリの冠水状態を推定可能である。

＜誤差による影響について＞
原子炉格納容器内の水位を監視する目的は，格納容器ベントを実施する際のサプレッ
ション・プール水位の確認及び溶融炉心・コンクリート相互作用を防止するためのペデスタル（ドライウェル部）水位を確認することである。
代替パラメータ（低圧代替注水系納容器スプレイ流量，低圧代替注水系格納容器下部
注水流量）による推定は，注水設備による原子炉格納容器への注水量から注水先の水位の傾向が把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
（低圧代替注水系格納容器スプレイ流量については，誤差±4.0m３ ／h から，サプレッション・プール水位に換算した場合の誤差は約±0.8cm／h であり，有効性評価における約 28 時間ベントを想定すると誤差は約±0.09m。低圧代替注
水系格納容器下部注水流量については，誤差±1.6m３ ／h から，ペデスタル（ドライウェ
ル部）の水位に換算した場合の誤差は約±0.05m／h であり，有効性評価における 100m３／h，約 40 分での水張りを想定すると誤差は約±0.03m。）
代替パラメータ（代替淡水貯槽水位）による推定は，水源の水位変化量から，注水先の水位の傾向が把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。（代替淡水貯槽水位の誤差±16cm から注水量に換算した場合の誤差は約±50.3m３ であり，サプレッション・プール水位に換算すると約±0.11m，格納容器下部水位に換算した場合の誤差は約±1.68m。）
代替パラメータ（西側淡水貯水設備水位）による推定は，水源の水位変化量から，注
水先の水位の傾向が把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
代替パラメータ（ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力）による推定では，ドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧の関係から推定するため，誤差は他の推定手段の誤差と比較して大きくなるが，他の推定手段と合わせて原子炉格
納容器内の水位の傾向を把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
（ドライウェル圧力とサプレッション・チ
ェンバ圧力の誤差±8.0kPa[gage]から，原子炉格納容器内の水位に換算した場合の誤差58−7−26

は約±1.63m。）
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−27②［制御棒操作監視系］
制御棒は，原子炉が低温状態において臨界未満に維持できる設備であるため，その機能が満足していることを全制御棒が全挿入位置にあることで確認することができる。これにより，原子炉の未臨界を推定する方法として妥当である。

＜誤差による影響について＞未臨界を監視する目的は，制御棒又はほう酸水により原子炉が停止していることを把握することであり，代替パラメータ（起動領域計装，平均出力領域計装）による推定は，同一物理量からの推定であり，原子炉が停止していることを把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
代替パラメータ（制御棒操作監視系）による推定は，制御棒の位置からの推定であり，原子炉が停止していることを把握でき，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−32

＜格納容器圧力逃がし装置による冷却の場合＞① 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，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の低下傾向から格納容器ベントの実施を確認することができことから，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを把握できる。また，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰
囲気温度の低下傾向を確認することができれば，格納容器内雰囲気の除熱が適切に行われていることを確認することができる。したがって，この推定の方法は，最終ヒー
トシンクが確保されていることを把握する上で適切である。
＜耐圧強化ベント系による冷却の場合＞① 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，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力
ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力の低下傾向から格納容器ベントの実施を確認することができ，最終ヒートシンクへの熱移送が確保されていることを把握できる。また，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の低下傾向を確認することができれば，格納容器雰囲気の除熱が適切に行われていることを確認することができる。したがって，この推定の方法は，最終ヒートシンクが確保されていることを把握する上で適切である。

推定の評価＜代替循環冷却系による冷却の場合＞① 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
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の低下傾向を確認することができれば，格納容器雰囲気の除熱が適切に行われていることを確認することができることから，この推定方法は，最終ヒートシンクが確保されていることを把握する上で適切である。
＜残留熱除去系による冷却の場合＞① 原子炉圧力容器温度，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
原子炉圧力容器温度，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・プール水温度の低下傾向を確認することができれば，原子炉格納容器内の除熱が適切に行われていることを確認することができることから，この推定方法は，最終ヒートシンクが確保されていることを把握する上で適切である。

＜誤差による影響について＞
最終ヒートシンクによる冷却状態の確認の目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の除熱が適切に行われていることを把握することであり，代替パラメータ（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，ドライウェル圧力，サプレッ
ション・チェンバ圧力，原子炉圧力容器温度，サプレッション・プール水温度）の低下
傾向からの推定によって，除熱が適切に行われていることを把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
以上により，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器
破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−35

が発生したことを把握することであり，代替パラメータ（＜原子炉圧力容器パラメータ＞，＜格納容器パラメータ＞，＜原子炉建屋パラメータ＞による推定によって，原子炉格納容器外にて冷却材漏えい事象が発生しているかの傾向を把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−38

による推定方法は，直前まで判明していた代替淡水貯槽水位に水位容量曲線を用いて推定するため，プラント状態に依存することなく適用可能である。
②

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），サプレッション・プール水位
本推定方法の目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水における水源である代替淡水貯槽水位の確保を確認することであり，注水先の原子炉水位又は原子炉
格納容器の水位変化を確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

③

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
本推定方法の目的は，常設低圧代替注水系ポンプの運転時において，注水継続が可能であることを確認することであり，ポンプの吐出圧力を確認しポンプが正常に動作していることを確認することで，必要な水源である代替淡水貯槽水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

＜西側淡水貯水設備水位＞① 低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）
低圧代替注水系流量（原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量，格納容器下部流量）による推定方法は，直前まで判明していた西側淡水貯水設備水位に水位容量曲線を用いて推定するため，プラント状態に依存することなく適用可能である。
②

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），サプレッション・プール水位
本推定方法の目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水における水源である西側淡水貯水設備水位の確保を確認することであり，注水先の原子炉水位又は原
子炉格納容器の水位変化を確認することで，必要な水源である西側淡水貯水設備水位が確保されていることが推定できることから，適用可能である。

＜誤差による影響について＞
水源を確認する目的は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水が継続可能であることを把握することであり，代替パラメータ（サプレッション・プールを水源とする
系統流量及びポンプ吐出圧力，代替淡水貯槽水位及び西側淡水貯水設備水位を水源とす
る低圧代替注水系原子炉注水流量，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，低圧代替注
水系格納容器下部流量，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力並びに原子炉水位（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），サ
プレッション・プール水位）による推定は，注水設備のパラメータ又は注水先の水位のパラメータから必要な水源が確保されていることの傾向を把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−42

＜誤差による影響について＞
原子炉建屋内の水素濃度を監視する目的は，原子炉格納容器からの水素漏えいを把握することであり，代替パラメータ（静的触媒式水素再結合器動作監視装置）による静的
触媒式水素再結合器の動作有無並びに入口及び出口の差温度から，水素漏えいの傾向を把握でき，計器誤差を考慮した上で対応することにより，重大事故等時の対策を実施することが可能である。
（静的触媒式水素再結合器動作監視装置の温度計の誤差±3.2℃か
ら温度差として最大 6.4℃程度の誤差。）
以上より，これらの代替パラメータによる推定で，格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な状態を推定することができる。

58−7−44・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の計測が困難となった
場合，代替パラメータの使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール
温度（ＳＡ），使用済燃料プール監視カメラにより推定する。
・使用済燃料プール監視カメラによる状況把握が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）により推定する。
推定方法は，以下のとおりである。
＜使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）＞① 使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール温度（ＳＡ）により，使用済燃料プールの冷却状況を推定する。また，代替パラメータの使用済燃料プールエリア放射線モニタにより水位／放射線量の関係を利用して第 58−7−18 図より，必要な水位が確保されていることを推定する。
②

使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

＜使用済燃料燃料プール温度（ＳＡ）＞① 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール温度（ＳＡ）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）により，使用済燃料プールの冷却状況を推定する。
②

使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール温度（ＳＡ）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

＜使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＞① 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）により水位／放射線量率の関係を利用して第 58−7−20 図より必要な水遮蔽が確保されていることを推定する。
②

使用済燃料プール監視カメラ
使用済燃料プール温度（ＳＡ）の計測が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

＜使用済燃料プール監視カメラ＞① 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済
燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラによる状況把握が困難になった場合，代替パラメータの使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済
燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）により，使用済燃料プールの状態を監視する。

58−7−4958−8
可搬型計測器について

58−8−1配備個数：可搬型計測器（温度，圧力，水位，流量計測用）を 20 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 20 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）：可搬型計測器（圧力・水位・流量計測用）を 19 個（測定時の故障を想定した 1 個含む）配備する。なお，故障時及び保守点検時の予備として 19 個配備する。（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）

58−8−6＊1 ：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊2 ：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（ベッセルゼロレベルより 1,340cm）：温度，圧力・水位・流量計測用＊3 ：基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロレベルより 915cm）＊4 ：常設設備による対応時及び可搬型設備による対応時の両方で使用＊5 ：可搬型設備による対応時に使用：圧力・水位・流量計測用＊6 ：狭帯域流量＊7 ：ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（高さ 0m,0.2m 位置水温計兼デブリ検知器）＊8 ：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ＊9 ：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）＊10：ＲＰＶ破損前までの水位管理（高さ 1m 超水位計）＊11：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）（高さ 0.5m,1.0m 未満水位計）＊12：ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）（満水管理水位計）＊13：定格出力時の値に対する比率で示す。
＊14：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A,B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域計装の A,C,E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B,D,F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。
＊15：2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個ずつ設置＊16：基準点は使用済燃料ラック上端 EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）＊17：検出点 2 箇所
＊18：検出点 8 箇所
＊19：全交流動力電源喪失時は，水素・酸素監視装置，放射線監視装置，炉内核計装装置及び使用済燃料プール監視装置（水位・温度(ＳＡ広域)，監視カメラ）に対して常設代替交流電源設備により電源供給された場合には，監視計器は使用可能である。

58−9
主要パラメータの耐環境性について

58−9−1

2.

原子炉建屋原子炉棟内，原子炉建屋原子炉棟外，その他の建屋内，屋外
原子炉建屋原子炉棟内，原子炉建屋原子炉棟外，その他の建屋内及び屋外に設置の重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータについては，それぞれの設置場所における重大事故等時の環境条件を考慮した設計とする。

58−9−358−10
パラメータの抽出について

58−10−1１．設置許可基準規則の第 58 条における計装設備について設置許可基準規則第 58 条で抽出されたパラメータは，その他の条文にて主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態として抽出された計装設備であり，各条文との関連性を明確にした（第 58−10−1 表参照）。

２．重大事故等対策の有効性評価において期待する計装設備
重大事故等対策の有効性評価にて必要なパラメータは，炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な判断及び監視に用いる計装設備であり，これらが本条文で適切に抽出されていることを確認した（第58−10−1 表参照）。

58−10−2＜別紙

目次＞

別紙 1

重要監視パラメータの設定個数の考え方について

別紙 2

サプレッション・プール等水位上昇時の計装設備への影響について

別紙 3

ペデスタル内に設置する計器について

別紙 4

原子炉水位の推定手段について

別紙 5

ＲＰＶ破損判断について

別紙−目−1

別紙 1

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数の考え方について

１．

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数の考え方について第 1.15−1 図「重大事故等時に必要なパラメータ及び計器の選定フロー」
により選定した重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの設定個数の考え方を，第 1 表に示す。

以

別紙 1−1上別添 2
サプレッション・プール等水位上昇時の計装設備への影響について

1.

はじめに
格納容器破損防止対策において，原子炉注水，格納容器スプレイを継続した場合，サプレッション・プール水位は上昇するが，ウェットウェル側からの格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベントを実施するためには，ウェットウェルベントラインの水没を防止する必要があることから，外部水源
注水量制限（通常水位＋6.5m）を設け，制限に達した場合は格納容器スプレ
イを停止する。
有効性評価シナリオにおいて，最も格納容器内の水位が上昇するシナリオ
は，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）シナリオ
であり，格納容器ベント実施による圧力低下によりサプレッション・プール
水位は，サプレッション・チェンバ底面（EL.

）から約 15m（EL.

)

まで上昇する評価となる。ここでは，サプレッション・プール水位が上昇した
場合の計装設備への影響を評価する。
また，ペデスタル（ドライウェル部）に蓄水する状況として，当該部への注
水による格納容器下部水位の上昇が考えられることから，ペデスタル（ドライウェル部）における計装設備への影響も評価する。

2.

評価結果
原子炉格納容器内に設置される重大事故等時に使用する計装設備は，原子炉圧力容器温度計，ドライウェル雰囲気温度計，サプレッション・チェンバ
雰囲気温度計，サプレッション・プール水温度計，格納容器下部水位計及び格納容器下部水温計がある。サプレッション・プール水位が EL.
別紙 2−1まで上昇

した場合，通常運転時から水面下に設置しているサプレッション・プール水
温度計は水面以下となる状態が継続する。また，格納容器下部水位計及び格納容器下部水温計は，通常運転時からペデスタル（ドライウェル部）に約 1mの水位を形成すること及び事故時に当該部への注水を行うことにより水没する。これらの重大事故等時に使用する計装設備は，検出器から電気貫通部までの間に接続部を設けない構造とすることで，水没により機能喪失しない設計としている。また，重大事故等時の耐環境性向上（格納容器の限界温度・圧力である 200℃，2Pd の蒸気条件下での健全性確保）を図る設計としている。

第 1 表に原子炉格納容器内の計装設備の設置高さを，第 1 図に原子炉格納容器内の計装設備の配置を示す。

別紙 2−2

別紙 3
ペデスタル内に設置する計器について

ペデスタル内の水位管理のために設置する計器について，概要及び設置位置
を第 1 表及び第 1 図に示す。また，各計器の設置目的等を以下に示す。

(1) ＲＰＶ破損前までの水位管理①格納容器下部水位計（1m 超）ペデスタル底面から 1m 超の水位を検知できるよう，測定誤差を考慮した高さに水位計を設置し，炉心損傷後は当該水位計設置高さまで事前注水を実施する。注水停止後は，排水配管等によりＲＰＶ破損までに 1m 水位まで排水される。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上がこの高さ以上の水位を検知した場合に水張り完了及び注水停止を判断する。
なお，高さ 1m 超水位計高さまで排水されたことを水位計 1 個が検知した後，水位 1m まで排水される時間遅れを考慮して，排水弁は自動閉止することとする。

(2) ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（第 2 表）
②格納容器下部水温計（0m）
ペデスタル底部に温度計を設置し，指示値の上昇又は喪失によりＲＰＶ破損検知に用いる。測温抵抗体式温度計を採用することで，ペデスタルにデブリが落下した際の水温上昇や高温のデブリに接触した際に指示値がダウンス
ケールとなる特性を利用し，ＲＰＶからのデブリ落下検知が可能である。
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個
別紙 3−1

含む）設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリの落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。
③格納容器下部水温計（0.2m）
ペデスタル底面から 0.2m の高さに測温抵抗体式温度計を設置し，0.2m 以
上のデブリ堆積有無を検知し，ペデスタル満水までの注水可否を判断する。
また，指示値の上昇又は喪失により，ＲＰＶ破損検知に用いる。
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）設置し，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）した場合にペデスタル満水までの注水を判断する。
また，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリの落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。

(3) ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）
④格納容器下部水位計（0.5m）
ペデスタル底面から 0.5m の高さに水位計を設置し，デブリの少量落下時（堆積高さ 0.2m 未満）においてペデスタル水位を 0.5m〜1m の範囲に維持するため，水位 0.5m 未満を検知しペデスタル注水開始を判断する。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上が水位 0.5m 未満を検知した場合に注水開始を判断する。
⑤格納容器下部水位計（1m 未満）
ペデスタル底面より 1m の高さから測定誤差を差し引いた高さに水位計を設置し，デブリの少量落下時（堆積高さ 0.2m 未満）においてペデスタル水位
別紙 3−2

を 0.5m〜1m の範囲に維持するため，水位 1m 到達を検知しペデスタル注水停止を判断する。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上が水位 1m 到達を検知した場合に注水停止を判断する。
⑥格納容器下部雰囲気温度計
自主対策設備としてペデスタル底面から 1.1m の高さに温度計を設置し，デブリの少量落下時にペデスタル水位を 0.5m〜1m の範囲に管理している間において，デブリが冠水されていることを確認する。
約 180°間隔で計 2 個設置し，1 個以上が露出したデブリからの輻射熱等により上昇した場合に注水を判断する。

(4) ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）
⑦格納容器下部水位計（2.25m，2.75m）
ペデスタル底面から 2.25m 及び 2.75m の高さに水位計を設置し，デブリの多量落下時（堆積高さ 0.2m 以上）においてペデスタル水位を 2.25m〜2.75mの範囲に維持するため，各高さにおける水位の有無を検知しペデスタル注水開始及び停止を判断する。
ペデスタル側壁の貫通孔を通じたペデスタル外側のボックス内に，2.25m
及び 2.75m の各高さに 2 個の水位計（予備 1 個含む）を設置し，1 個以上が2.25m 未満を検知した場合にペデスタル注水開始，2.75m 到達を検知した場合にペデスタル注水停止を判断する。

各計器の検出部の仕様等を第 3 表に，測定原理を第 2 図及び第 3 図にそれぞれ示す。また，各計器の構造図及び設置概略図を第 4 図に示す。ペデスタル内に設置する各計器の検出部及びケーブル（MI ケーブル）は耐熱性の高い無機物
別紙 3−3

で構成し，ペデスタル外に取り出したケーブル（MI ケーブル）をペネトレーションボックス内にてペネトレーションのケーブルと直ジョイントで接続する。
これらの計器は，重大事故等時の環境条件下において耐性を有する設計とする。ペデスタル内の SA 環境条件としては，格納容器破損防止対策の有効性評価
において示している各解析結果を包絡する格納容器内環境条件 200℃（ピーク
温度 235℃−5 分間），0.62MPa[gage]を設定している。またペデスタル内は RPV
破損後のデブリの落下を考慮した以下の設計を採用する。
・各計器の検出部及び MI ケーブルには金属製の保護カバーを設置（デブリ検
知用水温計検出部を除く）し，ペデスタル内構造物等に付着したデブリの輻射熱から保護する設計とする。
・各計器の MI ケーブルは，第 5 図に示すとおり，チャンネル毎に別ルートで敷設し，デブリの落下に伴うペデスタル内構造物等の落下物を考慮した場合においても，複数のチャンネルが同時に損傷し，機能喪失することがな
い設計とする。
なお，ペデスタル内の検出器・MI ケーブル，保護カバーは無機物で構成されており，放射線による影響はない。

別紙 3−4合には，指示値の急変及び不確実な指示値によりデブリとの接触を判断す
ることとなるが，デブリとの接触後においても不確実な指示値が出力されることから，仮にデブリ接触前に近い指示値となった場合は，デブリとの接触の判断に迷う可能性がある。一方で，測温抵抗体式の場合にはオーバースケールやダウンスケールの有無で判断が可能であり，デブリとの接触の判断に迷う可能性はない。したがって，採用に当たっては上記の観点か
ら測温抵抗体式が望ましいと考える。

別紙 3−14

別紙 3−2
ペデスタル内計器の設置方法について

ペデスタル内の水位管理のために設置する計器について，設置概念を第 1 図に示す。
第 1 図のとおり，計器はペデスタル側壁のコンクリートに埋め込むアンカボ
ルト，型鋼，トレイにより固定することとしている。
ここで，計器の下部にデブリが堆積した場合，コリウムシールド表面のライナを介してアンカボルト，型鋼，トレイ及び計器に熱が移行することが考えられる。しかし，ライナとアンカボルトの間はＺｒＯ ２ 耐熱材と同成分のモルタ
ルで埋めるため熱が選択的に移行することはないこと，デブリを冠水維持する
ことでデブリ上部の計器は水没していることを考慮すると，デブリからの熱移
行により計器の健全性が損なわれることはないと考えられる。

第1図

ペデスタル内計器の設置概念図

別紙 3−15

3.

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）」における水位不明時の対応について
有効性評価の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）」の評価事故シーケンスでは，原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）により，第1図に示す水位不明領域となるため，運転員は水位不明を判断する。
水位不明と判断した場合，原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な水量を注水する。具体的には，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な原子炉注水量及び注水した時点での崩壊熱による蒸発量を考慮し，原子炉注水流量に応じた必要注水時間を注水することとする。

4.

炉心損傷後における水位不明判断時の対応手順について
上記のとおり，炉心損傷後の対応手順として，ＬＯＣＡ時に水位不明を判断し外部水源に期待した原子炉注水を実施する場合には，手順に従い，第1表に示す原子炉水位Ｌ０まで水位回復させるために必要な注水時間を230m３／h以上で継続して注水する。原子炉水位Ｌ０到達後に崩壊熱による蒸発量相
当の注水量（以下「崩壊熱相当の注水量」という）よりも多い注水量で注水する場合には，原子炉に持ち込んだ水がＬＯＣＡ破断口から格納容器へ流出
しサプレッション・プール水位の上昇につながるため，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の開始時間が早まる。そのため，原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間の注水を実施後は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を可能な限り遅延させ環境への影響を低減させるため，崩壊熱相当の注水流量とする。
なお，サプレッション・プールを水源とした原子炉注水に切り替える場合には，崩壊熱相当の注水量には変更せず，所定の流量での注水を継続する。
別紙 4−2

第1表に示す必要注水時間は，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０まで冠水させるために必要な注水量に加え，注水開始時点での崩壊熱除去に必要な注水量を考慮し設定した。

第1表

水位不明時の必要注水時間（ＬＯＣＡ）

原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間（注水流量230m ３ ／h以上）

5.

原子炉注水開始時間（原子炉停止後の経過時間）

注水時間

5分〜

55分

10分〜

50分

15分〜

45分

25分〜

40分

1時間〜

35分

12時間〜

30分

水位不明判断時の原子炉水位の推定手段について
上記のとおり，水位不明と判断した場合，原子炉注水流量及び必要な注水時間により，原子炉水位Ｌ０位置までの水位回復を判断する。
その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するためには，崩壊熱相当の注水量以上での注水の継続及び原子炉圧力容器下部が健全であることが必要となる。
仮に原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合には，原子炉水位Ｌ０以上を維持できない可能性があるが，漏えい水がペデスタル（ドライウェ
ル部）へ落下することで，格納容器下部水位及び格納容器下部水温が上昇すると考えられるため，以下のパラメータによって損傷炉心の冷却維持を判断することとする。
別紙 4−3

・崩壊熱相当の注水量以上で原子炉注水を継続していること
・格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇がないこと
代替循環冷却系等のサプレッション・プールを水源とした注水手段を確保できる場合には，崩壊熱相当及び漏えいを補う注水量以上で注水を継続することで，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合でも，サプレッ
ション・プールの水位上昇を防止しつつ損傷炉心の冷却維持を図る。
一方，代替循環冷却系が使用できない場合において，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合等には，原子炉水位Ｌ０到達の判断後に原子炉注水を崩壊熱相当の注水量とすると，原子炉水位が低下し損傷炉心の冷却維持ができない可能性がある。この場合，その後の事象進展により原子炉下部プレナムへ溶融炉心が移行することになるが，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が300℃に到達した時点で，損傷炉心の冷却失敗を判断し，原子炉圧力容器破損に備えた対応を実施することとする。
上記のとおり，崩壊熱相当の注水量に調整した場合，損傷炉心の冷却維持ができず，いずれは原子炉圧力容器の破損に至る可能性があるが，崩壊熱相
当の注水量に調整しない場合（流量低下しない場合）においても，サプレッ
ション・プール水位の上昇により格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を実施する際には，原子炉注水を崩壊熱相当の注水量に減少させる必要があり，その後，原子炉圧力容器の破損に至ることになる。
そのため，格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇等により，損傷
炉心の冷却失敗の兆候を確認した場合に，原子炉注水流量を増加させることはせず，原子炉水位Ｌ０到達を判断した時点で崩壊熱相当の注水量に変更することにより，サプレッション・プール水位上昇を抑制し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作の実施を可能な限り遅延させることとする。
したがって，破断位置等の違いによる注水手順の差異は生じない。
別紙 4−4

上記の原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段について第2表に示す。なお，流量計指示が正常な状況で崩壊熱相当の注水が失敗している場
合には，注水配管の破断による漏えいが考えられるが，その場合に有意な変化を示すと考えられるパラメータを第3表に示す。格納容器スプレイの実施によりドライウェル雰囲気温度・圧力の上昇が継続しない等，状況によっては正確な判断が難しい場合が存在するが，第3表に記載の場合は注水失敗の傾向を判断することが可能と考えられる。ただし，注水が失敗している傾向を確認した場合においても崩壊熱相当の注水を継続し，最終的には原子炉圧力容器表面温度（下鏡部）が300℃に到達した時点で注水不可を判断することとする。

別紙 4−5

第2表

原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段

推定事項

判断パラメータ

原子炉水位Ｌ０までの水位回復判断

原子炉注水流量と必要注水時間

損傷炉心の冷却維持判断（原子炉水位Ｌ０以上の水位維持）

原子炉水位Ｌ０到達判断後，・原子炉注水流量：崩壊熱相当以上の流量・格納容器下部水位 ：上昇がないこと
・格納容器下部水温 ：上昇がないこと

損傷炉心の冷却失敗判断（原子炉水位Ｌ０以下に低下，炉心損
傷の進展）

原子炉圧力容器温度（下鏡部）：300℃到達

第3表
漏えい個所

パラメータ推移
パラメータの推移

・原子炉建屋内の漏えい検知設備の作動により，注水系統からの漏えいを判断可能な場合がある
・原子炉圧力容器内に崩壊熱相当の注水ができていない場合，発生した蒸気が炉心部で過熱され，過熱蒸気として格納容器内に
原子炉建屋内で流出するため，格納容器スプレイを実施していない場合におい漏えいしている場合ては，ドライウェル雰囲気温度・圧力の上昇が継続する可能性がある
・常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力低下や低圧代替注水系（常設）の流量増加によって漏えいを判断可能な場合がある

格納容器内で漏えいしている場合

・原子炉へ注入する冷却水がドライウェルからベント管を通じてサプレッション・プールに移行することで，サプレッション・
プール水位が上昇する可能性がある
・原子炉圧力容器内に崩壊熱相当の注水ができていない場合，発生した蒸気が炉心部で過熱され，過熱蒸気として格納容器内に流出するため，格納容器スプレイを実施していない場合においては，ドライウェル雰囲気温度圧力の上昇が継続する可能性がある
・ 常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力低下や低圧代替注水系（常設）の流量増加によって漏えいを判断可能な場合がある

別紙 4−6

別紙 5
ＲＰＶ破損判断について

1.

ＲＰＶ破損に係る判断パラメータの考え方
炉心損傷後に原子炉へ注水されない場合，溶融炉心が原子炉圧力容器の下部プレナムに落下（リロケーション）し，その後ＲＰＶが破損することとな
るが，リロケーション後のＲＰＶ破損のタイミングには不確かさが存在する。
ＲＰＶ破損後は，ペデスタルにデブリが落下することにより，格納容器圧力が上昇するとともにペデスタル水が蒸発することから，格納容器スプレイ及びペデスタル注水を実施するために，速やかにＲＰＶ破損を判断する必要がある。
このため，ＲＰＶ破損前に，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知できる【破損徴候パラメータ】によって，ＲＰＶ破損の徴候を検知し，徴候を検知した以降のＲＰＶ破損に至るまでの間はＲＰＶ破損を検知可能なパラメータ【破損判断パラメータ】を継続的に監視することによって，ＲＰＶ破損判断の迅速性向上を図ることとする。

別紙 5−1

2.

個別パラメータ設定の考え方（第 1 表）
破損徴候パラメータとしては，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知可能なパラメータを設定する。
また，破損判断パラメータは，次の①及び②に適合するパラメータから設定する。
①ＲＰＶ破損以外の原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因により，ＲＰＶ破損と同様の傾向を示すことがないパラメータ（ＲＰＶ破損の誤検知防止）（別添 1）②デブリの落下挙動の不確かさ ※ を考慮した場合でも，変化幅が大きいパラメータ（ＲＰＶ破損の迅速な判断）※原子炉注水機能が喪失した状態でＲＰＶが破損した場合には，ＣＲＤハウジング
等のＲＰＶ貫通部溶接箇所が破損し，アブレーションによる破損口の拡大を伴いながら下部ヘッドに堆積したデブリが継続的にペデスタルへ落下する可能性が高いと考えられる。ただし，ＲＰＶ破損前に原子炉注水機能が復旧した場合等，
少量のデブリがペデスタルに落下する不確かさも存在すると考えられる。

破損徴候パラメータ及び破損判断パラメータは全て中央制御室で確認できるものとし，ＲＰＶ破損判断の迅速性を確保する。

【破損徴候パラメータ】
・原子炉水位の「低下（喪失）」
・制御棒位置の指示値の「喪失数増加」
・ＲＰＶ下鏡部温度（第 1 図）が「300℃到達」【破損判断パラメータ】
・ペデスタル水温の「上昇」又は「指示値喪失」

なお，従来の非常時運転手順書Ⅲ及びアクシデントマネジメントガイドでは，

原子炉圧力の低下

ドライウェル圧力の上昇
別紙 5−2

ペデスタル雰囲気温度の上昇ドライウェル雰囲気温度の上昇 等を破損判断パラメータ（ＲＰＶ破損時の変化が顕著で，同一のタイミングで変化した場合には破損判断の確実性が高いと考えられるパラメータ）及び破損判断の参考パラメータ（ＲＰＶ破損時のあるパラメータの副次的な変化として確認されるパラメータやＲＰＶ破損時の変化幅が小さいパラメータ等）として定め，パラメータの挙動から総合的にＲＰＶ破損を判定することとしていた。しかし，これらのパラメータは，デブリ少量落下時のようにパラメータの変化幅が小さい場合など，上記①②のいずれかを満足せず，ＲＰＶ破損を誤検知する可能性や迅速な判断に支障を来す可能性がある。このため，ＲＰＶ破損の判断パラメータから除外するとともに，新規にペデスタル水温に係る計装設備を設置し，破損判断パラメータとして設定する。

別紙 5−3

(2)

ＲＰＶ破損の検知方法について
ＲＰＶ破損の誤検知防止及びＲＰＶ破損の迅速な判断の観点から， ペ
デスタル水温の上昇又は指示値喪失が検知された場合に，ＲＰＶ破損を判断することとする。
なお，ペデスタル水温を計測する測温抵抗体式温度計については，水温上昇そのものを検知するほか，測温部に高温のデブリが接触すると温度指示値は急上昇しオーバースケールする（温度上昇）。また，デブリとの反応に伴い測温部の導線周囲の絶縁材（ＭｇＯ）の溶融等が発生すると，導線間の絶縁性が失われ短絡又は導通することにより，温度指示値
がダウンスケールする（指示値喪失）。
(3)

ＲＰＶ下鏡部温度の監視に使用する計器について
ＲＰＶ下鏡部温度を計測する計器については，重大事故等対処設備と設計基準対象施設が存在するが，このうち設計基準対象施設の計器については，重大事故時の耐環境性を有していない等の理由により，重大事
故時に正しく指示値が出力されない可能性がある。
また，重大事故等対処設備の計器は重大事故時においても信頼性を有する設計であり，かつ位置的に分散して２箇所に設置することから，重大事故等対処設備の計器の監視によりＲＰＶ破損の徴候の検知は十分可能と考えられる。
以上より，重大事故等対処設備の計器が 300℃に到達した場合にＲＰ
Ｖ破損の徴候を検知し，破損判断パラメータであるペデスタル水温を常時監視することを基本とする。ただし，重大事故等対処設備の計器が機能喪失する等の不測事態も考慮し，設計基準対象施設の計器が 1 つでも300℃に到達するような場合には，万が一のＲＰＶ破損判断の遅れを防止する観点から，ＲＰＶ破損の徴候を検知し，破損判断パラメータである
別紙 5−7ペデスタル水温を常時監視することを手順書に記載することとする。
(4)

個別パラメータの位置付けを踏まえたＲＰＶ破損判断の成立性
制御棒位置を除く個別パラメータは重大事故等対処設備により計測されるため，重大事故時にパラメータ変動を検知可能であるが，制御棒位
置の指示値については，ＳＢＯ時等，重大事故時にパラメータ変動が確認できない可能性がある。ただし，その他のＲＰＶ破損の徴候に係る個別パラメータ（

原子炉水位の低下（喪失），ＲＰＶ下鏡部温度の300℃到達 ）により事象の進展及びＲＰＶ破損の徴候が確認可能であり，ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達が検知された以降は，破損判断パラ

メータを継続的に監視することとなる。したがって，重大事故時に制御棒位置の指示値が確認できない場合でも，ＲＰＶ破損判断の成立性に与える影響はない。

4.

ＲＰＶ破損の判断時間について
上述のとおり，

ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達が検知された以降は，破損判断パラメータを継続的に監視することとなる。このため，実機においてＲＰＶが破損してデブリがペデスタルに落下した場合，時間遅れなく破損判断パラメータの変化傾向が確認可能であり，「実機においてＲＰＶが破損したタイミング」から「ＲＰＶ破損判断の個別パラメータの確認開始」までの時間遅れは考慮不要と考えられる。
したがって，有効性評価においては，上記時間遅れを考慮せず，3.に示す
ペデスタル水温の上昇又は指示値喪失の確認に必要な時間を保守的に積

み上げ，5 分と想定している。さらに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の操作時間 1 分，格納容器下部注水系（常設）の操作時間 1 分を加え，ＲＰＶ破損から 7 分後にペデスタルへの注水を開始する設定としている。
別紙 5−8なお，ペデスタル水プールの水位を 1m とした場合，ＲＰＶ破損時点からデブリ露出までの時間は，過渡事象の場合で約 19 分間，事象進展の早い大破断
ＬＯＣＡ事象の場合で約 14 分間であり，ＲＰＶ破損から 7 分後にペデスタ
ルへの注水を開始することでデブリの冷却は維持される ※ 。
※格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル注水流量は 80m３ /h であり，デブリからの崩壊熱による蒸散量より多いため，デブリ露出までの注水により冠水維持可能。露出までの余裕時間は，過渡事象の場合で約 12 分間（19 分−7 分），大破断ＬＯＣＡ事
象の場合で約 7 分間（14 分−7 分）である。

別紙 5−9

別添 1
事象進展を踏まえたＲＰＶ破損判断の成立性

1.

はじめに
ＲＰＶ破損はペデスタル水温の上昇又は指示値喪失を検知した場合に判断するが，ＲＰＶ破損以外の要因によって原子炉冷却材圧力バウンダリ外へ熱が急激に移行した場合に，ペデスタル水温の上昇又は指示値喪失を検知することによるＲＰＶ破損の誤判断の可能性について整理する。
別紙 5 3.(1)に記載のとおり，ＲＰＶ破損の徴候については，事象の進展に応じて生じる物理現象（原子炉水位低下，リロケーション）を検知できるパラメータの指示値により判断している。 ＲＰＶ下鏡部温度の 300℃到達
は，リロケーションに伴うＲＰＶ下鏡部の温度上昇を直接的に検知するものであり，徴候を誤検知することはないと考えられるため，以下ではリロケー
ションに伴う破損徴候検知後において，ＲＰＶ破損を誤判断する可能性について整理する。

2.

考慮する事象過渡事象，ＬＯＣＡ事象のそれぞれについて，ＲＰＶ破損以外の要因による原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行について考慮する。
(1)

過渡事象
ＲＰＶ破損までは原子炉冷却材圧力バウンダリの機能が健全であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行としては，「逃がし安全弁の作動」が考えられる。

(2)

ＬＯＣＡ
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行としては，リロケーショ
別紙 5−10

ン後における「破断口からの蒸気流出」が考えられる。

3.

考慮する事象とパラメータ変動の関係
過渡事象，ＬＯＣＡ事象のそれぞれについて，ＲＰＶ破損を含む原子炉冷却材圧力バウンダリ外への熱の移行を伴う要因とパラメータ変動の関係をまとめた結果を第 1 表及び第 2 表に示す。従来の破損判断パラメータ等については，ＲＰＶ破損時とその他要因で同様の傾向を示すパラメータは存在する
ものの，ペデスタル水温はＲＰＶ破損時特有の挙動を示すことから，ＲＰＶ
破損以外の要因を考慮しても，ＲＰＶ破損を誤判断することはなく，ＲＰＶ
破損判断の成立性に影響はない。

別紙 5−11