事業者 PRA モデル（柏崎刈羽原子力発電所 7 号機）の適切性確認のための質問事項への回答（運転時内的事象レベル 1PRA）
2021 年 8 月 24 日 東京電力 HD 株式会社
質問

適切性の判断基準

番号

確認項目

－

(3) 事故

・イベント

シーケン

ツリーのロスの分析

ジックに間

① イベ

違いがない

ントツリ

こと。

ー毎の作・他のイベ

成上の仮

ントツリー

定とそのと重複する

根拠

事故シーケ

確認のための質問

回答－－

・イベントツリーの構造

成功基準，起因事象の影響，終状態がが間違いないこと、他の適切に反映されていること，起因事象イベントツリーと重複すのヘディングに重複が無いことをチェる事故シーケンスがないックしている。

ことを、どのような方法

また，単一の ET を用いて複数の起因でチェックしているか、事象を評価している場合は，イニシエ提示ください。

ータ基事象により起因事象の重複が無ンスがない
こと。
AS-1

いことをチェックしている。
これらのエビデンスとして，ET をチェックした文書並びにモデル作成に関する品質保証活動についての文書を面談において提示する。

AS-2

・イベントツリーを作成

モデル合理化，解析結果の反映，実績する際に使用した仮定をの反映等を目的に設定した仮定など，提示ください。

イベントツリーを作成する際に使用した共通又は個別の仮定をそれぞれ整理しており，その詳細は貸与資料に記載している。

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質問

適切性の番号

確認項目

AS-3

AS-4

AS-6

判断基準

確認のための質問

回答

・全交流動力電源喪失

SBO 時の事故シーケンスにおいては，（SBO）時の事故シーケン

外部電源の復旧，RCIC/HPAC の運転，スにおける事象進展につ蓄電池切替（RCIC 運転用）等の成否かいて、どのように考えたから事象進展を検討し，イベントツリー提示ください。

を適切に展開している。

・原子炉スクラム失敗

ATWS 時の事故シーケンスにおいて（ATWS）時の事故シーは，SLC 等による出力抑制，HPCF

ケンスにおける事象進展の運転，PCV 除熱操作等の成否からについて、どのように考事象進展を検討し，イベントツリーをえたか提示ください。

適切に展開している。

・復水貯蔵槽（CSP）へ

CSP を水源とした注水系による注水の水源補給の考え方を提量を解析により確認し，使命時間内で示ください。の CSP への補給について要否を整理している。

AS-7

・格納容器外 LOCA 事象

格納容器外 LOCA 発生箇所の隔離のの進展と格納容器隔離の成否，隔離成功後の蒸気影響や系統隔関係を提示ください。

離による緩和設備の使用可否分析等から事象進展を検討し，イベントツリーを適切に展開している。

AS-8

・事故シーケンスと炉心学会標準に従い，各事故シーケンスの損傷クラスとの整理を提終状態を，炉心損傷後のプラント状態示ください。に影響する緩和設備の成否，原子炉圧力容器内の圧力の状態，並びに炉心損傷及び格納容器破損時期などによって炉心損傷クラスに分類している。

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質問

適切性の番号

確認項目

AS-9

判断基準

確認のための質問

回答

・類似の炉心損傷クラス

緩和設備の使用可否等の違いを考慮の分類の考え方を提示く

し，L1.5PRA へ適切にその情報を引ださい。

き継ぐために，類似する炉心損傷クラスであっても詳細に分類している場合がある。

AS-10・外部電源喪失時に逃がS/R 弁が 1 弁開固着した状態であってし安全弁（S/R 弁）の開も，蒸気を消費するまでは固着が発生している事故

RCIC/HPAC を起動し，初期の注水がシーケンスでの、原子炉可能になることで，電源設備や他の緩隔離時冷却系（RCIC）及

和設備の準備時間を確保することが可

び高圧代替注水系能になることから，当該の注水を考慮（HPAC）の取り扱いにしている。

ついて提示ください。

AS-11・低圧注水系（LPFL）でLPFL モードから PCV 除熱へのモー炉心注水を行っている場

ド切替操作として注入弁の閉操作等を合に、残留熱除去モデル化している。

（RHR）として格納容器除熱を行うための切り替え操作について提示ください。

AS-12・S/R 弁が複数回作動しモデルでは時間故障モデルを採用してた場合のモデル化についおり、2 回目以降のサイクル動作は，て提示ください。

初回動作による状態変更に成功していることが前提となり故障発生確率が十分小さいと考えモデル化していない。

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適切性の番号

確認項目

AS-13

AS-14判断基準確認のための質問

回答

・RCIC で炉心に注水格納容器除熱の失敗等により格納容器し、格納容器からの熱除圧力が高くなっている場合であって去機能に失敗している事も，RCIC タービン排気圧力が当該圧

故シーケンスにおける、力高トリップ設定値を上回ることはな

RCIC タービン排気圧ト

いため，RCIC がトリップに至ること

リップの取り扱いを提示

はなく，モデル上でも当該インターロください。

ックは考慮していない。

・高圧炉心注水系

S/P 水位高が発生することで初期水源（HPCF）及び RCIC にである CSP から S/P への水源の自動ついて、CSP からサプレ切替が発生することをモデル化していッション・チェンバ・プる。また，S/P への水源自動切替後にール（S/P）への水源切り

S/P 冷却に失敗し水源として使用でき替え及び S/P から CSP へなくなる場合は，CSP への水源手動の水源切り替えの取り扱切替することをモデル化している。

いを提示ください。

AS-15・安定状態（Safe and

代替手段として，炉心冷却成功シーケStable）に関して、原子ンスにおいては，代替逃がし安全弁駆

炉未臨界成功シーケン動装置及び消防車による原子炉注水等

ス、炉心冷却成功シーケの手段を想定している。また，格納容ンス、格納容器除熱成功

器熱除去成功シーケンスにおいては代シーケンスについて、ど替循環冷却系を想定している。のような代替手段を想定

また，上記設備とは別に機能喪失してしているのか提示くださいる設備の復旧も想定している。

い。

なお原子炉未臨界成功シーケンスにおいては，SLC の場合でも，3 時間ほどでホウ酸水の注入が完了するため，未臨界維持に対する継続的な対応は不要である。

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適切性の番号

確認項目

AS-17

判断基準

確認のための質問

回答・非隔離事象の事故シー

非隔離事象は，タービントリップ等にケンス展開の考え方及びより原子炉がスクラムするが，タービ根拠を提示ください。

ンバイパス弁は正常に動作し，事象初期から給復水系が利用できる事象であり，これを考慮し，給復水系の利用可否を含めて事故シーケンスを展開している。根拠としては AOP，EOP を基に事故シーケンスを分析している。

AS-18・非隔離事象について、非隔離事象について S/R 弁開放に係るS/R 弁開放に係る解析結解析は実施していないが，非隔離事象果を提示ください。

は事象初期から給復水系が利用できる事象であること，過去に実際に発生した非隔離事象では S/R 弁は 18 弁中の1 弁しか開放しなかったことを踏まえ，非隔離時については S/R 弁開放はモデル化していない。

AS-19・隔離事象として想定し隔離事象は，MSIV の閉鎖等により原ている事象を提示くださ子炉が隔離され，事象初期にタービンい。

側の PCS による除熱に期待できない事象で，また初期の原子炉圧力の上昇が大きい事象と想定している。

AS-20

・隔離事象における手順

隔離事象が発生した場合に参照する手書を提示ください

順書として，AOP 及び EOP を提示す
る。

AS-21

・隔離事象に使用できる新規制基準に対応するために追加した設備の概要を提示くださ設備でモデル化した SA 設備についい。て、実際の写真、操作手順の該当箇所
及び訓練状況を概要として提示する。

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質問

適切性の番号

確認項目

AS-22

判断基準確認のための質問

回答

・給水喪失事象に使用で新規制基準に対応するために追加したきる設備の概要を提示く

設備でモデル化した SA 設備についださい。て、実際の写真、操作手順の該当箇所及び訓練状況を概要として提示する。

AS-23

・給水喪失事象の事故シ

給水喪失は，事象初期に給復水系が機ーケンス展開の考え方を能喪失し原子炉水位低下することで原提示ください。

子炉がスクラムする事象であり，これを考慮し，事故シーケンスを展開している。

AS-24・外部電源喪失事象に使新規制基準に対応するために追加した用できる設備の概要を提設備でモデル化した SA 設備につい示ください。て、実際の写真、操作手順の該当箇所及び訓練状況を概要として提示する。

AS-25・外部電源喪失時の直流該当する手順書を提示する。

電源健全時について、MSIV を手動で閉じる手順書を提示ください。

AS-26・外部電源喪失時の制御該当する手順書を提示する。

電源確保の手順書を提示ください。

AS-27・外部電源喪失時の該当する手順書を提示する。

HPAC の起動時の手順を提示ください。
AS-28・外部電源喪失事象の事

外部電源喪失は，プラント内の電源が故シーケンス展開の考え喪失し，常用系の給復水系等が喪失す方を提示ください。

るとともに，非常用系の設備の動作のために非常用ディーゼル発電機の起動が必要となる事象であり，これを考慮し，事故シーケンスを展開している。

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適切性の番号

確認項目

AS-29

判断基準

確認のための質問

回答

・S/R 弁誤開放事象に使新規制基準に対応するために追加した用できる設備の概要を提設備でモデル化した SA 設備につい示ください。て、実際の写真、操作手順の該当箇所及び訓練状況を概要として提示する。

AS-30

・S/R 弁誤開放の事故シ

S/R 弁誤開放事象は原子炉運転中にーケンス展開の考え方をS/R 弁が誤開放することで，S/P に蒸提示ください。

気が流入し，原子炉水位・圧力が低下するとともに格納容器圧力・温度が上昇する事象であり，これを考慮して，事故シーケンスを展開している。

AS-31

・S/R 弁の設定圧力を提S/R 弁の設定圧力(逃がし弁機能)とし示ください。ては以下の通りグループごとに設定している。
第一グループ：7.51 MPa[gage]×1 弁
第二グループ：7.58 MPa[gage]×1 弁
第三グループ：7.64 MPa[gage]×4 弁
第四グループ：7.71 MPa[gage]×4 弁
第五グループ：7.78 MPa[gage]×4 弁
第六グループ：7.85 MPa[gage]×4 弁

AS-32

・S/R 弁誤開放で優先的

S/P の温度上昇を均一にするために，に使用する弁の設定理由

誤開放した S/R 弁となるべく離れた位を提示ください。

置(対極する位置)にある S/R 弁を優先して開放する必要があり，モデルにおいても対極位置にある P 弁と J 弁を考慮している。

AS-33

・S/R 弁誤開放時のスク

S/R 弁誤開放時には，30 分程度でス

ラム信号が作動までの時クラム信号が作動することを解析結果間余裕についてその時間により確認している。と根拠を提示ください。

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適切性の番号

確認項目

AS-34

判断基準

確認のための質問

回答

・従属性を有する起因事

新規制基準に対応するために追加した象に使用できる設備の概設備でモデル化した SA 設備につい要を提示ください。て、実際の写真、操作手順の該当箇所及び訓練状況を概要として提示する。

AS-35

・従属性を有する起因事

時間余裕に応じて以下の通り 3 つに分象について時間余裕に応類している。

じた分類を提示くださ・即時トリップい。

…自動スクラムまでの時間が短い事象（30 分以内を想定）
・遅延トリップ…自動スクラムまでの時間が長い事象（30 分以上を想定）
・管理停止…自動スクラムに至らない事象。

AS-36

・遅延トリップを生じる

AOP に基づき，各サポート系機能喪サポート系起因事象

失時の対応を行い，手順に示される条（SSIE）における手動件に応じて手動スクラムの必要性を認スクラムを認知する条件知するものとしている。の説明を提示ください。

AS-37

・遅延トリップが含まれAOP に基づき，各サポート系機能喪る場合の停止認知の方法

失時の対応を行い，手順に示される条を記載ください。

件に応じて手動スクラムの必要性を認知するものとしている。

AS-38

・従属性を有する起因事

AOP 等の手順書を分析するととも象について主要な仮定のに，詳細については運転員へのインタ根拠を提示ください。

ビューを実施して確認することで主要な仮定を設定している。

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適切性の番号

確認項目

AS-39

判断基準

確認のための質問

回答

・従属性を有する起因事

緩和系との従属性を有する系統（サポ象の事故シーケンス展開ート系）を同定し，当該サポート系のの考え方を提示くださ機能喪失による他の系統（フロントラい。

イン系及びサポート系）との従属性やプラント応答を分析することで，スクラムまでの時間余裕やスクラム要因，スクラム後の緩和設備の使用可否を検討し，これを考慮して事故シーケンスを展開している。

AS-40

AS-41

・格納容器内の冷却材喪新規制基準に対応するために追加した失事故（LOCA）に使用設備でモデル化した SA 設備についできる設備の概要を提示て、実際の写真、操作手順の該当箇所ください。

及び訓練状況を概要として提示する。

・格納容器内 LOCA の起因事象として抽出した格納容器内事故シーケンス分類と根LOCA を，事故進展の類似性から，破拠を提示ください。

断配管の RPV ノズル高さに応じて 3つのパターンに分類している。またこれに加え，これらの格納容器内 LOCA事象と異なる事象進展となることを分析したうえで，ADS 誤動作，極小LOCA，Excessive LOCA 事象を考慮している。

AS-42

・格納容器内 LOCA の格納容器内 LOCA は，PCV 内で原子事故シーケンス展開の考炉冷却材圧力バウンダリを構成する容え方を提示ください。

器・配管等の破損，または設備の誤動作により原子炉冷却材圧力バウンダリが機能喪失する事象であり，これを考慮し，格納容器内 LOCA のサイズに応じた原子炉水位，格納容器圧力等へのパラメータの影響を解析で確認するとともに，配管破断により使用できなくなる緩和設備の分析も含めて事故シーケンスを展開している。

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適切性の番号

確認項目

AS-43

判断基準確認のための質問

回答

・格納容器外 LOCA 事

新規制基準に対応するために追加した象に使用できる設備の概設備でモデル化した SA 設備につい要を提示ください。て、実際の写真、操作手順の該当箇所
及び訓練状況を概要として提示する。

AS-44・格納容器外 LOCA の格納容器外で生じる配管破断事象であ事故シーケンス展開の考り，原子炉建屋内に漏えいする高温高え方を提示ください。

圧の蒸気により緩和設備が影響を受けること，破断箇所の隔離動作が必要となることを考慮し，破断箇所の隔離の成否，原子炉建屋内の蒸気影響で喪失する緩和設備の分析も含めて事故シーケンスを展開している。

AS-47

AS-48

AS-49

・蒸気の影響を受ける主蒸気影響を受ける主な機器の設計環境な機器の設計環境上限温

上限温度は貸与資料にリスト化してい度を提示ください。

る。

・蒸気影響により機能喪蒸気影響を受けて機能喪失する常用系失する常用系の機器を提の機器については貸与資料にリスト化示ください。

している。

・格納容器外 LOCA 時

格納容器外 LOCA 時には，蒸気影響の自動スクラムに至る原により原子炉建屋内の電源盤が喪失因を提示ください。

し，それにより常用電気品室の換気空調系の電源が喪失すると分析している。その場合，換気空調系の喪失により常用電源 M/C が室温上昇で喪失することで，給水喪失から原子炉水位低による自動スクラムに至ると想定している。

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質問

適切性の番号

確認項目

AS-50

判断基準

確認のための質問

回答

・インターフェイスシス

ISLOCA を確認するパラメータとしテム LOCA（ISLOCA）て，PRA モデルでは定例試験手順書発生を確認するためのプの記載に従い、HPCF ポンプ吸い込みラントパラメータを提示

配管の圧力上昇を考慮している。

ください。

AS-51

・高エネルギー配管破断

PRA モデルでは，HELB により流出（HELB）事象時の自動する蒸気による室温上昇の検知，原子隔離の方法を提示くださ

炉水位低下による自動隔離に期待して

い。

いる。

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