東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 23
提出年月日
平成 29 年 6 月 23 日

東海第二発電所「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」への適合状況について

平成 29 年 6 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

1.

重大事故等対策

下線部：今回提出資料

1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

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

1.2

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

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

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

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

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

1.9

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

1.10

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

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目−1

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における事項

2.1

可搬型設備等による対応

目−2

：今回ご説明範囲
1.1

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
＜目

1.1.1

対応手段と設備の選定(1)

対応手段と設備の選定の考え方(2)対応手段と設備の選定の結果

次＞

ａ．フロントライン系故障時の対応手段及び設備(a)

原子炉緊急停止(b)

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制(c)

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制(d)

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(e)

ほう酸水注入(f)

原子炉水位低下による原子炉出力抑制

(g)

制御棒挿入

(h)

重大事故等対処設備と自主対策設備

ｂ．手順等
1.1.2

重大事故等時の手順

1.1.2.1(1)

フロントライン系故障時の対応手順

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「スクラム」（原子炉出力）(2)非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」(3)

重大事故等時の対応手段の選択

1.1.2.2

その他の手順項目について考慮する手順

添付資料1.1.1

審査基準，基準規則と対処設備との対応表

添付資料1.1.2

対応手段として選定した設備の電源構成図

添付資料1.1.3

原子炉スクラム信号一覧表
目−11添付資料1.1.4

原子炉出力−サプレッション・プール水温度相関曲線

添付資料1.1.5

代替制御棒挿入機能

添付資料1.1.6

代替原子炉再循環ポンプトリップ機能

添付資料1.1.7

重大事故対策の成立性

概要図
概要図

1．非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉制御「反応度制御」(1)

スクラム・パイロット弁空気ヘッダ計器用空気系排気添付資料1.1.8(2)

スクラム個別スイッチによる制御棒挿入(3)制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁による排水

解釈一覧
1．判断基準の解釈一覧
2．操作手順の解釈一覧

添付資料1.1.9

中性子束振動が発生した場合の対応について添付資料1.1.10

サプレッション・プール水温度における設定根拠の考え方について目−22異常な過渡変化発生
原子炉スクラム失敗（全制御棒全挿入失敗）

代替原子炉再循環ポンプ

手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム

原子炉再循環ポンプが自動停止

代替制御棒挿入機能（凡例）
作動していない場
合は，手動で対応

Yes：プラント状態

作動していない場
合は，手動で対応：操作・確認していない場合は，手動で対応：判断：重大事故等対処設備①

原子炉モード・スイッチ「停止」

全制御棒全挿入又は最大未臨界
引抜位置

選択制御棒挿入機構

トリップ機能----- ：自動作動していない場合の対応

No

No
スクラム弁
閉

原子炉停止機能喪失

Yes
代替制御棒挿入機能（手動）No

スクラムリセット後，手動スクラム・スイッチ

原子炉出力3％以上

Yes
原子炉再循環ポンプ手動停止

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止

ＳＬＣ ※１

ほう酸水全量注入完了

全制御棒全挿入又は最大未臨界
引抜位置

Yes

水位

選択制御棒挿入機構（手動）

スクラムリセット後，スクラム個別スイッチ

スクラム・パイロット弁
継電器用ヒューズ引き抜きＣＲ

全制御棒全挿入又は最大未臨界引抜位置①
原子炉圧力容器内の水位が原子炉水位異常低下(レベル２)設定点以上で原子炉出力が 3％未満

Yes

原子炉出力3％未満維持

No

Yes

「ＳＬＣ」，「水位」，「ＣＲ」は同時並行で実施するが，同時に実行不可の場合は，「ＳＬＣ」，「水位」，「ＣＲ」の優先順とする。

ほう酸水注入系
起動領域近接ほう酸水注入系起動No

全制御棒全挿入又は最大未臨界
引抜位置

No

Yes

No
全制御棒全挿入又は最大未臨界
引抜位置

原子炉圧力容器内の水位を原子炉水位異常低下(レベル１)設定点＋500mm〜1,500mmに維持

No

Yes

原子炉圧力容器内の圧力と制御棒駆動水圧系駆動水圧力の差圧を確保し，制御棒手動挿入

全制御棒全挿入又は最大未臨界
引抜位置
スクラム・パイロット弁
計器用空気系の排気

原子炉水位維持

No

Yes
制御棒駆動水圧系
引抜配管
ベント弁からの排水

ほう酸水注入系停止

原子炉未臨界※1：ＡＴＷＳ発生時に不安定な出力振動が確認された場合は，ほう酸水注入系によりほう酸水を注入する。

第 1.1−5 図

重大事故等時の対応手段選択フローチャート
1.1−363

添付資料1.1.9
中性子束振動が発生した場合の対応について

1．中性子束振動が発生した場合の対応
以下のいずれかの状況に至った場合に，ほう酸水注入系によりほう酸水を注入を実施する。
・複数の平均出力領域計装指示値が2〜3秒周期で振動し，最大振幅が20％を超えた場合。
・複数の局所出力領域計装指示値が2〜3秒周期で振動し，最大振幅が10％を超えた場合。

2．中性子束振動の判断基準について
中性子束振動が発生し燃料棒線出力が急激に上昇した場合，沸騰遷移が発生し燃料被覆管温度が上昇する可能性があるが，出力振動の振幅が極端に大きい場合を除き速やかにリウェットすることで適切に冷却されるため燃料被覆管の破損は発生しないと考えられる。一方，通常運転状態においても中性子束は数％振動していることから，中性子束振動の発生を容易に認知できる大きさで，かつ振幅が極端に大きくならない範囲として，平均出力領域計装で20％，局所領域計装で10％を判断基準として設定している。

1.1−584

添 付 資 料 1.1.10

サプレッション・プール水温度における設定根拠の考え方について

サプレッション・プール水温度における設定根拠の考え方について，以下に示す。
操作項目

判断基準

考え方

ほう酸水注入系の起動

サプレッション・プ
ー ル 水 温 度 ； 49℃

原子炉隔離時冷却系の停止

サプレッション・プ
ー ル 水 温 度 ； 106℃

ほう酸水注入系は原子炉ス
ク ラ ム（ 自 動 及 び 手 動 ）の バ
ックアップ機能であることを 踏 ま え ，サ プ レ ッ シ ョ ン・
プール水温度の手動スクラ
ム 実 施 基 準（ 49℃ ）以 上 で ，かつ，なるべく早いタイミ
ングとして設定
原子炉隔離時冷却系の高温耐 性（ 116℃ ）に 余 裕 を 考 慮して設定

1.1−595