資料３－１修正版
令和5年10月5日
ご説明用資料

新規制基準を踏まえた
高速実験炉「常陽」の安全対策について

令和５年１０月５日
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
大洗研究所

目次
Ⅰ 高速実験炉「常陽」の概要 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

３

Ⅱ 耐震重要度分類Ｓクラスに属する施設及び安全上重要な施設の有無 ‐‐‐‐

１２

Ⅲ 新規制基準を踏まえた主な安全対策 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐（新増設等計画対象設備の概要を含む）

１９

Ⅳ 想定する事故及び事故発生時の安全対策（事故対策）
Ⅳ-ⅰ 想定する事故 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

８２

Ⅳ-ⅱ 多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA） ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

９７

Ⅳ-ⅲ 事故時の対応 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

１２０

Ⅴ 適合性確認完了までの工事計画 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

１２６

参考資料 ‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐‐

１２８
2

Ⅰ 高速実験炉「常陽」の概要

3

高速実験炉「常陽」の概要

Ⅰ施設概要◆ 燃料・材料の照射試験を行う実験炉◆ 発電設備は無く、2次系のナトリウムは空気で冷却◆ 照射した試験燃料・材料の照射後試験を行う施設が隣接2次系ナトリウム

中間
熱交換器

1次主循環
ポンプ

440℃

2次主循環
ポンプ

主冷却機
456℃

320℃

送風機によりナトリウムを
空気で冷却

350℃
原子炉容器

1次系ナトリウム

ナトリウム系統図

内側炉心燃料集合体
外側炉心燃料集合体

主要仕様

制御棒（B4C）◼熱出力

100MW（10万kW）（空気冷却）◼冷却材

ナトリウム （2ループ）◼燃 料

ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（MOX燃料）◼炉 心

直径：約78cm 高さ：約50cm

後備炉停止制御棒

照射試験用集合体
反射体（ステンレス鋼）
遮へい集合体（B4C）

炉心構成

4

高速実験炉「常陽」のマイルストーン

Ⅰ施設概要◆ 開発目的に合わせ、炉心・プラントを段階的に高性能化◆ 高性能照射用炉心（MK-III炉心）での運転を2003年より開始◆ 燃料交換機能の復旧作業*を2015年に完了*：2007年に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に対する復旧作業◆ 安全要求に応えるため、新規制基準へ対応⇒後備炉停止制御棒の設置等の安全対策を施した上での最大出力である
100MWへ出力を変更
1977年 4月

ＭＫ-Ⅰ炉心(50～75MW)～1981年12月

・・・Pu増殖性を確認するための増殖炉心（増殖比1.03±0.03を確認）

1982年11月～1997年 9月

ＭＫ-Ⅱ炉心(100MW)

・・・FBR燃料・材料の照射試験用炉心

1997年12月～2000年 5月

移行炉心(100MW)・・・炉心を徐々に拡大して MK-Ⅲ炉心（高性能照射用炉心）に移行

2003年 7月
～2007年 5月

ＭＫ-Ⅲ炉心(140MW)・・・FBRの開発に係る研究開発と外部利用

今後

ＭＫ-Ⅳ炉心(100MW)

・・・FBRの開発に係る研究開発と外部利用

積算運転時間

約 71,000時間（プラント寿命：約131,500時間）

試験用集合体の照射実績

101体

外部利用実績（大学等）

約4万試料(2023年6月現在）

5高速実験炉「常陽」における開発実績

Ⅰ施設概要

高速炉技術の確立

照射試験・照射後試験○ 増殖性能の確認（1.03±0.03 （設計：1.01））○ 炉心・プラント特性データの取得（MK-Ⅰ、MK-Ⅱ、MK-Ⅲ炉心）○ 核燃料サイクルの輪の実証○ 世界最高レベルの高速中性子束

高速炉の安全性の実証○ 約100体の照射試験用集合体を装荷○ 多様なニーズに対応可能な照射試験用
集合体の開発（キャプセル型）○ 最先端の照射後試験技術（X線CT）○ 自然循環による崩壊熱除去の実証○ MOX燃料の性能確認

炉心燃料集合体 X線CT画像「もんじゅ」、実証炉（FaCT）への貢献（燃料溶融試験、高燃焼度試験の実施）○ もんじゅ・実証炉開発のための照射試験○ 高燃焼度を目指した被覆管材料（ODS鋼）
等の照射試験

○ 自己作動型炉停止機構の照射試験
溶融限界出力試験

自然循環による除熱

運転保守経験の蓄積、データベース化○ プラントの運転・保守、定検、改造工事等を通じた高速炉ﾌﾟﾗﾝﾄの運転保守技術の蓄積○ 高速炉用機器信頼性データ
ベースへの反映○ 保守体系データベース、マニュアルの作成、技術者教育への反映

国際協力○ 米国・仏国との連携・協力（交換照射の実施、プラント運転・保守経験等の情報交換、駐在員の相互派遣）○ WANO（世界原子力発電事業者協会）、IAEA等を通じた世界各国との情報共有○ OECD/NEAコードベンチ
マークへの貢献

基礎・基盤研究、外部利用○ 核融合炉材料開発○ 照射損傷研究○ 基礎物理研究

核融合炉材料照射試料

ニュートリノ検出器の性能実験

6大洗研究所の概要（高速実験炉「常陽」の位置）

Ⅰ施設概要

廃棄物管理施設（18施設）
安全情報交流棟
材料試験炉（ＪＭＴＲ）（廃止措置中）

照射燃料集合体試験施設(FMF)

高速実験炉「常陽」夏海湖

固体廃棄物減容処理施設（OWTF）

高温工学試験研究炉（ＨＴＴＲ）

事務本館

原子炉施設
核燃料使用施設

敷地面積

約1.6km2

廃棄物管理施設
その他の施設7

高速実験炉「常陽」の施設の配置

Ⅰ施設概要

Ｎ
メンテナンス建物

第 一使 用 済

メンテナンス台車
レール
原子炉建物

第二使用済
燃料貯蔵建物

主冷却機建物

原子炉附属建物
排水監視ポンド(Ⅱ)

放射線管理室
照 射 装 置組立 検査 施設

渡り廊下
受電エリア

運 転 管 理 棟

運転
訓練
施設

水モニタ建物（0

点線内の施設は
核燃料物質使用施設

10

20

）

30 ｍ

：耐震重要度分類Ｓクラスの施設を有する建物
第2図

原子炉施設全体配置図（参考用）

8

高速実験炉「常陽」の主な特徴

Ⅰ施設概要（１）発電用軽水炉と比べて、出力密度及び燃焼度が高いものの、原子炉の熱出力が低く、炉心に蓄積される核分裂生成物の量は少ない。
100万kWeの軽水炉： 3000 MWt「常陽」： 100 MWt

2,970mm（２）燃料材はウラン・プルトニウム混合酸化物焼結ペレット等を、冷却材はナトリウムを使用する。

（３）炉心は、六角形の燃料集合体及び反射体等を蜂の巣状に配列した構造であり、全体は、ほぼ円柱形状である。炉心は、予想される全ての運転範囲において、
燃料温度係数、冷却材温度係数及びナトリウムボイド反応度等を総合した反応
度フィードバックが、急速な固有の出力抑制効果を有するとともに、出力変動が発生した場合にあっても、燃料の許容設
計限界を超える状態に至らないように十分な減衰特性を持ち、又は出力変動を制御し得る。

炉心燃料集合体

9高速実験炉「常陽」の主な特徴

Ⅰ施設概要（４）冷却材として使用するナトリウムは、熱伝達性に優れるとともに、沸点が高く、低圧にあっても大きなサブクール度を有するため、相変化が生じることはなく、原子炉冷却系統施設に係る設備等を適切に配置することで、電動機等を用いた強制循環だけでなく、自然循環による除熱が期待できる。
（５）ナトリウムは化学的に活性であり、不活性ガス雰囲気で使用されるため、原子炉施設は、原子炉冷却材バウンダリ及び原子炉カバーガス等のバ
ウンダリを有する。原子炉冷却材バウンダリを構成する１次主冷却系、１次補助冷却系の機器・配管については二重構造とし、万一、原子炉冷却材バウンダリの破損が生じた場合においても、冷却材であるナトリウムの漏えい拡大を防止し、１次冷却材の液位を必要な高さに保持できるものとする。さらに、当該二重構造の間隙にナトリウム漏えい検出器を設けることで、原子炉冷却材バウンダリからの１次冷却材の漏えいを検出できる。

配管の二重構造
ナトリウム

内
管

外
管

原子炉に対して冷却器を高所に配置することで、ナトリウムの自然循環による除熱を可能とする。
（過去の自然循環試験により実証済）（６）反応度制御系統は、4式の制御棒及び制御棒駆動系から構成する。また、原子炉停止系統は、4式の制御棒及び制御棒駆動系並びに2式の後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系から構成する。制御棒及び制御棒駆動系は、反応度価値の最も大きな制御棒1本が固着した場合においても、通常運転時、運転時の異常な過渡変化
時及び設計基準事故時に、原子炉を未臨界に移行することができ、かつ、低温状態において未臨界を維持できる。

10

高速実験炉「常陽」のプラント概要

Ⅰ施設概要

原子炉
格納容器

主冷却機建物

原子炉建物及び原子炉附属建物

2次主循環ポンプ
1200t/h
主冷却機

燃料
交換機

補助
冷却機

電源盤

燃料
出入機
燃料取扱用
キャスクカー

2次冷却材
ダンプタンク
主中間
熱交換器

トランスファー
ロータ

非常用DG
空調換気設備
1次冷却材
ダンプタンク型 式 ： ナトリウム冷却型高速炉
熱出力 ： 100MW
燃 料 ： プルトニウム・ウラン混合酸化物
冷却材 ： ナトリウム
冷却系 ： 2ループ
除熱方法： 空気冷却 (主冷却機 4基)

1次主循環ポンプ
1350t/h

原子炉容器
入口：350℃
出口：456℃

オーバフロー
タンク
235U

濃縮度

炉心
18 wt%

プルトニウム含有率<32 wt%

核分裂性ﾌﾟﾙﾄﾆｳﾑ富化度（内側/外側）

16/21 wt%11

Ⅱ 耐震重要度分類Ｓクラスに属する施設
及び安全上重要な施設の有無

12耐震重要度分類（基本方針）

Ⅱ安全評価

地震により発生するおそれがある安全機能の喪失及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から、各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度に応じて、次のように分類し、それぞれに応じた地震力に十分耐えられるように設計する。

➢ Ｓクラス：
安全施設のうち、その機能喪失により周辺の公衆に対して過度の放射線被ばくを及ぼす（5mSvを超える）おそれがある設備・機器を有する施設➢ Ｂクラス：
安全施設のうち、その機能を喪失した
場合Ｓクラス施設に比べて影響が小さい施設➢ Ｃクラス：Ｓクラス、Ｂクラス以外であって、一般
産業施設又は公共施設と同程度の安全性が要求される施設

機能喪失時の
放射線影響

過度の放射線
被ばくを及ぼす
おそれがある

５mSv
放射線被ばくを及ぼすおそれがある

Ｓクラスは、基準地震動による地震力に対して安全機能を保持できるように設計

Sクラス（一般産業施設等の3.0倍の強度を持つように設計）（弾性設計用地震動に耐えられるように設計）

Bクラス（一般産業施設等の1.5倍の強度を持つように設計）

重
要
度

Cクラス
（一般産業施設等と同等の強度を持つように設計）

13

耐震重要度分類（Ｓクラスの選定）

Ⅱ安全評価

・相対的な耐震重要度の選定にあたっては、「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以降、「許可基準規則」という）の別紙１「試験研究用等原子炉施設に係る耐震重要度分類の考え方」に従い策定された分類フローに沿って、各設備の耐震重要度分類を実施
・それぞれの耐震重要度分類に対して、その妥当性を確認（１）原子炉停止機能の維持
上記の考え方に従い、全ての機能（原子炉の停止機能、原子炉の冷却機能、放射性物
質の閉じ込め機能）が喪失した場合を考慮すると、周辺公衆への放射線被ばく影響が5mSvを超えるおそれがあるため、原子炉停止系をＳクラスに選定。
（２）機能喪失時の影響から耐震クラスを設定（原子炉の停止機能以外の機能喪失）
原子炉の停止機能以外の機能喪失については、原子炉冷却機能の喪失時及び放射性物質の閉じ込め機能の喪失時には、周辺公衆への放射線被ばく影響が5mSvを超えるおそれがあるため、原子炉冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能に係る重要な部分をＳ
クラスに選定。

【分類フロー】

評価条件

項目

熱出力

100 MW (100%)

放射性
物質の
放出量

全ての燃料集合体の燃焼度が一様に最高燃焼度に達した場合に炉心に蓄積される希ガス及びよう素の1％に相当する量が、１次冷却材中に放出されていることを想定

停止機能、冷却機能、閉じ込め機能全てが失われた状態を想定
機能喪失時の想定影響の算定

一般産業施設と同等の安全性を要求

安全評価における条件の一例

一般公衆に対する
放射線影響の程度

影響：大（過度の放射線被ばくを及ぼすおそれ（5mSvを超える））

影響：小Ｃクラス試験研究用等原子炉施設

Ｂクラス対象設備・機器等の検討が必要な試験研究用等原子炉施設

Ｓ及びＢクラス対象設備・機器等の検討が必要な試験研究用等原子炉施設

14

耐震重要度分類（Ｓクラスの選定）
耐震重要度分類の妥当性確認（一例）
停止機能のみは維持されると仮定する

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能以外の機能喪失）なし

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれあり

Ⅱ安全評価

以下に示す施設をＳクラスとすることで、過度の放射線被ばくを排除可能【停止機能】（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設【冷却機能】（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設【冷却機能及び閉じ込め機能】（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系※ 上記の機能喪失を想定し、「（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、1次冷却材の漏えいを低減するための施設」もＳクラスとした。

停止機能をＳクラスとして選定する

冷却機能の一部は維持されると仮定する

終了

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能及び上記の冷却機能以外の機能喪失）

検討対象設備・機器等の追加冷却機能、閉じ込め機能
は評価不要
過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれ

なし

あり＊1
検討

＊1 1％燃料破損を想定

閉じ込め機能の一部は維持されると仮定する

停止機能及び維持されると仮定した冷却機能をＳクラスとして選定する

機能喪失時の想定影響の算定（停止機能、上記の冷却機能及び閉じ込め機能以外は機能喪失）「停止機能→冷却機能→閉じ込め機能」
のケース

なし

停止機能並びに維持されると仮定した冷却機能及び閉じ込め機能をＳクラスとして選定する

過度の放射線被ばく（5mSv）を及ぼすおそれあり
検討対象設備・機器等の追加15耐震重要度分類（Ｓクラスの選定）

Ⅱ安全評価

耐震重要度分類の結果、以下の設備・機器をＳクラスに選定（ⅰ）原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系

例：原子炉容器（本体）、１次主冷却系（容器、配管等）（ⅱ）使用済燃料を貯蔵するための施設

例：原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備（貯蔵ラック、水冷却池）（ⅲ）原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設
例：制御棒、制御棒駆動系（駆動機構、上部案内管、下部案内管）（ⅳ）原子炉停止後、炉心から崩壊熱を除去するための施設

例：１次主冷却系（容器、配管等）、２次主冷却系（容器、配管等）（ⅴ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、１次冷却材の漏えいを低減するための施設
例：原子炉容器（リークジャケット）、１次主冷却系（配管（外側）等）（ⅵ）原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設
例：原子炉格納容器、原子炉格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘに属する配管・弁（ⅶ）放射性物質の放出を伴うような事故の際にその外部放散を抑制するための施設で、上記（ⅵ）以外の施設
例：燃料出入機（コフィン）、燃料取扱用キャスクカー（キャスク）（ⅷ）その他

例：中央制御室、非常用ディーゼル電源系（上記に関連するもの）

16

安全機能の重要度分類（基本方針）

Ⅱ安全評価

・安全機能を有する構築物、系統及び機器は、それぞれの安全機能がどのような役割を果たすべきかを総合的に判断し、その安全機能の重要度に応じて、十分に高い信頼性を確保し、かつ、維持するよう設計
・「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する基本的な考え方」※１を参考にするが、「常陽」は当該文書における「高出力炉」の定義（熱出力10MW以上、50MW以下）を上回る熱出力100MWであることから、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」も参考に分類
・さらにナトリウム冷却型高速炉であることを踏まえ、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」も参考にする。

◆ 安全機能の区分
安全機能を有する構築物、系統及び機器を、安全機能の性質に応じて２種類に分類
異常発生防止系（PS）

その機能の喪失により、原子炉施設を異常状態に陥れ、もって一般公衆ないし放射線業務従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの

異常影響緩和系（MS）

原子炉施設の異常状態において、この拡大を防止し、又はこれを速やかに収束せしめ、もって一般公衆ないし放射線業務従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し、又は緩和する機能を有するもの◆ 重要度分類の設計上の基本的目標
PS及びMSに属する構築物、系統及び機器は、安全機能の重要度に応じて３つのクラスに分類
クラス１

合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること

クラス２

高度の信頼性を確保し、かつ、維持すること

クラス３

一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し、かつ、維持すること※１ 「水冷却型試験研究用原子炉施設に関する安全設計審査指針」（平成3年7月18日原子力安全委員会決定）の「添付 水冷却型試験研究用原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する基本的な考え方」

17安全機能の重要度分類（クラス１の設備・機器）

Ⅱ安全評価（１）安全機能の重要度分類における主な考え方
・原子炉の停止機能は重要な機能である ⇒ 主炉停止系及び原子炉保護系（ｽｸﾗﾑ）はクラス１ ※ 後備炉停止系もクラス1に設定
・原子炉停止後の除熱機能とともに、１次冷却材漏えいを想定し、その漏えい量を低減する機能も重要な機能である。
⇒ 原子炉冷却材バウンダリ、冷却材バウンダリとともに、リークジャケットや配管（外側）はクラス１
・格納容器は、放射性物質を閉じ込め、周辺公衆への放射線影響を抑制する最後の障壁である。 ⇒ 格納容器バウンダリはクラス１

クラス１の構築物、系統及び機器
分類

PS-1

定

義

その損傷又は故障により発生する事象によって、燃料の多量の破損を引き起こすおそれがあり、敷地外への著しい放射性物質の放出のおそれのある構築物、系統及び機器
異常状態発生時に、敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物、系統及び機器

MS-1

機

能

原子炉冷却材バウンダリ

炉心形状の維持
原子炉の緊急停止
未臨界維持
１次冷却材漏えい量の低減
放射性物質の閉じ込め機能
原子炉停止後の除熱機能

安全上必須なその他の設備

構築物、系統及び機器
原子炉容器（本体）
原子炉冷却材バウンダリを構成する機器配管系（計装等の小口
径配管機器は除く）
炉心支持構造物（炉心支持板、支持構造物）
炉心バレル構造物（バレル構造体）
炉心構成要素主炉停止系及び後備炉停止系
リークジャケット及び配管（外側） 他
格納容器バウンダリ
ポニーモータ及び主冷却器（主送風機を除く）他
関連系：原子炉冷却材バウンダリ、冷却材バウンダリ

工学的安全施設及び原子炉停止
原子炉保護系（スクラム、アイソレーション）
系への起動信号の発生
中央制御室
安全上特に重要な関連機能
非常用ディーゼル電源系及び無停電電源系 他（２）安全機能の重要度分類と各種自然現象からの防護設計の主な考え方
・ 竜巻（風速100m/s）、火山灰（層厚50cm）、外部火災について、その他の自然現象（台風、雨、雪等）と同様にクラス１～クラス３の設備機器を防護・ 重要安全施設（クラス１及びクラス2の一部）以外の安全施設について、その機能等に鑑み、代替措置や修復等を含めて、安全機能を損なわないものとする。

18

Ⅲ 新規制基準を踏まえた主な安全対策

19

実用発電炉と「常陽」の安全要求の違い
高速実験炉「常陽」（100MW）

Ⅲ安全対策

試験研究用等原子炉に対して、意図的な航空機衝突等のBDBAを超える事象への対策は求められていないが、原子力規制委員会の決定に基づき実用発電炉の基準を一部取り入れた対策を施す。

実用発電炉
意図的な航空機衝突

高中出力試験研究炉

重
大 放射性物質の拡散抑制対策
事 格納容器破損防止対策
故
炉心損傷防止対策

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止（ＢＤＢＡ）

内部溢水に対する考慮

内部溢水に対する考慮

内部溢水に対する考慮

自然災害に対する考慮（火山、竜巻、森林火災等）

自然災害に対する考慮（火山、竜巻、森林火災等）

自然災害に対する考慮（火山、竜巻、森林火災等）

火災に対する考慮

火災に対する考慮

火災に対する考慮

電源の信頼性

電源の信頼性

電源の信頼性その他の設備の性能

その他の設備の性能

その他の設備の性能

耐震・耐津波性能（Ｓクラスの設備・機器は、基準地
震動及び基準津波の策定が必
要）

耐震・耐津波性能（Ｓクラスの設備・機器は、基準
地震動及び基準津波の策定が必要）

耐震・耐津波性能（Ｓクラスの設備・機器なし）(熱出力 500kW以上、50MW以下)

低出力試験研究炉(熱出力 500kW未満)

20新規制基準を踏まえた安全対策（1/10）

許可基準規則

第三条

第四条

第五条

地盤

地震によ
る損傷の
防止

津波によ
る損傷の
防止

Ⅲ安全対策

従来の対策

新規制基準対応追加の措置等

詳細

敷地の調査結果から十分な支持力を有していることを確認

・耐震重要施設を設置する地盤に将来活動する可能性のある断層等が認められないことを確認
・基準地震動による地震力に対して主冷却機建物の地盤改良により、すべてにおいて十分な支持性能を有することを確認

・主冷却機建物の地盤
改良

p.39
～
p.43

設置時（耐震指針策定前）の分類に基づき自主的に対象を選定し設計・規則（解釈）に従った耐震重要度分
類を実施
・基準地震動（Ss-D、Ss-1～6の合計7波）を策定・策定された地震動を用いて耐震評
価及び耐震設計を実施

・耐震補強

p.44
～
p.53

過去の津波（十勝沖地震の5m）等を考慮

・原子炉施設は丘陵地帯の台地に位置するため（T.P.+約35 m～+約40m）、津波（想定：T.P.+17.8m）により重大な影響を受けるおそれがないことから、津波による損傷の防止は設計上考慮不要

なし

p.56

21

新規制基準を踏まえた安全対策（2/10）
許可基準規則

第
六
条

外
部
か
ら
の
衝
撃
に
よ
る
損
傷
の
防
止

従来の対策

Ⅲ安全対策

新規制基準対応追加の措置等

詳細

洪水なし（追加された要求事項）

・地形的に、洪水による被害は考えられないことを確認（設計上考慮不
要）

なし

－

風（台風）

過去の台風の記録等を考慮し、建築基準法に定める設計基準に従っ
て設計

同左

なし

－

竜巻

なし
（追加された要求事項）

・設計竜巻の最大風速（92m/s）を安全側に切り上げ、最大風速として
100m/sを考慮し安全性を損なわない設計
・竜巻注意情報等が発表され、竜巻が接近するおそれが確認された場
合には、原子炉を停止

・飛来物による貫通/裏面剥離の防止対策・飛散防止対策（固縛又は移動等）

p.58
～
p.60

凍結

敷地周辺の気候の調査結果から安全を損なうおそれのない設計

同左

なし

－

降水

敷地周辺の気候の調査結果から安全を損なうおそれのない設計

同左

なし

－

積雪

敷地周辺の気候の調査結果から安全を損なうおそれのない設計

同左

なし

－

22

新規制基準を踏まえた安全対策（3/10）
許可基準規則

第
六
条
外
部
か
ら
の
衝
撃
に
よ
る
損
傷
の
防
止

従来の対策

新規制基準対応

落雷

地滑り

Ⅲ安全対策

追加の措置等詳細

建築基準法に基づき避雷針を設置

同左（避雷設備については、JIS A 42012003「建築物等の雷保護」の保護レ
ベルⅠに適合するものに変更）

・避雷設備の更新

p.61

敷地の調査結果から考慮不要

同左

なし

－

なし
（追加された要求事項）

・火山灰の層厚50cmを設定し、安全性を損なわない設計
・降下火砕物の侵入を防止する設計
・降灰予報等が発表され、多量の降
下火砕物が原子炉施設に到達するおそれが確認された場合には、原子炉を停止・フィルタやストレーナの整備・除灰作業に必要な装
備を整備

p.67

生物学的事象なし（追加された要求事項）

・海より取水していないため、海生生物等による影響はない
・補機冷却設備及び脱塩水供給設
備は、必要に応じて薬液注入を行い、微生物の発生による影響を軽
減

なし

－

森林火災

なし
（追加された要求事項）

・温度影響等を評価し、外部火災に対して安全機能を損なわない設計

・延焼防止のため防火
帯を設置

p.68

飛来物（航空機落下等）防護設計の要否を判断する基準である10-7回／炉・年を超えないことを確認

同左（最新のデータに基づき評価：
約9.4×10-8回/炉・年）

なし

－

火山の影響

23

新規制基準を踏まえた安全対策（4/10）

第
六
条
外
部
か
ら
の
衝
撃
に
よ
る
損
傷
の
防
止

Ⅲ安全対策

許可基準規則従来の対策

新規制基準対応追加の措置等

詳細

ダムの崩壊

ダムの崩壊により本施設に影響を及
ぼすような河川はないことを確認

同左

なし

－

爆発

安全施設に影響を及ぼすような爆発は想定されないことを確認

・近隣施設及びタンクローリーによる給油時の爆発を考慮しても安全性を損なわない設計

なし－

近隣工場等の火災なし（追加された要求事項）

・敷地外の近隣工場等（半径10km以内）において火災・爆発が発生した
場合の熱影響を考慮しても安全性を損なわない設計

なし

－

有毒ガス

なし
（追加された要求事項）

・有毒ガスを考慮しても安全性を損
なわないことを確認（中央制御室における外気の取り込み遮断措置及び原子炉停止（有毒ガスが原子炉施設に到達するおそれが確認された場合））

・空気呼吸器の配備

－

船舶の衝突

なし
（追加された要求事項）

・地形等より、船舶の衝突による被害は考えられないことを確認（設計上
考慮不要）

なし

－

電磁的障害

なし
（追加された要求事項）

・電磁的障害を考慮しても安全性を損なわないことを確認

なし

－

24

新規制基準を踏まえた安全対策（5/10）
許可基準規則
第七条

第八条

第九条

第十条

従来の対策

Ⅲ安全対策

新規制基準対応追加の措置等

詳細

不法な侵
入の防止

物理的障壁を設置するとともに、区域管理等を実施

同左

火災によ
る損傷の
防止

【ナトリウム漏えい及びナトリウムが漏えいした場合のナトリウム燃焼】
ナトリウム漏えいの発生防止、早期感知、影響軽減の３方策を適切に組み合わせて設計するとともに、ナトリウムが漏えいした場合のナトリウム
燃焼について、早期感知、影響軽減の方策を措置【一般火災】
火災の発生防止、早期感知と消火、影響軽減の３方策を適切に組み合
わせて設計

・空気呼吸器の増備【ナトリウム漏えい及びナトリウムが漏えいした場
・基本的な考え方は同様であるが、合のナトリウム燃焼】
方策の程度を強化
・ナトリウムを保有する機・ナトリウム燃焼については、３方策
器等の耐震補強（Ss地をそれぞれ適用し、設計
震に対する機能維持）
・火災の発生又はナトリウムの漏えい 【一般火災】
を確認した場合において、原子炉を ・重要なケーブルの難燃停止（手動スクラム）
化
・重要な機器等が設置される区画の早期感知及び消火機能の強化

p.69
～
p.73

溢水によ
る損傷の
防止

追加された要求事項

・溢水が生じた場合においても、原子炉を停止でき、放射性物質の閉じ込め機能を維持できるように設計
・放射性物質を含む溢水が管理区域 ・漏えい検出器の設置
外に漏えいしないように設計
・堰や止水板の設置
・原子炉の運転に影響を及ぼすおそれがある溢水を確認した場合において、原子炉を停止（手動スクラム）

p.74
～
p.75

誤操作の
防止

運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故において、その動作が期待される安全施設は、運転員の操作を期待しなくても必要な安全機能が確保されるように設計

同左

－

なし

なし

－

25

新規制基準を踏まえた安全対策（6/10）
許可基準規則

Ⅲ安全対策

従来の対策

新規制基準対応追加の措置等

詳細

安全避難
通路等

誘導灯又は誘導標識及び避難用照明を設置

・基本的な考え方は同様であるが、方策の程度を強化

・避難用照明の整備
・バッテリー内蔵型の可搬式照明を配備

p.76

第十二条

安全施設

安全機能を有する施設の安全性が損なわれない設計（重要度に応じた信頼性を確保）同左（安全重要度分類を規則（解釈）に基づき実施し、設置変更許可申請書に
明確化）

なし

－

第十三条

運転時の
異常な過
渡変化及
び設計基
準事故の
拡大の防
止

安全評価指針等を参考に抽出した事象について、評価し、要件を満足することを確認

・最新の知見等を参考に事象を再設定するとともに、炉心の変更を反映
した安全評価を実施

なし

p.85
～
p.96

第十八条

安全保護
回路

原子炉保護系（スクラム）及び原子炉保護系（アイソレーション）を整備

・基本的な考え方は同様であるが、熱出力の変更及び炉心の変更に伴い設定値を変更なし－

6式の制御棒及び制御棒駆動系を設
置・4式の制御棒及び制御棒駆動系に
より炉心の反応度を制御（2式については、後備炉停止系として使用）・熱出力の変更
・炉心の変更

p.77
～
p.78

周辺環境に対して放出放射性物質の濃度及び量を合理的に達成できる限り低減できる設計

・基本的な考え方は同様であるが、炉心の変更を反映した被ばく評価を
実施

なし

－

第十一条

第十九条

反応度制
御系統

放射性廃
第二十二条 棄物の廃
棄施設

26

新規制基準を踏まえた安全対策（7/10）
許可基準規則

従来の対策

Ⅲ安全対策

新規制基準対応追加の措置等詳細

固体状の放射性廃棄物は、汚染拡大
・基本的な考え方は同様であるが、防止措置を講じて保管し、また、減容
一時保管用として用いていた区域を保管等の処理を行うため、大洗研究
固体廃棄物の保管施設として設定
所廃棄物管理施設へ移送

なし

－

工場等周
辺におけ
る直接ガ
第二十四条
ンマ線等
からの防
護

敷地境界において、年間50μGy以下になるように 設計管理

同左

なし

－

放射線か
らの放射
第二十五条 線業務従事者の防護放射線業務従事者の放射線被ばくの監視・管理のできる設計

同左

なし

－

第二十八条

保安電源
設備

非常用電源設備として、ディーゼル
発電機及び蓄電池等を設置

同左

なし

－

第二十九条

実験設備
等

炉心の安全機能等に影響を与えないように設計同左（現時点において、使用中の実験設備等を有しない）なし－

施設内、敷地内/外に必要な指示、連絡ができる通信連絡設備を設置

・基本的な考え方は同様であるが、方策の程度を強化（構内一斉放送
を大洗研究所として整備済。また、敷地内/外への連絡手段を多重化
又は多様化）

・施設内スピーカーの整備・敷地外への連絡手段
の多重化

p.122

第二十三条

第三十条

保管廃棄
施設

通信連絡
設備等

27

新規制基準を踏まえた安全対策（8/10）

Ⅲ安全対策

許可基準規則従来の対策

新規制基準対応

第三十二条 炉心等

熱出力を140MWとしたMK-Ⅲ炉心で運転・熱出力を100MWとしてMK-Ⅳ炉心に変更

・熱出力の変更
・炉心の変更

p.77
～
p.78

外部電源
を喪失し
第四十二条 た場合の対策設備
等

非常用電源設備として、ディーゼル
発電機及び蓄電池等を設置

同左

なし

－

試験用燃
料体

炉心の安全機能等に影響を与えないように設計・基本的な考え方は同様であるが、今後の照射試験計画等を踏まえ、燃料要素の種類を削減

なし

－

燃料体等
の取扱施
第四十四条
設及び貯
蔵施設

取扱及び貯蔵施設は、臨界防止、遮へい等を考慮した設計

同左

なし

－

原子炉制
御室等

主要なパラメータが監視できる設計

・基本的な考え方は同様であるが、中央制御室外原子炉停止盤を新設

・中央制御室外原子炉
停止盤の設置

p.79
～
p.80

放射線量をモニタリングできるとともにサンプリングによる測定ができる
設計

・基本的な考え方は同様であるが、方策の程度を強化（ﾓﾆﾀﾘﾝｸﾞﾎﾟｽﾄの信号伝送系の多様化及び非常用電源（無停電電源及び非常用発電機（可搬型含む））を大洗研究所として
整備済。）

なし
（整備済のものを共用）

－

第四十三条

第五十条

第五十一条 監視設備

追加の措置等詳細28

新規制基準を踏まえた安全対策（9/10）
許可基準規則

多量の放
射性物質
等を放出
第五十三条
する事故
の拡大の
防止

従来の対策

追加された要求事項

新規制基準対応

Ⅲ安全対策

追加の措置等詳細

・多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止のための資
機材の整備
・設計基準事故よりも発生頻度が低く、 ＞炉心の著しい損傷を多量の放射性物質等を放出するお防止するための対策：
それがある事象を想定し、対策を整
後備炉停止系の設置、備
後備炉停止系用論理・燃料体の損傷が想定される事故（炉回路の設置、制御棒心の著しい損傷に至る可能性があ
連続引抜き阻止インると想定する事故）として、15事象をターロックの設置等評価事故シーケンスとして選定。
＞格納容器の破損を防 p.98
・使用済燃料の損傷が想定される事止するための対策：１～
故として、2事象を選定
次アルゴンガス系へ
p.119
・大規模な自然災害又は故意によるの安全板の設置（断大型航空機の衝突その他のテロリ
熱材及びヒートシンク
ズム等により、炉心の著しい損傷及材の配備を含む。）等
び格納容器の破損並びに大規模ナ ＞使用済燃料貯蔵設
トリウム火災に至ること（多量の放備に注水するための射性物質等を放出する事故を超え
対策：可搬式ポンプ及る事象）を仮想的に想定
びホース等＞多量の放射性物質
等を放出する事故を超える事象への対策：
仮設放水設備等29新規制基準を踏まえた安全対策（10/10）

Ⅲ安全対策

許可基準規則

従来の対策

一次冷却
第五十五条
系統設備

適切な冷却能力を有し、または、破損し一次冷却材の漏えいが発生しないように設計

同左

なし

－

残留熱を
除去する
第五十六条
ことができ
る設備

崩壊熱その他の残留熱を除去でき、燃料の許容設計限界を超えないよう
に設計

同左

なし

－

最終ヒー
トシンクへ
熱を輸送
第五十七条
すること
ができる
設備

最終ヒートシンクである大気へ熱を輸送できる設計

同左

なし

－

計測制御
系統施設

温度・液位等を計測、制御及び監視をできる設計

同左

なし

－

原子炉停
止系統

6式の制御棒及び制御棒駆動系を設
置・4式の制御棒及び制御棒駆動系に
より原子炉を停止
・2式については、後備炉停止系として使用・熱出力の変更
・炉心の変更・後備炉停止系の設置

p.77
～
p.78
・
p.81

原子炉格
納施設

事故時の放射性物質の閉じ込め及び放出低減として、原子炉格納容器
及び非常用ガス処理装置を設ける
設計

同左

なし

－

第五十八条

第五十九条

第六十条

新規制基準対応追加の措置等詳細30

高速実験炉「常陽」の新規制基準対応（追加措置が必要な項目）

Ⅲ安全対策

追加措置が必要な項目（条）
新増設等計画対象設備

3
地
盤

4
地
震

6
竜
巻

落
雷

火
山

森
林
火
災

8
火
災

9
溢
水

11
安
全
避
難
通
路
等

19
反
応
度
制
御
系
統

30＊2
通
信
連
絡
設
備
等

32
炉
心
等

50
原
子
炉
制
御
室
等

53＊2
B
D
B
A

59
原
子
炉
停
止
系
統

熱出力の変更＊1○○○

原子炉本体（炉心）の変更

○

○

○
○

後備炉停止系の設置○

中央制御室外原子炉停止盤の設置

制御棒連続引抜き阻止インターロックの設置○

後備炉停止系用論理回路の設置○

１次アルゴンガス系への安全板の設置（断熱材
及びヒートシンク材の配備を含む。）○

新増設等計画対象設備に該当しないが、追加の措置を実施するもの

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

＊1 第18条（安全保護回路）において、スクラム設定値を変更。
＊2 第30条（通信連絡設備等）及び第53条（多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止）に係る説明は、「Ⅳ 想定する事故及び事故発生時の安全対策（事故対策）」を参照。

31

基準地震動の策定（１/5）

Ⅲ安全対策

敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
内陸地殻内地震

プレート間地震

震源を特定せず策定する地震動

海洋プレート内地震

地域性を考慮する
地震動

全国共通に考慮すべき
地震動

敷地周辺の考慮すべき断層の抽出

検討用地震の選定

・標準応答スペクトル・2004年北海道留萌
支庁南部地震基本震源モデルの設定
不確かさの考慮

応答スペクトル手法

すべて包絡するよう
Ｓｓ－Dを策定

断層モデル手法

一部周期帯で基準地震動Ｓｓ－Ｄを上回るケースを選定（Ｓｓ－１～６）32

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 再掲

基準地震動の策定（2/5）

長さ
（km）

地震
規模
Ｍ

関谷断層

40

7.5

103

深谷断層帯・綾瀬川断層

103

8.2

115

関口－米平リニアメント

6

6.8※１

49

竪破山リニアメント

4

6.8※１

45

宮田町リニアメント

1

6.8※１

42

吾国山断層

6

6.8※１

35

Ｆ８断層

26

7.2

36

Ｆ１１断層

5

6.8※１

60

Ｆ１６断層

26

7.2

39

Ａ－１背斜

19

7.0

31

棚倉破砕帯西縁断層～同東縁付近の推
定活断層

42

7.5

55

Ｆ１断層～北方陸域の断層～塩ノ平地震
断層

58

7.8

56

Ｆ３断層～Ｆ４断層

17

6.9

12

地震名

棚倉破砕帯東縁付近の推定活断層
塩ノ平地震断層
湯ノ岳断層
北方陸域の断層
F11断層

関谷断層

F1断層
関口－米平リニアメント
竪破山リニアメント
宮田町リニアメント

棚倉破砕帯西縁断層（の一部）
中染付近、西染付近のリニアメント

F8断層
A-1背斜
吾国山断層
大洗研究所
F16断層
30km
F3断層、F4断層
深谷断層帯・
綾瀬川断層

Ⅲ安全対策

等価
震源距離

100km

考慮対象の断層位置図（大洗研究所敷地内には将来活動する可能性のある断層等の存在は認められない）※1 長さの短い断層については、敷地周辺における震源と活断層とを関連付けることが困難なため、地震の最大規模を考慮して、
M6.8として評価する。

33

基準地震動の策定（3/5）● 敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

Ⅲ安全対策

修正箇所（以降のページも同様）

活断層調査結果や地震発生状況等を考慮し、内陸地殻内地震、プレート間地
震及び海洋プレート内地震について、検討用地震を選定して地震動を評価した。
地震発生様式
内陸地殻内
地震

検討用地震
F1断層～北方陸域の断層～塩ノ平地震断層による地震（M7.8）
F3断層～F4断層による地震 （M7.0）

プレート間
地震

2011年東北地方太平洋沖型地震（Mw9.0） ※海洋プレート内地震

中央防災会議（2013） 茨城県南部の地震（M7.3）※プレート間地震として、津波評価で設定した震源（茨城県沖に想定する津波波源）による地震も評価しており、「2011年東北地方太平洋沖型地震」が敷地での地震動として最も大きくなる。

2011年東北地方太平洋沖型地震● 震源を特定せず策定する地震動試験研究炉規則等に基づき、地域性を考慮する地震動と全国共通に考慮すべき地震動を評価した。
震源を特定せず策定する地震動
地域性を考慮する
地震動

全国共通に考慮すべき地震動

2008年岩手・宮城内陸地震

F1断層～北方陸域の断層～塩ノ平地震断層による地震
F3断層～F4断層による地震
中央防災会議（2013）茨城県南部の地震

2000年鳥取県西部地震
2004年北海道留萌支庁南部地震
標準応答スペクトル※※ 2021年4月規則改正により追加された標準応答スペクトル。
［HTTR許可（2020年6月）以降に追加］

検討用地震の断層モデル図

34

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

基準地震動の策定（4/5）■敷地ごとに震源を特定して策定する地震動■震源を特定せず策定する地震動

プレート間地震

海洋プレート内地震【検討用地震の選定】【検討用地震の選定】【検討用地震の選定】【検討用地震の選定】

2011年東北地方太平洋沖型地震（Mw9.0）

中央防災会議 茨城県南部の地震（Mw7.3）

Ｆ１断層～北方陸域の断層～
塩ノ平地震断層による地震（M7.8）

Ｆ３断層～Ｆ４断層による地震（M7.0）【基本震源モデルの設定】【基本震源モデルの設定】【基本震源モデルの設定】【基本震源モデルの設定】

強震動予測レシピに基づく震源モデル（Mw9.0）

中央防災会議（2013）等の各
種知見に基づく震源モデル（Mw7.3）

地質調査結果や強震動予測
レシピに基づく震源モデル（M7.8）

地質調査結果や強震動予測
レシピに基づく震源モデル（M7.0）

主な特徴

主な特徴

主な特徴

主な特徴

内陸地殻内地震・既往最大である2011年東北地方太平洋沖地 ・想定の基になった中央防災会議（2013）は，・2011年福島県浜通りの地震の知見から，地震 ・地質調査結果を基に評価される地震規模（地震と同様のMw9.0を想定している。
フィリピン海プレートに関する最新知見を踏ま発生層の上端深さを3kmと設定している。下端 震モーメント6.45×1018Nm）に対して，内陸地
えたものであり，1855年安政江戸地震の再現 深さについては保守的に18kmとし，断層幅を
殻内地震のスケーリング則を踏まえ，保守的・巨大プレート間地震に対して適用性を確認しモデル（応力降下量52MPa）に2割程度保守より厚く想定している。
に地震規模を嵩上げ（地震モーメントた強震動予測レシピに基づきパラメータを設性を考慮（応力降下量62MPa）している。
7.50×1018Nm ）している。
定している。
・断層傾斜角については，Ｆ１断層における音・フィリピン海プレートの厚さが20km以上となる
波探査結果や2011年福島県浜通りの地震の ・破壊開始点の設定にあたっては，断層下端及・基本震源モデルによる評価結果は，東北地方
領域のうち，敷地に近い位置に想定している。 震源インバージョンモデルでの傾斜角を参考
びアスペリティ下端に複数設定し，敷地の地
太平洋沖地震における敷地観測記録と良く対に西傾斜60度としている。
震動への影響を踏まえて選定している。なお，
応していることを確認している。
断層が敷地に近く，破壊開始点の影響が大き
・断層全長約58kmを南部と北部に区分けするいことから，基本震源モデル並びに不確かさ際，リニアメントが判読されない区間をＦ１断層を考慮したモデルの各検討ケースに応じて破側に含め，これらを合わせて一つの区間とす
壊開始点を選定している。
ることで敷地に近い南部区間に配置するアス
ペリティの地震モーメントや短周期レベルを大きくし，安全側の設定としている。

【不確かさの考慮】【不確かさの考慮】

・SMGA位置の不確かさ

・断層傾斜角の不確かさ

・短周期レベルの不確かさ

・短周期レベルの不確かさ（過去に発生した地震の位置→敷地最短）（90度→敷地に向く角度＋すべりの方向）（2007年新潟県中越沖地震の知見を踏まえ基本震源モデルの1.5倍を考慮）（2007年新潟県中越沖地震の知見を踏まえ基本震源モデルの1.5倍を考慮）

・短周期レベルの不確かさ

・アスペリティ位置の不確かさ（宮城県沖で発生する地震の短周期励起特性を概ねカバーするレベルとして基本震源モデルの1.5倍を考慮）（海洋マントル上端→海洋地殻上端）

・断層傾斜角の不確かさ

・断層傾斜角の不確かさ

・応力降下量の不確かさ（2011年福島県浜通りの地震の震源域での余震分布の形状を考慮し，傾斜角45度を考慮）（強震動予測レシピを踏まえ，傾斜角45度を考慮）

・SMGA位置と短周期レベルの不確かさの重畳（62MPa→77MPa）

・地震規模の不確かさ（Mw7.3→Mw7.4）

Ⅲ安全対策【不確かさの考慮】

・アスペリティ位置の不確かさ（端部1マス離隔あり→端部1マス離隔なし）次頁へ【不確かさの考慮】

地域性を考慮する地震動
2008年岩手・宮城内陸地震及び2000年鳥取県西部地震について、地質・地質構造、変動地
形、火山フロント、地震地体構
造、応力場等を整理し、震源域と敷地近傍の特徴には類似性がないことから、対象外とする。

全国共通に考慮すべき地震動
2004年北海道留萌支庁南部地震（K-NET港町）に保守性を考慮した地震動を設定
標準応答スペクトルについて、乱数位相及び実位相による検討を行い、地震動の応答ス
ペクトル及び継続時間の比較
から乱数位相による検討結果を選定↑［HTTR許可（2020年6月）以降に追加］

・アスペリティ位置の不確かさ（震源として考慮する活断層のうち，主体的なF3断層部に設定→F4b-1断層部に配置されるように設定）

次頁へ

35

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

基準地震動の策定（5/5）■敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

Ⅲ安全対策■震源を特定せず策定する地震動

プレート間地震

海洋プレート内地震

内陸地殻内地震【応答スペクトル手法】【応答スペクトル手法】【応答スペクトル手法】【応答スペクトル手法】

敷地における2011年東北地
方太平洋沖地震の解放基盤
波を包絡し，断層モデル手法の評価結果を補完した応答ス
ペクトルを設定

Noda et al.(2002)による手法に補正係数を考慮

Noda et al.(2002)による手法に補正係数を考慮

Noda et al.(2002)による手法に加え，その他の距離減衰式
を考慮【断層モデル手法】【断層モデル手法】【断層モデル手法】【断層モデル手法】

経験的グリーン関数法による評価

統計的グリーン関数法による評価

経験的グリーン関数法による評価

統計的グリーン関数法による評価

応答スペクトル手法による基準地震動

断層モデル手法による基準地震動

・応答スペクトル手法によるプレート間地震，海洋プレート内地震，内陸地殻内地震の地震動評価結果をすべて包絡するようＳｓ－Dを策定
・模擬地震波の作成においてはプレート間地震である
2011年東北地方太平洋沖型地震を考慮した振幅包絡線を作成し，継続時間をより長く設定

断層モデル手法によるプレート間地震，海洋プレート内
地震，内陸地殻内地震の地震動評価結果のうち，一部
周期帯で基準地震動Ｓｓ－Ｄを上回るケースを選定

2004年北海道留萌支庁南部地震（K-NET港町）に保守性を考慮した地震動、標準応答ス
ペクトルを考慮した地震動のうち、一部周期帯で基準地震動
Ｓｓ－Ｄを上回るケースを選定■基準地震動Ｓｓの策定
Ｓｓ－D 応答スペクトル手法による基準地震動
Ｓｓ－１ F３断層～F４断層による地震（M7.0）（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点１）
Ｓｓ－２ F３断層～F４断層による地震（M7.0）（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点２）
Ｓｓ－３ F３断層～F４断層による地震（M7.0）（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点３）
Ｓｓ－４ F３断層～F４断層による地震（M7.0）（断層傾斜角の不確かさ，破壊開始点３）
Ｓｓ－５ 2011年東北地方太平洋沖型地震（Mw9.0）（SMGA位置と短周期レベルの不確かさの重畳）
Ｓｓ－６ 標準応答スペクトルを考慮した地震動← ［HTTR許可（2020年6月）で策定済］← ［HTTR許可（2020年6月）以降に追加］

36

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

基準地震動の策定（応答スペクトル）
基準地震動として７波を設定③基準地震動Ss(cm/s)

50

200
100

速

(c
m/
s )2

50
0

10
00

0
50

10
0

00
10

100

50

2

50

0.
1

0
10

20
速

速

(cm/s)

0
20

0.
1

50

50

0.
1

20
度

10
0.
01
5

(h=0.05)

20
0

20
0

10
0
50

0.
1

20
度

00
20 200

200

(c
m)

)
10
/s
m
1 (c
(h=0.05)
2

20
00

500

10

100

100
50

1000

10
0

500

(h=0.05)
50
0

500

1

20
0

20
00

1

1000

200

(c 10
m)

(c

1000

10
00

m/
s )2

500

(c
m)

(h=0.05)
50
0

1

20
00

10

10
00

(c

(c
m)

m/
s )2

【大洗研】[pSv90]新・基準地震動Ss-D
V（HTTR版、500）.wazSs－D
基 準 地応答スペクトル手法による基準地震動
震動Ｓｓ－Ｄ【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR1UD（474）.waz
Ss－1
Ｆ3断層～Ｆ4断層による地震（短周期レベルの不確かさ、破壊開始点1）
基
準
地
震
動
Ｓ
ｓ
【大洗研】[pSv90]新・基準地震動Ss-DV（HTTR版、500）.waz【大洗研】[pSv90]新・基準地震動Ss-DH（HTTR版、700）.waz － １【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR1UD（474）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR2UD（436）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR1EW（711）.wazSs－2
基 準 地Ｆ3断層～Ｆ4断層による地震（短周期レベルの不確かさ、破壊開始点2）
震動Ｓｓ－２【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR2UD（436）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR2EW（761）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR3UD（543）.waz
Ss－3
Ｆ3断層～Ｆ4断層による地震（短周期レベルの不確かさ、破壊開始点3）
基準地震動Ｓｓ－３【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR3UD（543）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR3EW（850）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR4UD（405）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR4UD（405）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR4EW（630）.wazSs－4
基 準 地Ｆ3断層～Ｆ4断層による地震（断層傾斜角の不確かさ、破壊開始点3）
震動Ｓｓ－４【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-PBUD（402）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-PBEW（513）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-PBU
D（402）.wazSs－5
2011年東北地方太平洋沖型地震（SMGA位置と短周期レベルの不確かさの重畳）
基準地震動Ｓｓ－５
Ss_鉛直_M7_X10_4.ACC_G_Vp=5750_d=2981_pSv90.waz
M7_X10_水平_536.ACC_G_Vs=3052_d=2981_Sv90.waz【大洗研】 読替モデル
Ss－6
基 準乱数9901条件変更_鉛直_解放基盤Sv90_2804.waz
地標準応答スペクトルを考慮した地震動
震動Ｓｓ－６【大洗研】[pSv90]新・基準地震動Ss-DH（HTTR版、700）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR1NS（973）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR2NS（835）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR3NS（948）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-CR4NS（740）.waz【大洗研】[Sv90]新・基準地震動Ss-PBNS（670）.waz
M7_X10_水平_536.ACC_G_Vs=3052_d=2981_Sv90.waz

1000

Ⅲ安全対策

10

度
(cm/s)

0.
01
5

10

50

0.
01
5

2

2

1

1

0.5

0.5

0.
01 0.2

0.2

20
1

速

0.5

度

10

(cm/s)

5

0.2
0.1
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

周 期(s)

1

2

5

10

2

NS成分
1

0.1
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

5

10

0.1
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

周 期(s)

周 期(s)

EW成分

UD成分

1

2

5

10

37

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

基準地震動の策定（最大加速度）

Ⅲ安全対策④基準地震動Ssの加速度時刻歴波形
最大加速度（cm/s2）

基準地震動

NS成分

EW成分

Sｓ-D

700

700

1000

UD成分

応答スペクトル手法による基準地震動

500

0

0

-500

-500
-1000

-1000
0

50

100

150

Sｓ-１

0

0

0

-500

-500

-1000

Sｓ-２

150

0
-500

-1000
100

850

850

0
-500

-1000
100

150

740

740

50

100

150

0

0

0

0

-500

-500

-1000
100

670

150

670

50

100

513

1000

150

0

200

513

0

0

0

-500

-500

-1000
50

100

150

50

100

150

0

200

加速度(cm/s 2)

0
-500
-1000
100

150

時間(s)
図 グラフ 2 - M7_X10_水平_536.ACC_G_Vs=3052_d=2981_.waz

200

50

150

200

150

200

150

200

402

100

591

591

1000

50

100

-1000
0

500

0

50

402

827

827

1000

加速度(cm/s 2)

200

200

500

-500
0

150

405

1000

500

500

100

-1000
0

200

50

500

-500
50

200

543

405

1000

500

-1000

※表中のグラフは各基準地震動Ssの加速度時刻歴波形（縦軸：加速度[cm/s2]，横軸：時間[s]）

200

630

630

1000

500

100

-1000
0

200

50

500

0

50

150

436

543

1000

-500

1000

標準応答スペクトルを考慮した地震動

0

200

0

0

Sｓ-６

150

-500

-1000

Sｓ-５

100

500

1000

2011年東北地方太平洋沖型地震（SMGA位置と短周期レベルの不確かさの重畳）

50

1000

500

200

-1000
0

200

948

948

1000

150

100

500

0

50

50

436

1000

-500

0

Sｓ-４

761

761

0

200

0

-1000

F３断層～F４断層による地震（断層傾斜角の不確かさ，破壊開始点３）

150

-500
0

F３断層～F４断層による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点３）

100

500

-1000

Sｓ-３

50

1000

500

150

-1000
0

200

835

835

1000

F３断層～F４断層による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点２）

100

200

500

-500
-1000

150

474

1000

500

50

100

474

711

1000

500

0

50

711

973

1000

0

200

973
F３断層～F４断層による地震（短周期レベルの不確かさ，破壊開始点１）

500

500

1000

500

500
0
-500
-1000

0

50

100

時間(s)
図 グラフ 2 - Ss_鉛直_M7_X10_4.ACC_G_Vp=5750_d=2981_.waz38

安全対策（第３条 地盤）

Ⅲ安全対策

地盤の安定性の評価方法
・「基礎地盤及び周辺斜面の安定性評価に係る審査ガイド」に基づき、2次元FEM解析により地盤応力を算出
し、基準地震動Ssに対して基礎地盤のすべり安全率が評価基準値1.5を上回ることを確認する。
・すべり安全率は基礎地盤を通るすべり線上の抵抗力を滑動力で除して算出する。
・すべり安全率が評価基準値1.5を下回る場合、評価基準値を満足するよう、すべり対策（地盤改良）を検討
する。

評価開始
原子炉建物及び原子炉附属建物

主冷却機建物

基準地震動Ssによる動的解析（地盤改良前）すべり線

すべり安全率の算出

基準地震動Ssによる動的解析（地盤改良後）地盤

基礎地盤を通るすべり線（2次元FEM解析 断面図）

すべり安全率 =

すべり線上の抵抗力≧ 1.5
すべり線上の滑動力

評価基準値
1.5以上

Yes

評価終了

No
すべり安全率の算出（評価基準値1.5以上の確認）

評価終了

基礎地盤のすべり安全率の評価のフロー

39

安全対策（第３条 地盤）

Ⅲ安全対策

地震に対する地盤の安定性の確認•

原子炉建物及び原子炉附属建物並びに主冷却機建物について、地盤の支持性能を確認するため、
基準地震動Ssに対する地盤の安定性評価を実施した。

•

原子炉建物及び原子炉附属建物は、最小すべり安全率が1.8である。

•

主冷却機建物は、最小すべり安全率が1.3である。

主冷却機建物の東西断面（C-C’断面）において最小すべり安全率が評価基準値1.5を下回ることから、地盤改良によるすべり安全率の向上を行う。
すべり安全率の評価結果（地盤改良前）
断面
A

原子炉建物及び原子炉附属建物

凡 例
断面位置

A-A’

地震動※1

すべり
安全率※2

Ss-D
（＋, －）

1.9［46.63］25°

Ss-D（＋, －）

1.8［46.67］25°

Ss-D（＋, －）

1.3［22.78］

想定すべり線形状
主冷却機建物

25°

25°

対象施設

原子炉建物及び原子炉附属建物

B

B’
C’

C

原子炉建物及び原子炉附属建物

B-B’

25°

主冷却機建物A’

解析断面位置

主冷却機建物

C-C’
地盤
改良前

25°

※1 （＋, ＋）位相反転なし、（－, ＋）水平反転、（＋, －）鉛直反転、（－, －）水平反転かつ鉛直反転※2 地盤強度のばらつき（平均強度－１σ）を考慮した評価結果。
［ ］は発生時刻（秒）を示す。

40

安全対策（第３条 地盤）

Ⅲ安全対策

地盤改良の方針・主冷却機建物におけるすべりに対して十分な安定性を確保するため、深層混合処理工法（高圧噴射撹拌工法）による地盤改良を実施し、東西方向のすべり抵抗を向上させる。
7m

7m
必要改良範囲必要改良範囲

27.5m

平面図

改良地盤
(西側)

主冷却機建物

改良地盤
(東側)

南外壁面

南外壁面

平面図

西外壁面

7m

東外壁面

7m

改良地盤
(西側)

主冷却機建物

T.P.+38.5m(G.L.±0m)
改良地盤上端
T.P.+21.5m(G.L.-17.0m)

改良地盤下端
T.P.+10.3m(G.L.-28.2m)

断面図

掘削範囲（埋戻土）【深層混合処理工法による改良地盤の施工イメージ】
施工では、必要改良範囲以上となるように改良体を配置し、改良体同士の隙間がないようにラップ配置とする。

改良地盤
(東側)
すべり線の例

B

埋戻土

Mm-Sg

Lm

ローム

Is-S1

改良地盤上端
T.P.+23.5m(G.L.-15.0m)

Mu-S1

砂質土

Is-C

Mu-C

粘性土

Is-S2U

Mu-S

砂質土

Is-Sc

改良地盤下端

Mu-S2

砂質土

Is-S2L

埋戻土

Mm-Sg

礫質土

Km
Is-Sg

ローム

Is-S1

砂質土

Ks
Is-S3

砂質土

Is-C

粘性土

Tg

Mu-C

粘性土

Is-S2U

砂質土

Mu-S

砂質土

Is-Sc

砂質土

Mu-S2

砂質土

Is-S2L

砂質土

Is-Sg

礫質土

B

T.P.+10.6m Lm(G.L.-27.9m)Mu-S1

図

断面図 (東西断面)

41安全対策（第３条 地盤）

Ⅲ安全対策

地盤改良の施工42

安全対策（第３条 地盤）

Ⅲ安全対策

地震に対する地盤の安定性の確認（主冷却機建物の地盤改良後）•

主冷却機建物について地盤改良後の地盤の支持性能を確認するため、基準地震動Ssに対する地盤の安定性評価を実施した。

•

主冷却機建物に対し、すべり抵抗力を向上させるため、改良地盤を建物東側及び西側に設置すること
で、最小すべり安全率が1.7となる。

以上より、すべり安全率が評価基準値1.5を上回ることから、十分な支持性能を有することを確認した。

A

凡 例
断面位置
対象施設

原子炉建物及び原子炉附属建物

B

すべり安全率の評価結果（地盤改良後）

B’
C’

C

断面
C-C’
地盤
改良後

解析断面位置 A’
7m

7m

改良地盤
(西側)

地震動※1

すべり
安全率※2

Ss-D
（＋, －）

1.7［46.63］

主冷却機建物

主冷却機建物C

想定すべり線形状

掘削範囲（埋戻土）

C'
改良地盤
(東側)
すべり線の例

25°

60°※1 （＋, ＋）位相反転なし、（－, ＋）水平反転、（＋, －）鉛直反転、（－, －）水平反転かつ鉛直反転※2 地盤強度のばらつき（平均強度－１σ）を考慮した評価結果。
［ ］は発生時刻（秒）を示す。

主冷却機建物

主冷却機建物（東西断面（C-C’断面）地盤改良後）

43

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

耐震設計の基本方針（１） 耐震重要度に応じて、Ｓクラス、Ｂクラス及びＣクラスの耐震重要度分類に分類する。なお、設計にあっては、水冷却型試験研究炉との構造上の相違（低圧、薄肉、高温構造）を考慮するとともに、耐震重要度分類はその設計の特徴を十分踏まえて行うものとする。また、耐震重要施設は、Ｓクラスの施設とする。
（２） 原子炉施設は、耐震重要度分類の各クラスに応じて算定する地震力が作用した場合においても、接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
（３） Ｓクラスの施設は、基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できるように設計する。また、弾性設
計用地震動による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。なお、静的地震力は、水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。動的地震力は、水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（４） Ｂクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。また、共振のおそれのある施設については、その影響についての検討を行う。その場合、検討に用いる地震動は、弾性設計
用地震動に1/2を乗じたものとする。なお、当該地震動による地震力は、水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
（５） Ｃクラスの施設は、静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えるように設計する。
（６） 耐震重要施設が、耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって、その安全機能を損なわないように設計する。
地震検出計

原子炉保護系（スクラム）の作動項目である「地震」について、必要な信号を発するため、原子炉施設に地震検出計を設ける。作動設定値を水平150galとし、作動設定値を超える信号を検出した場合に、原子炉を自動的に停止（スクラム）する。地震検出計は、水平全方向の加速度が検出できるものを3台設け、フェイルセーフな回路を構成する。また、地震検出計については、試験及び保守が可能な位置に設置するものとする。

44

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

耐震設計における具体的な検討方法(１） 基準地震動Ssによる入力地震動に基づき、多質点系モデルを用いた原子炉建物及び原子炉附属建物並びに主冷却機建物の地震応答解析を実施する。内包するS
クラスの施設への支持機能及び波及的影響の観点から
建物が終局耐力に対して妥当な安全余裕を有していることを確認する。
（２） 原子炉建物及び原子炉附属建物の基礎板（原子炉格
納容器に連続する基礎スラブ）については、基準地震動
Ssによって生じる地震力に対して応力解析を行い、各部位に発生するひずみが終局点以下であることを確認する。
（３） 機器・配管系の耐震安全性評価の動的解析に用いる
地震力は、建物・構築物の地震応答解析結果より得られる機器・配管系の設置位置における設計用床応答ス
ペクトル、又は加速度時刻歴波形に基づき算定する。 また、機器・配管系の動的解析は、その形状を考慮して、分布質量系、1質点系、多質点系モデル等に置換し、応答を求める。

ページ追加

原子炉建物及び原子炉附属建物の地震応答解析モデルの概要（水平方向）

原
子
炉
建
物

原
子
炉
格
納
容
器

原
子
炉
附
属
建
物

45

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

耐震設計における地震応答解析モデルの妥当性確認•

原子炉建物及び原子炉附属建物並びに主冷却機建物について、耐震設計で用いる応答解
析モデルが妥当であることをシミュレーション結果と過去に観測した地震の記録と比較する
ことで確認した。

•

シミュレーションでは地盤の側面ばねを変更した２モデルを作成し、観測記録と比較した。

確認の結果、側面ばねに水平ばね及び回転ばねを考慮したモデルが観測記録に近く、そのモデルが妥当であることを確認した。

GL[m]
26.70

平成23年（2011年）東北地方太平洋沖地震の本震（3.11地震）での例
13.70

原子炉附属建物（NS方向）

8.50

0.20
-4.30

-12.95-19.45

0

250

500

750

100 0

[cm/s2]

原子炉附属建物

加速度応答スペクトルの比較
ページ追加

NS

最大応答加速度の比較

46

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

地盤改良による建物の応答への影響確認
主冷却機建物の地盤改良前後の建物応答加速度を確認した結果、建物の応答に影響を与えないことを確認した。

主冷却機建物の地盤改良前後の比較（最大応答加速度）

Ss-D（NS方向）
ページ追加

Ss-D（EW方向）

Ss-D（UD方向）
47安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

機器・配管の主な耐震補強箇所○燃料交換機の耐震対策○旋回式天井クレーンの耐震対策

格納容器○補助冷却機の耐震対策（屋外ダクトの交換等）○２次系ダンプタンクの耐震対策(耐震サポー
ト追加)

主冷却機建物○２次系配管サポート耐震補強（配管支持装置の交換・追加）

原子炉建物
原子炉附属建物○１次系配管サポート耐震補強（配管支持装置の交換・追加）

48

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策「常陽」における耐震設計上の特徴

ナトリウムを内包する配管は、原子炉運転時及び原子炉停止時の温度変化が大きいことを踏まえ、配管には、支持装置として、熱変形を許容し、地震による変位を拘束する防振器等を設置
耐震設計及び工事の方針
１次系のばね防振器からメカニカル防振器への変更、メカニカル防振器の容量アップ・増設、２次系の防振器の容量アップ・増設により耐震性を強化する。
ナトリウム配管の耐震工事では、現場調査を通じて周辺状況を把握し、干渉物対策、ヒータ・保温材等の改造、既設架台の使用可否、変更・増設などを検討し、工事方法を策定

準拠する基準及び規格(1) 試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準（文部科学省科学技術・学術政策局）(2) 研究開発段階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の解釈 別紙1 ナトリ
ウム冷却型高速炉に関する構造等の技術基準の付録1 高速原型炉第1 種機器の高温構造
設計指針及び付録2 高速原型炉高温構造設計指針 材料強度基準等(原子力規制委員会)(3) 発電用原子力設備規格 設計・建設規格((社)日本機械学会)(4) 日本産業規格（JIS）(5) 原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601（(社)日本電気協会）(6) 原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編 JEAG4601（(社)日本電気協会）(7) 鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（(社)日本建築学会）(8) 原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（(社)日本建築学会）(9) 鋼構造設計規準（(社)日本建築学会）(10) 建築基礎構造設計指針((社)日本建築学会)(11) 各種合成構造設計指針・同解説（(社)日本建築学会）(12) 煙突構造設計指針（(社)日本建築学会）(13) 鋼構造座屈設計指針（(社)日本建築学会）(14) 鋼構造接合部設計指針（(社)日本建築学会）(15) 鋼構造塑性設計指針（(社)日本建築学会）

１次主冷却系の配管

49

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

ナトリウム配管の耐震工事の検討例
・耐震評価の結果、該当するクラスの要求を満たさない配管に対して配管支持装置の交換及び追加を実施
対策例(1)：ばね防振器から、より防振力の高いメカニカル防振器に交換し、振動の拘束力をアップ
対策例(2)：メカニカル防振器を追加し、振動による配管応力を低減※写真は対策前（現状）を示す。
ばね防振器

保温材：撤去/復旧

V33-4

1次ｵｰﾊﾞﾌﾛｰ配管

架構

ばね防振器

1次ﾅﾄﾘｳﾑ充填ﾄﾞﾚﾝ系配管
温度計：移設装置の取合寸法が確保できないため、既設架台を改造対策例(1)ばね防振器からメカニカル防振器への交換①

保温材：改造ヒータケーブル：移設対策例(1)ばね防振器からメカニカル防振器への交換②
保温材：改造電線管ルート変更・サポート変更

1次ｵｰﾊﾞﾌﾛｰ配管
1次ﾅﾄﾘｳﾑ純化系配管

保温材：改造

架構追加

メカニカル防振器追加

メカニカル防振器追加
パット追加

対策例(2)メカニカル防振器の追加①対策例(2)メカニカル防振器の追加②50

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

１次系ナトリウム配管の補強（補強追加の代表例）
１次ナトリウム充填・ドレン系配管（１次主配管(原子炉容器～主中間熱交換器B)用の充填・ドレン配管）：ばね防振器からメカニカル防振器に交換（既設のうち10台を交換）

51

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）
２次系ナトリウム配管の補強（補強追加の代表例）
２次ナトリウム純化系配管(2次主配管～ダンプタンク)

干渉物(電線管)の一時撤去・復旧

Ⅲ安全対策

予熱ヒータ改造
保温改造

防振器の
容量アップ

防振器の容量アップ（油圧防振器→メカニカル防振器）（サポート改造、予熱ヒータ・保温材の改造を含む）

２次ナトリウム純化系配管：防振器追加（10台追加）：防振器容量アップ（既設のうち25台を交換）※図に示す配管に接続される純化系配管の対策数を含む

メカニカル防振器を追加
防振器の追加（メカニカル防振器）（サポート追設、予熱ヒータ・保温材の改造を含む）

52

安全対策（第４条 地震による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

原子炉格納容器内の機器の耐震対策
集電塔

副トロリ架台

旋回式天井クレーン

燃料交換機
架台

燃料交換機

原子炉容器上部

原子炉格納容器

燃料交換機の耐震対策
・架台部を強度アップしたものに交換

旋回式天井クレーンの耐震対策
・クレーン給電用の集電塔を強度不足のため撤去（集電塔が不要の給電方式に変更）
・副トロリ架台を強度アップしたものに交換
53

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

津波評価（1/2）

Ⅲ安全対策

・「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の解釈（第５条）を踏まえ、津波評価を以下のとおり実施。

■津波波源の設定

プレート間地震

海洋プレート内地震

海域の活断層による
地殻内地震

陸上及び海底での地すべり、斜面崩壊

文献調査

文献調査

• 東北地方太平洋沖型の津波波源• 茨城県沖から房総沖に想定する津波波源• 三陸沖北部から房総沖の海溝寄りに想定する正断層型の津波波源

文献調査
地球物理学的調査等

文献調査
変動地形学的調査等

敷地前面海域の活断層に想定する津波波源• F1断層～北方陸域の断層～塩ノ平地震断層の同時活動• F3断層～F4断層の同時活動• F8断層• F11断層• F16断層・敷地周辺に地すべり地形及び斜面崩壊の可能性のある地形は認められない
・ハワイ付近の海底地すべりの影響は小さい

最大の津波高さとなる津波波源■津波評価■津波の到達可能性の評価【地震以外に起因する津波の評価】【地震に起因する津波の評価】■津波の発生要因の選定

波源モデルの設定

波源モデルの設定

波源モデルの設定

数値計算

数値計算

簡易式

津波高さ

津波高さ

推定津波高

施設への津波の遡上評価
立地上の余裕に対する検討

施設の立地上、遡上した津波が施設に到達しない
ことから、津波に対する設計は考慮する必要がない。

火山現象

文献調査
・敷地周辺に火山は認められない・海底火山（プチス
ポット）の影響は小さい

敷地への影響はない

確認

行政機関の評価• 東北地方太平洋沖型の津波波源• 延宝房総沖の津波波源

54

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

津波評価（2/2）

Ⅲ安全対策

・最大の津波高さとなるプレート間地震「茨城県沖から房総沖に想定する津波波源」 ※の設定を以下に示す。
【設定フロー】※地震動評価で設定した震源（2011年東北地方太平洋沖型地震）による津波も評価しており、「茨城県沖から房総沖に想定する津波波源」が敷地前面での津波高さとして最も大きくなる。

【設定根拠】

波源モデルの設定

茨城県沖から房総沖に設定

波源領域（断層面積：Ｓ）の設定
平均応力降下量：⊿σの設定

Ｍ７～Ｍ９クラスの地震の応力降下量のばらつきを考慮（内閣府（2012），
Murotani et al.（2013））

剛性率：μの設定

2011年東北地方太平洋沖地震の再現
モデルの剛性率を設定

平均すべり量：Ｄの算定

地震の規模に関するスケーリング則と地震モーメントの定義式から算定

すべり量（超大すべり域、大すべり域、
背景領域）の設定

保守的に大すべり域及び超大すべり
域のすべり量を割り増し

三陸沖中部

宮城県沖

三
陸
沖
南
海部
溝
寄
り

福島県沖

茨城県沖

パラメータ※1
断層面積：S
平均応力降下量：⊿σ
剛性率：μモーメントマグニチュード：Mw

設定値

パラメータ

53,684 km2
3.0 MPa

超大す
べり域

4.7×1010 N/m2
8.7

平均すべり量：Ｄ

6.1 m

地震モーメント：M0

1.5×1022 Nm※1：行政機関による既往評価で比較できるパラメータ（地震規模Mw、すべり量等）も参考にして特性化波源モ
デルを設定

大すべ
り域

背景領
域

設定値

すべり量

24.3 m

面積比率（断層面積）

全体面積の5%（2,659 km2）※2

すべり量

12.1 m

面積比率（断層面積）

全体面積の15%（8,231km2）※2

すべり量

3.8 m

面積比率
（断層面積）

全体面積の80%（42,794 km2）※2※2 断層面積は右図の特性化波源モデル値
ただし、超大すべり域、大すべり域の位置により若干変動する

房総沖※青線は海溝軸

超大すべり域
大すべり域
背景領域

特性化波源モデル（一例）

55

原子力安全対策委員会
令和３年度 第１回
資料１ 一部修正

津波に対する安全性確認
0

2

3

4

5

7

9

12 16

20 (m)

0

敷地前面海岸範囲

1000m

B

海岸線

N
16.9

範囲内最大値「常陽」原子炉施設設置位置（T.P.+約35m～+約40m）

A

T.P.+30m線【津波による影響について】
・津波評価の結果、津波高さ（ T.P.+16.9m ）に、潮位のバラつき（T.P.+0.14m）、高潮による影響（T.P.+0.60m）、波源モデルによる影響（T.P.+0.1m）を考慮した津波（T.P.+17.8m）に対して、原子炉施設の設置高さ（T.P.+約35m～+約40m）は余裕があり、「常陽」原子炉施設に津波が到達しないことを確認
・津波による影響はなく、安全機能を損なわない。また、海からの取水設備が設置されていないことを確認

1

Ⅲ安全対策

「常陽」原子炉施設
津波高さ分布図（プレート間地震：茨城県沖から房総沖に想定する津波波源）

T.P. +約38m
T.P. +30m

余裕（12.2m）
T.P. +17.8m （T.P.+17.74）③断層の破壊伝播現象を考慮した波源モデルによる影響：+0.1m②高潮による影響：+0.60m

高潮ハザード期待値（再現期間100年）+1.44m①潮位のばらつき：+0.14m
朔望平均満潮位：+0.7m「津波高さ分布図」のA-B 断面概略図

T.P. +16.9m
津波評価による敷地前面海岸の津波高さ

56

設計竜巻の策定

Ⅲ安全対策【基準竜巻・設計竜巻の設定】
・日本で過去に発生した竜巻による最大風速VB1 ：92m/s（フジタスケールF3の風速の上限値）
・竜巻検討地域におけるハザード曲線から求まる最大風速VB2：68.1m/s⇒基準竜巻の最大風速VBは、VB1とVB2のうち、大きい方の風速を基準竜巻として設定（最大風速VBは92m/s）
・竜巻影響評価に用いる設計竜巻風速VDは、基準竜巻が周辺地形により増幅される可能性は無いことから92m/sと設定⇒ 耐竜巻設計にあっては安全側に切り上げ、最大風速100 m/sを用いる。
フジタスケール

風速（m/s）

Ｆ０

１７～３２

Ｆ１

３３～４９

Ｆ２

５０～６９

Ｆ３

７０～９２

Ｆ４

９３～１１６Ｆ５

１１７～１４２

竜巻検討地域

最大風速VB1について

年
超
過
確
率
68.1m/s

風速(m/s)

最大風速VB2について－：竜巻検討地域

57

安全対策（第６条 外部事象（竜巻） ）

（

30 ｍ
20
0

評価対象施設の位置

・評価対象施設※1が、設計竜巻の風圧力、気圧差、飛10

排水監視ポンド(Ⅱ)

竜巻に対する防護設計

水モニタ建物Ｎ

点線内の施設は
核燃料物質使用施設

）

Ⅲ安全対策

第二使用済燃料貯蔵建物⑥は、建築基準法に基づく立地地域（大洗町）の基準風速（34m/s）において、その機能を確保できるように設計する。竜巻（100m/s）時に、その機能を担保することは困難であり、防風壁により、冷却塔が通常の環境条件で運転される状況
を整える。

運転
訓練
施設
運 転 管 理 棟
渡り廊下

放射線
管理室

原子炉附属建物

原子炉建物
主冷却機建物

受電エリア

第一使用済燃料貯蔵建物

第二使用済
燃料貯蔵建物

上記のうち、①及び②については地上階に重要安全施設を有する外殻施設であり、設計竜巻による荷重が生じた場合に許容限界以下であることに加え、飛来物の貫通及び裏面剥離評価を実施する。
また、①及び②の開口部のうち、付近に外部からの衝撃による損傷の防止に係る安全施設が位置している箇所については、飛来物の衝突による開口部の鋼板の貫通評価を行う。

メンテナンス台車
レール

主冷却機建物（屋上に主冷却機のうち屋外部分及び非常用ディーゼル電源系に関連する冷却塔を有する）

第 一使 用 済

メンテナンス建物＜安全施設の外殻施設（建物）＞①原子炉建物（格納容器を含む。）及び原子炉附属建物②主冷却機建物③第一使用済燃料貯蔵建物④第二使用済燃料貯蔵建物＜屋外に位置する安全施設＞⑤主冷却機のうち屋外部分（屋外ダクト）⑥非常用ディーゼル電源系に関連する冷却塔⑦主排気筒⑧外周コンクリート壁（原子炉建物と一体となっており、①の評価に含む）

原子炉建物及び原子炉附属建物（主排気筒を含む）

第2図※1：安全機能の重要度分類がクラス１、２、３に属する構築物、系統及び機器を竜巻防護施設とする。このうち、外部からの衝撃による損傷の防止に係る安全施設に該当する構築物、系統及び機器を評価対象施設とする。評価対象施設の選定結果を以下に示す。

原子炉施設全体配置図（参考用）

照 射 装 置組立 検査 施設来物※2の衝突による荷重に耐えるかを確認※2：現地調査結果及び「原子力発電所の竜巻影響評価ガイド」を参考に、鋼製材（135kg、4.2m×0.3m×0.2m）及びコンクリートブロック（初期高さ12.5m）（ 14.3kg、0.39m×0.15m×0.19m ）を設定

58

安全対策（第６条 外部事象（竜巻） ）飛来物による裏面剥離、貫通評価結果

設計荷重に対する構造健全性評価結果

評価対象

最大検定比

Ⅲ安全対策

評価結果

評価結果

評価対象

衝突を想定する飛来物※1

裏面剥離

貫通

原子炉建物及び原子炉附属建物壁（外周コンクリート壁を含む）

鋼製材

無

無

原子炉建物及び原子炉附属建物
耐力部材（外周コンクリート壁を含む）

0.029

原子炉建物及び原子炉附属建物 屋根スラブ

0.084※

良

主冷却機建物 耐力部材

0.17

良

原子炉建物及び原子炉附属建物屋根スラブ

鋼製材

有

無

主冷却機建物 屋根スラブ-0. 17※

良

主冷却機建物 壁

鋼製材

有

有

第一使用済燃料貯蔵建物 耐力部材

0.049

良

主冷却機建物 屋根スラブ

鋼製材

有

無

第二使用済燃料貯蔵建物 耐力部材

0.028

良

建物開口部

鋼製材

対象外※2

一部有

主冷却機のうち屋外部分

0.81

良

主冷却機のうち屋外部分

ｺﾝｸﾘｰﾄﾌﾞﾛｯｸ

対象外※2

無

主排気筒

0.84

良

非常用ディーゼル電源系に関連する冷却塔

ｺﾝｸﾘｰﾄﾌﾞﾛｯｸ

対象外※2

有

主排気筒

ｺﾝｸﾘｰﾄﾌﾞﾛｯｸ

対象外※2

無

※正の値は固定荷重、積載荷重（下向きの荷重）の方が大きく、負の値は吹上荷重（上向きの荷重）の方が大きい。

非常用ディーゼル電源系に関連する冷却塔内風速評価結果

当該冷却塔は建築基準法に基づく大洗町の基準風
速である34m/sで機能維持できるように設計する。
周囲に防風壁を設置することで、最大風速100m/sの竜巻が襲来した際の防風壁内の最大風速は28.6m/sまで低減できることを確認した。

良有の箇所のうち、安全施設に影響を及ぼす箇所は防護措置を実施する。
※1：米国原子力規制庁は飛散物（自動車）が約10m（9.14m(30feet)）以下に影響を及ぼすものとしており、設置高さがG.L.+10mを超える場所に位置する評価対象にあっては、屋上に仮想的に設置したコンクリートブロック（14.3㎏／0.39m×0.15m×0.19m）が飛来することを評価し、設計飛来物の衝突荷重として設定した。
なお、地上高さから連続してG.L.+10mを超える位置まで設置されている評価対象については
一律鋼製材の衝突を考慮した。
※2:裏面剥離はコンクリートに衝突した際に生じる現象であり、コンクリート製でないため対象外

59

安全対策（第６条 外部事象（竜巻） ）Ⅲ安全対策

建物の防護措置
安全施設の外殻施設となる建物において、飛来物（鋼製材）の衝突により貫通又は裏面剥離が生じ、内包する安全施設に影響を及ぼす箇所にあっては、アラミド
繊維シートまたは鋼板により、貫通及び裏面剥離を防止する。いずれも樹脂により貼り付け、不燃塗料仕上げとする。

貫通防止対策内閣府が実施した、アラミド繊維シートを活火山における退避壕に用いることを検討した際の試験結果より、鋼板2.7mmとアラミド繊維シート1.4mmが同等の耐貫通性能を有すると判断し、必要な鋼板厚さと同等になるように建物外側にアラミド繊維シート
を複数枚貼り付ける。
建物開口部にあっては、鋼板により開口部の鋼板厚さを追加することで、貫通が生じないように対策する。

建物
内側

建物
外側

アラミド繊維シートによる橋脚補強（一般施設に対する施工例）

裏面剥離防止対策
建物内側にアラミド繊維シートを1枚貼り付ける。

建物
外側
建物
内側

建物
外側

天井面

貫通防止対策

裏面剥離防止対策
原子炉附属建物 キャスクカーエリア天井（見上げた写真）地上高さ13ｍ

60安全対策（第６条 外部事象（落雷） ）Ⅲ安全対策

避雷設備の更新
・屋外に位置する安全施設のうち、建築基準法に基づき高さ20mを超える安全施設に『JIS A 42012003「建築物等の雷保護」の保護レベルⅠ』に適合する避雷設備を設ける。
・避雷設備の接地極として、接地網を布設して設置抵抗の低減を図る。なお、避雷設備については、
2003年にJIS A 4201-1992「建築物等の避雷設備（避雷針）」から改正されたものに更新する。

避雷設備の設置イメージ
対象： 原子炉建物（格納容器を含む。）及び原子炉附属建物
主冷却機建物

避雷設備
保護範囲

主冷却機建物

原子炉建物（格納容器を含む。）及び原子炉附属建物

61

施設に影響を及ぼし得る火山の抽出

Ⅲ安全対策

敷地から半径160kmの範囲の第四紀火山
敷地の地理的領域(半径160km範囲)に位置する第四紀(約258万年前迄)火山として，陸域の31火山が抽出された。
No.

第四紀火山
たかはらやま

1
2

高原山

4

塩原カルデラなすだけ

那須岳
なんたい・にょほう

男体・女峰火山群
かっし

5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15

98

16

甲子
とうのへつり塔のヘつりカルデラ群
すかいさん

皇海山
ふたまたやま二岐山にっこうしらね

日光白根火山群
ねなくさやま

根名草山
すずがたけ

錫ヶ岳
きぬぬま

鬼怒沼
あかぎさん

赤城山
しろうだけ

四郎岳
ぬまのかみやま

沼上山

103

17

108

18

110

19

114

20

115

21

118

22

120

23

120

24

121

25

121

26

125

27

126

28

126

29

127

30
31

[凡例]
△：第四紀火山

半径160km範囲の第四紀火山分布

No.

100km
中野ほか(2013) に基づき作成

第四紀火山
あいづぬのびきやま

会津布引山

敷地からの
距離(km)
127

ひうちがたけ

しおばら

3

敷地からの
距離(km)

燧ヶ岳
あやめだいらアヤメ平
じょうしゅうほたかやま

上州武尊山
はかせやま

博士山
こもちやま

子持山
ならまた

奈良俣カルデラ
おのこやま

小野子山
あだたらやま

安達太良山
すなごはら

砂子原カルデラばんだいさん

磐梯山
はるなさん

榛名山
ささもりやま笹森山
ねこまがたけ猫魔ヶ岳にしからすがわ

西鴉川
ぬまざわ

沼沢

136

136
140
142
144
146
149

153
153
154
154
154
156
157
157

※中野ほか（2013）については，WEB版における2021年6月11日までの火山数の更新を反映しており，以降の中野ほか（2013）についても，同内容を反映している。

62

施設に影響を及ぼし得る火山の抽出

Ⅲ安全対策

将来の活動可能性が否定できない火山の抽出
敷地の地理的領域の第四紀火山(31火山)について、完新世の活動の有無、将来の活動性を検討した結果、施設に影響を及ぼし得る火山として12火山が抽出された。
敷地を中心とする半径160kmの範囲の第四紀火山(31火山)
完新世（1万年前迄）に活動があったか？

なし(21火山)あり(10火山)

高原山
那須岳
男体・女峰火山群
日光白根火山群
赤城山
燧ヶ岳
安達太良山
磐梯山
沼沢
榛名山

【申請時からの変更点】中野ほか（2013）WEB版の更新に伴う変更
・全体の火山数変更：30→31【追加】甲子，西鴉川 【除外】桧和田カルデラ
甲子・西鴉川ともに，将来の活動可能性は十分小さいと評価
・火山名称変更：日光白根山→日光白根火山群①最後の活動終了からの期間が全活動期間より長いか？
【全活動期間＜最後の活動終了からの期間】

長い(18火山)(単成火山など活動期間がごく短い火山も含む)⇒ 将来の活動可能性なし

短い(3火山)塩原カルデラ，塔のへつりカルデラ群，二岐山，会津布引山，根名草山，皇海山，錫ヶ岳，鬼怒沼，
四郎岳，沼上山，博士山，アヤメ平，上州武尊山，
砂子原カルデラ，奈良俣カルデラ，小野子山，甲子，西鴉川

将来の活動可能性のない火山（19火山）②最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長いか？
【最大休止期間＜最後の活動終了からの期間】⇒ 将来の活動可能性なし

短い(2火山)完新世に活動を行った火山（10火山）

長い(1火山)

猫魔ヶ岳

笹森山，子持山

将来の活動可能性が否定できない火山（2火山）

施設に影響を及ぼし得る火山（12火山）

63

火山評価（1/3）

Ⅲ安全対策「原子力発電所の火山影響評価ガイド」に従って、大洗研究所の火山影響評価を実施した。
【立地評価結果】• 施設に影響を及ぼし得る火山として12火山を抽出• 抽出された火山の火山活動に関する個別評価の結果，設計対応不可能な火山事象が施設に影響を及ぼす可能性はないと判断される。
（モニタリング対象外）【影響評価結果】• 施設に影響を及ぼし得る火山事象を抽出した結果，降下火砕物以外に影響評価すべき火山事象はない。
• 降下火砕物に対しては，設計上考慮する層厚を50cm，密度を1.5g/cm3とした。

施設に影響を及ぼし得る火山
合計
12火山

10火山

31火山

21火山

12火山
2火山

19火山

想定する降灰量・層厚50cm・密度1.5g/cm3

影響を及ぼさいないと判断できる

高原山
那須岳
男体・女峰火山群
日光白根火山群
赤城山
燧ヶ岳
子持山
安達太良山
磐梯山
榛名山
笹森山
沼沢

施設に影響を及ぼし得る火山事象
は，降下火砕物のみである。

今回対象外※原子力発電所の火山影響評価ガイド（原子力規制委員会（2019））に加筆

64

火山評価（2/3）

Ⅲ安全対策【火山灰層厚（降下火砕物）の設定】
・降下火砕物の分布状況、降下火砕物シミュレーション結果、文献等から敷地周辺における最大の火山灰層厚である赤城鹿沼テフラを代表例に選定し、50cm(湿潤密度1.5g/cm3)を最大層厚に設定抽出した12火山までの距離
名称

敷地からの
距離(km)

１

高原山

98

２

那須岳

108

３

男体・女峰火山群

110４

日光白根火山群

120

５

赤城山

126

６

燧ケ岳

136

７

子持山

144

８

安達太良山

153

９

磐梯山

154

10

榛名山

154

11

笹森山

154

12

沼沢

157

50cm

赤城鹿沼テフラ（赤城山）の降灰分布

65

火山評価（3/3）

Ⅲ安全対策

大洗研究所敷地内の調査結果
敷地内ボーリング調査結果

JMTR B孔柱状図

露頭<赤城鹿沼テフラの堆積厚さ、粒径>
地点

堆積厚さ
（cm）

粒径
（mm）

常陽 A孔

30

Φ2

JMTR A孔25

Φ2～5

JMTR B孔30

Φ2～5

テフラ分析結果

軽石

敷地内の露頭Ho：普通角閃石
Opx：斜方輝石
Cpx：単斜輝石※含有量が多いものから順に記載（ ）内は含有量が僅少なもの

重鉱物組成※

斜方輝石の
屈折率

角閃石の
屈折率

Ho,Opx1.706-1.711

1.670-1.680

Ho,Opx,(Cpx)1.707-1.710

1.671-1.678

Ag-KP（赤城鹿沼テフラ）
層厚：30～35cm（JMTR B孔）

Ag-KP
（町田・新井(2011)）

ボーリングは、地質及び地震動における解放基盤面の調査のために実施した。その掘削深度は最大200mである。敷地内のボーリングにより採取された試料及び露頭の調査結果を示す。

地表から約95cmの深度にAg-KPが認められ、上面は凹凸を示すが、基底面は比較的水平で平滑な状態で堆積している。

平均最大粒径約3.2mm（上位10個の平均）

66安全対策（第６条 外部事象（火山））Ⅲ安全対策

降下火砕物（火山灰）に対する防護設計
・降下火砕物に対して、「常陽」の安全上の特徴を考慮し「原子炉の緊急停止」「放射性物質の閉じ込め（原子炉冷却材圧力バウンダリ）」「監視」及び「貯蔵(使用済燃料)」の機能を有する安全施設を火山防護施設として防護・上記の火山防護施設を内包する施設が、降下火砕物（火山灰層厚50cm）が堆積しても荷重に耐えることを確認
・建物、機器等は、気中降下火砕物の侵入を防止するように設計

降下火砕物（火山灰）に対する安全対策
・火山の噴火及び降灰予報に係る情報を気象庁等から入手
・降灰が敷地に到達する予想の場合、運転中にあっては、適切に原子炉を停止
・敷地に降灰が確認された場合は、次の対応を講じる。
‐降下火砕物流入防止板の設置‐非常用ディーゼル電源系の起動 （∵閉塞ﾘｽｸの排除）‐不要な換気空調設備の停止‐フィルタ閉塞の監視‐降下火砕物の除去

波及的影響に対する設備対応
・非常用ディーゼル電源系に関連する「冷却塔」及び「排気管」について、仮設の降下火砕物流入防止板の設置或いは排気管出口をベンドにより、空気流路の閉塞を防止

非常用DG電源系に係る排気筒へのベンド追設（案）

非常用ディーゼル電源系の冷却塔における降下火砕物流入防止板等の設置イメージ

67

安全対策（第６条 外部事象（外部火災））

Ⅲ安全対策

外部火災に対する防護設計

外部火災に対する安全対策

・想定される外部火災に対する熱的影響を評価し、消火活動に期待しない場合にあっても、熱的影響評価対象施設※
が、外殻施設又は離隔による防護により、その安全機能を損なわない設計とする。
・熱的影響評価対象施設以外の安全施設は、外部火災により損傷するおそれがある場合に、代替措置や修復等により、安全機能を損なわないものとする。

・森林火災等の熱影響に対し、外殻施設の外殻コンクリート
表面最高温度が、許容温度（コンクリート：200℃）以下であり、安全施設の安全機能を損なわないことを確認※ 安全機能の重要度分類がクラス１、２、３に属する構築物、系統及び機器のうち、外部火災の影響を受けるもの（屋外施設、外殻）評価対象事象
①森林火災②航空機落下

影響評価結果• 想定する森林火災に対して、原子炉施設の外殻コンクリート表面最高温度が約44℃であり、許容温度を超えないことを確認• 想定する航空機落下で発生する火災に対して、原子炉施設の外殻コンクリート
表面最高温度が約97℃であり、許容温度を超えないことを確認③危険物を搭載した車両の火災• 想定する国道を通行するタンクローリーの火災に対して、原子炉施設の外殻コンクリート表面最高温度が約44℃であり、許容温度を超えないことを確認④重畳事象• 森林火災と航空機落下による火災の重畳事象においても、原子炉施設の外殻
コンクリート表面最高温度が約101℃であり、許容温度を超えないことを確認

森林火災+航空機落下・想定される森林火災の延焼防止を目的として、防火帯（防火帯の風上20m内に樹木が存在する場合は約18m、防火帯の風上20m内に樹木が存在しない場合は7m）を設置する
防火帯（幅：7m以上）

18m以上
道路、歩道
（幅：8m）：防火帯：想定する延焼経路

26m以上

北
46m以上

東

延焼防止対策（防火帯）の概略図

68

安全対策（第８条 火災による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

内部火災に対する防護設計

・一般火災（ナトリウム燃焼以外の火災）
原子炉施設の安全性が損なわれないよう、本原子炉施設の安全上の特徴を考慮し、「一般火災の発生防止」、「一般火災の感知及び消火」並びに「一般火災の影響軽減」の三方策を適切に組み合わせる設計とする。
なお、設計にあっては、 「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」及び「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」を必要に応じ、参考にした。
・ナトリウム燃焼
原子炉施設の安全性が損なわれないよう、ナトリウム燃焼の特徴を考慮し、「ナトリウム漏えいの発生防止」、「ナトリウム漏えいの検知・ナトリウム燃焼の感知及びナトリウム燃焼の消火」並びに「ナトリウム燃焼の影響軽減」の三方策のそれぞれを講じる設計とする。
原子炉の運転に影響を及ぼすおそれのある火災（ナトリウムが漏えいした場合に生じるナトリウムの燃焼を含む。）が発生し、当該火災の発生又はナトリウムの漏えいを確認した場合において、原子炉を停止する（手動スクラム）。
火災区域及び火災区画の設定

火災防護対象機器

建物ごとに建物内の全体を火災区域として設定し、建物外に火災防護基準による対策を考慮する火災
防護対象機器等を設置する場合は、当該火災防護
対象機器等を設置する区域を火災区域として設定する。
火災防護基準による対策を考慮する火災防護対象機器等を設置する火災区域は、当該火災防護対象機器等の配置、ナトリウムを内包する配管又は機器の配置、耐火壁の配置、消火設備の配置を考慮し、火災区域を細分化した火災区画を設定する。

安全機能の重要度分類から以下の（１）～（３）の構築物、系統及び機器を火災防護対象機器として選定する。
（１）原子炉を停止し、また、停止状態にある場合は引き続きその状態を維持するための構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。）（２）放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。）（３）使用済燃料貯蔵設備において、使用済燃料の冠水を確保し、冷却機能を維持するための構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。）

69

安全対策（第８条 火災による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

一般火災に対する火災防護対策（一例）「一般火災の発生防止」
・乾式トランス
火災防護対象機器を設置している火災区域の変圧器及び遮断機は、絶縁油等を使用しないことにより火災の発生を防止「一般火災の影響軽減」
ベント管

・ベント管
地下階に設置する燃料油（重油）を貯蔵するタンク内のベーパが建物内に滞留しないようにベントすることで、火災の影響を軽減

ディーゼル発電機
主貯油槽「一般火災の感知及び消火」
ＡＢＣ消火器・ハロン消火設備
・可搬式消火器
火災区画の特徴に応じた適切な消火設備を設置し、火災を早期に消火・防災監視盤
中央制御室に設置した防災監視盤で火災感知器の発報を確認
し、火災を早期に感知

70

安全対策（第８条 火災による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

ケーブル処理室における火災防護対策【主な対策】⚫
⚫
⚫
⚫
⚫
⚫

安全上重要なケーブルを難燃化
安全上重要なケーブルに1時間隔壁（電線管＋耐火シート） ＊1を設置
自動起動の固定式消火設備（ハロン消火設備）＊2を設置
部屋に異なる2種類の火災感知器を設置
火災感知器・固定式消火設備（ハロン消火設備）について、地震時も機能が維持できるよう設計して設置
非安全系のケーブルの火災を早期に感知できるように、光ファイバ温度センサを設置＊1：1時間の耐火能力を有する隔壁をいう。
＊2：固定式消火設備（ハロン消火設
備）は、ケーブル室以外でも、室内の可燃性物質の量が多くなる部屋に設置

71

安全対策（第８条 火災による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

ナトリウム燃焼に対する火災防護対策（一例）「ナトリウム漏えいの発生防止」
配管（外管）「ナトリウム燃焼の影響軽減」

配管（内管）

ナトリウム

窒素ガス

・１次冷却系（二重構造部）

・ナトリウム溜

二重管により内管が破損した場合にあってもナトリウムの漏えいを防止漏えいしたナトリウムは、受樋又は床ライナから連通管を通してナトリウム溜に導かれ、影
響を軽減

保温材

「ナトリウム漏えいの検知・ナトリウム燃焼の感知及びナトリウム燃焼の消火」
金属製シート

保温材

配管

金属製シート
配管

通電式（リボン型）のナトリウム漏えい検出器

特殊化学消火剤

ナトリウム漏えい検出
器により漏えいを検知
ナトリウム燃焼が感知され場合は、特殊化学
消火剤により消火

断面図
予熱ヒータ

・通電式（リボン型）のナトリウム漏えい検出器

・特殊化学消火剤72

安全対策（第８条 火災による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

ナトリウム燃焼に対する火災防護対策（具体例）【主な対策】⚫ １次主冷却系を内包する格納容器（床下）は、鋼製のライナを内張りし、運転時に雰囲気を窒素置換⚫ ２次主冷却系配管に受樋又は床ライナを設けること
で漏えい時にナトリウムを受け止め、連通管によりナトリウム溜へ導く

受樋

連
通
管

堰
ライナ

床ライナ
窒素置換

73

安全対策（第９条 溢水による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

溢水に対する防護設計と安全対策
・原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損、消火系統の作動又は水冷却池のスロッシング等による溢水が生じた場合においても、原子炉を停止でき、放射性物質の閉じ込め機能を維持できるように、また、停止状態にある場合は、引き続きその状態を維持できるように、さらに、水冷却池においては、使用済燃料の冠水を確保し、冷却機能を維持できるように設計
・管理区域内の放射性物質を含む液体があふれ出た場合において、管理区域外へ漏えいしないように設計

・原子炉の運転に影響を及ぼすおそれがある溢水が発生し、これを検知した場合には、運転員の手動スクラム操作により、原子炉を停止する。
（手動スクラム）「常陽」における溢水防護の特徴
・ナトリウムを冷却材として使用する「常陽」では、多くのエリアが、禁水区域に該当する。例えば、多くの安全施設が収納されている格納容器内にあっては、溢水源がなく、溢水により安全機能が損なわれるような事象は発生しない。

・没水、被水及び蒸気の影響評価の観点で考慮すべき溢水源は、補機冷却設備（ディーゼル発電機の冷却水や空調設備の冷却水他）の水、液体廃棄物処理設
備の水、ボイラー設備の蒸気（空調設備用）、ディーゼル発電機やボイラー設備の燃料油に限定される。
・管理区域外への漏えいを防止する観点で考慮すべき溢水源には、液体廃棄物処理設備の水及び使用済燃料貯蔵設備の水冷却池の水が該当する。

溢水防護対象機器
安全機能の重要度分類から以下の（１）～（３）の構築物、系統及び機器を溢水防護対象機器として選定する。
（１）原子炉を停止し、また、停止状態にある場合は引き続きその状態を維持するための構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。）（２）放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。）（３）使用済燃料貯蔵設備において、使用済燃料の冠水を確保し、冷却機能を維持するための構築物、系統及び機器（関連する補機を含む。

• 放射性物質を含む液体を内包する機器及び配管は全て管理区域内に設置• 管理区域の下階は、原則管理区域に設定• 堰や段差等により非管理区域側へ漏えいしない設計
評価対象区画

破損
(溢水源)

溢水防護
対象機器A
評価対象区画外の区
画に は 扉を 通じ て流入しないとして評価

溢水防護
対象機器B

ハッチ、排水目
扉 皿は開口部と
して評価

ハッチ

扉

排水目皿

排水ポンプ
は自動的に
起動

評価対象区画の扉はないもの（開口）とし
て評価

溢水防護
対象機器C
扉

排水設備

P
排水ピット

溢水評価の概要イメージ74

安全対策（第９条 溢水による損傷の防止）

Ⅲ安全対策

使用済燃料貯蔵設備水冷却池のスロッシングによる溢水に係る影響評価
以下の解析条件等により、スロッシングによる溢水を評価

モデル図一例
附属・水冷却池
解析イメージ

解析コード：汎用熱流体解析ソフト“FLUENT”
地震波 ：原子炉附属建物、第一使用済燃料貯蔵建物、第二使用済燃料貯蔵建物の水冷却池におけるSs-D、Ss-1～6を入力とした加速度時刻歴を使用

・ 溢水後、水冷却池液位が、使用済燃料集合体
頂部水位を上回り、使用済燃料の冠水の確保
及び冷却機能を維持できることを確認

空間

水冷却池

・ 水冷却池が位置する区画の出入口に、高さ1m以上の止水板を設置することで、管理区域外への放射性物質を含む水の漏えいを防止

止水板の設置例

75

安全対策（第１１条 安全避難通路等）

Ⅲ安全対策

安全避難通路等の設計方針
・原子炉施設の建物内には、安全避難通路を設けるとともに、その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できるように、誘導灯又は誘導標識を設置
・安全避難通路に設置した避難用の照明については、バッテリー内蔵型とするか、又は非常用ディーゼル電源系若し
くは直流無停電電源系より給電できるものとし、通常の照明用の電源を喪失した場合においても、機能を損なわないように設計・設計基準事故時に事故対応が可能となるよう、常設照明の一部について、非常用ディーゼル電源系より給電できるものとし、さらに、中央制御室の出入口付近にバッテリー内蔵型の可搬型照明を配備

誘導灯

懐中電灯及びヘッドライト（乾電池式又は充電式）

誘導標識

LEDランタン（乾電池式又は充電式）

安全避難通路の設定例

76安全対策（第１９条＊１、第３２条＊２ 、第５９条＊３ ）Ⅲ安全対策＊１：反応度制御系統＊２：炉心等＊３：原子炉停止系統

熱出力の変更の概要
・原子炉本体及び計測制御系統施設の構造並びにこれらの設備を変更し、高速炉燃料材料の開発等のための照射試験に必要な性能を踏まえ、熱出力を100MWとする。

最大過剰反応度 (Δk/k)
燃料集合体最大装荷体数
核分裂性U/Pu最大装荷量
制御棒構成
冷却材温度（原子炉入口／出口）
１次系冷却材流量

MK-Ⅱ炉心（100MW）
0.055
67体
約250 kg
主：6本
370/500 ℃
1,086 t/h

MK-Ⅲ炉心（140MW）
0.045
85体
約270 kg
主：6本
350/500 ℃
1,350 t/h

MK-Ⅳ炉心（100MW）
0.035
79体
約250 kg
主：4本／後備：2本
350/456 ℃
1,350 t/h

77

安全対策（第１９条＊１、第３２条＊２ 、第５９条＊３ ）Ⅲ安全対策＊１：反応度制御系統＊２：炉心等＊３：原子炉停止系統

原子炉本体（炉心）の変更の概要
・炉心の変更において、炉心構成要素の仕様・構造等に変更なし

・ＭＫ－Ⅳ炉心は、予想される全ての運転範囲において、原子炉出力の過渡的変化に対し、燃料集合体の損傷を防止又は緩和するため、燃料温度係数、冷却材温度係数及びナトリウムボイド反応度等を総合した反応度フィードバックが、急速な固有の出力抑制効果を有するとともに、出力振動が発生した場合にあっても、燃料の許容設計限界を超える状態に至らないように十分な減衰特性を持ち、又は出力振動を制御し得るように設計【ＭＫ-Ⅳ炉心の特徴】【主な変更点】⇒ 燃料集合体の最大装荷体数を削減（核分裂性U/Puの最大装荷量はＭＫ-Ⅱ炉心と同等）

・ 炉心の構成（燃料集合体最大装荷体数等を変更）⇒ 最大過剰反応度を削減（燃焼補償及び出力補償に係る反応度を削減）

・ 核設計（核的制限値等を変更）
・ 熱設計（熱的制限値等を変更）※ 原子炉冷却系統施設の変更：無（安全裕度拡大）・ 動特性（上記設計結果を反映）⇒ 後備炉停止系（後備炉停止系用論理回路を含む。）を整備
反応度係数

MK-Ⅲ炉心（140MW）

MK-Ⅳ炉心（100MW）

dk－(0.67～2.5)×10-3 TdT

dk－（1.3～3.3）×10-3 TdT

燃料温度係数－(2.7～4.9)×10-6 Δk/k/℃－（2.2～4.2）×10-6 Δk/k/℃

構造材温度係数－(0.8～1.5)×10-6 Δk/k/℃－（0.8～1.7）×10-6 Δk/k/℃

冷却材温度係数－(6.4～12.0)×10-6 Δk/k/℃－（6.6～12.5）×10-6 Δk/k/℃

炉心支持板温度係数－(1.0～1.6)×10-5 Δk/k/℃－（1.1～1.7）×10-5 Δk/k/℃－(1.3～2.5)×10-2 Δk/k－（1.3～2.5）×10-2 Δk/k

ドップラ係数温度係数（ドップラ効果を除く。）

ナトリウムボイド反応度78安全対策（第５０条 原子炉制御室等）

Ⅲ安全対策

中央制御室外原子炉停止盤の設置
中央制御室外原子炉停止盤には、中央制御室が使用できない場合において、中央制御室以外の場所から、原子炉を停止できるように、
手動スクラムボタンを設置する。当該手動スクラムボタンは、既設回路の手動スクラムボタン（中央制御室）に直列して設置するものとし、どちらの手動スクラムボタンを押した場合にあっても、「手動スクラム」により、原子炉保護系（スクラム）が作動し、原子炉は停止される。
なお、外部電源が利用できない場合には、フェイルセーフの構造及び動作原理から、原子炉保護系が作動し、原子炉は停止されるものとする。
・ 手動スクラムボタンは、施錠管理できる
扉付きの盤内に設置する。
※ 不正な操作の防止／誤操作の防止
・ 手動スクラムボタンには名称を表示する。
また、原子炉施設の状態を正確かつ迅速に把握できるように計器に名称を表示する。盤には、銘板の取付けによる識別を行
い、保守点検における誤操作を防止する設計とする。
・ 耐震クラス：C／安全重要度分類：MS-3（安全停止に関連するもの）

79

安全対策（第５０条 原子炉制御室等）

Ⅲ安全対策

中央制御室外原子炉停止盤は、中央制御室に火災
その他の異常な事態が生じた場合におけるアクセス
ルートを考慮し、中央制御室と隔離された場所に設置する。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

核物質防護情報（管理情報）が含まれているため公開できません。

中央制御室外原子炉停止盤は、 RSP-A及びRSP-Bから構成する。

RSP-A： Ch.6&7指示値及び原子炉出入口温度A指示値を表示
RSP-B： Ch.8指示値及び原子炉出入口温度B指示値を表示
手動スクラムスイッチは、RSP-A、Bのどちらにも設置

80

安全対策（第５９条 原子炉停止系統）

Ⅲ安全対策

後備炉停止系の設置
非常用制御設備として、制御棒及び制御棒駆動系とは独立した後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系（後備炉停止系）を設けるものとし、制御棒及び制御棒駆動系並びに後備炉停止制御棒及び後備炉停止制御棒駆動系は、それぞれの想定される環境条件
及び運転時の状態において、物理的・電気的に分離し、偶発的故障や地震等の自然現象等による共通要因又は従属要因によって同時にその機能が損なわれない設計とし、主炉停止系による原子炉停止が不能の場合でも、原子炉を停止するように設計する。

81

Ⅳ 想定する事故及び事故発生時の安全対策（事故対策）
Ⅳ-ⅰ 想定する事故82想定する事故の考え方
運転時の異常な
過渡変化
AOO

Ⅳ事故対策

原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一の故障若しくは誤動
作又は運転員の単一の誤操作、及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態に至る事象⇒通常運転に復帰できる状態で事象が収束される。

設計基準事故DBA「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生する頻度はまれであるが、原子炉施設の安全設計の観点から想定する必要がある事象⇒炉心の溶融あるいは著しい損傷のおそれがなく、かつ、事象の過程において他の異常状態の原因となるような2次的損傷が生じなく、さらに放射性物質の放散に対する障壁が機能する。

多量の放射性物質等を放出する事故
BDBA

設計基準事故より発生頻度は低いが、敷地周辺の公衆に対して過度の放射線被ばく（実効線量の評価値が発生事故当たり５ミリシーベルトを超えるもの）を与えるおそれのある事故をいう。
事故の想定に当たっては、自然現象等の共通原因となる外部事象や施設の特徴を踏まえた内部事象に起因する多重故障を考慮する。
また、BDBAを超える事象として、大規模な自然災害等の発生を仮想的に想定する。
⇒発生防止及び拡大防止並びに影響緩和のために必要な措置を講じる。 83想定する事故に係る深層防護の考え方

Ⅳ事故対策

84

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の事象選定

Ⅳ事故対策

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の事象選定
・運転時の異常な過渡変化（AOO）及び設計基準事故（DBA）における事象の選定は、「試験炉設置許可基準規則の解釈［1］」に基づき、「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針［2］」等を参考とし、「常陽」の安全上の特徴を踏まえて代表的事象を選定・「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」における「高出力炉」
は、「10MW以上/50MW以下」と定義され、「常陽」の熱出力を下回るため、「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針［3］」を考慮

・さらに、「常陽」がナトリウム冷却型高速炉であることを踏まえ、「高速増殖炉の安全性の評価の考え方［4］」も考慮［1］：試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈、平成25年11月27日 原子力規制委員会決定［2］：水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針、平成3年7月18日 原子力安全委員会決定［3］：発電用軽水型原子炉施設の安全性評価に関する審査指針、平成2年8月30日 原子力安全委員会決定［4］：高速増殖炉の安全性の評価の考え方、昭和55年11月6日 原子力安全委員会決定

85

運転時の異常な過渡変化の事象選定

Ⅳ事故対策

運転時の異常な過渡変化（AOO）における事象の分類
水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針

発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針

高速増殖炉の安全性の評価の考え方「常陽」で想定すべき運転時の異常な過渡変化（分類）

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」において、「原子炉冷却材として使用されるナトリウムは、沸点が高く、そのため低圧でサブクール度が大きい冷却系の設計が可能」であることから、「原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化」を対象としていない（高圧で使用され、また、圧力や温度の変化に対して容易に蒸発する水と取扱いが異なる。）。

「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」に基づき、「原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化」を対象としていない。

ナトリウムの化学変化※ 「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」では、運転時の異常な過渡変化における「ナトリウムの化学変化」として、「蒸気発生器伝熱管からの小漏えい」を例示している。また、「もんじゅ」では、運転時の異常な過渡変化における「ナトリウムの化学変化」として、「蒸気発生器伝熱管からの小漏えい」を想定している。

水・蒸気系を有しないことから対象外と判断した。
「常陽」では、「ナトリウムの化学変化」に近い事象として、設計基準事故として「１次冷却材漏えい事故」を想定しており、その中で漏えいナトリウ
ムによる熱的影響を評価して格納容器の健全性を確認している。

その他必要と認められる運転時の異常な過渡変化※ 「炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化」及び「炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化」に網羅され、対象外と判断

その他原子炉施設の設計により必要と認められる事象

その他原子炉施設の設計により必要と認められる事象

86運転時の異常な過渡変化の事象選定

Ⅳ事故対策

運転時の異常な過渡変化（AOO）における事象選定結果（1/2）
分類

炉心内の
反応度又
は出力分
布の異常
な変化

炉心内の
熱発生又
は熱除去
の異常な
変化

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記載された事象例（PWR）

高速増殖炉の安全性の評価の考え方に記載された事象例（「もんじゅ」と基本的に同じ）「常陽」で想定すべき運転時の異常な過渡変化事象

・原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
・出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
・制御棒の落下及び不整合・原子炉冷却材中のほう素の異常な希釈

・未臨界状態からの制御棒引
抜き
・出力運転中制御棒引抜き
・制御棒落下・未臨界状態からの制御棒の異常な引抜き・出力運転中の制御棒の異常な引抜き・制御棒落下軽水炉や「もんじゅ」では、原子炉出力制御装置（出力自動制御装置）を有しており、制御棒が落下した際に低下した原子炉出力を補償するために生じる制御棒自動引抜きを対象としている。
「常陽」は、原子炉出力制御装置（出力自動制御装置）を有しな
いため、「制御棒落下」が生じた場合に、低下した原子炉出力の補償を目的とした制御棒自動引抜きが生じることはない。また、低下した出力で安定するのみであり、燃料健全性等への有意な影響はないため、対象外と判断した。

・原子炉冷却材流量の部分喪失・原子炉冷却材系の停止ルー
プの誤起動
・外部電源喪失
・主給水流量喪失
・蒸気負荷の異常な増加
・２次冷却系の異常な減圧・蒸気発生器への過剰給水

・１次冷却材流量増大
・１次冷却材流量減少
・外部電源喪失
・２次冷却材流量増大
・２次冷却材流量減少
・主給水流量増大
・主給水流量減少
・負荷喪失

・１次冷却材流量増大
・１次冷却材流量減少
・外部電源喪失
・２次冷却材流量増大
・２次冷却材流量減少
・主冷却器空気流量の増
大・主冷却器空気流量の減
少・負荷喪失「常陽」は、タービンを有しないため、「負荷喪失」は対象外と判断した。
「負荷喪失」に近いプラントの挙動としては、除熱能力が不足する挙動に着目し、「主冷却器空気流量の減少」で代表できる。

「常陽」における事象選定の考え方

・主給水流量増大、主給水流量減少「常陽」では水・蒸気系を有しないことを踏まえ、「主給水流量」を「主冷却器空気流量」に置き換えた事象を想定した。
・原子炉冷却材流量の部分喪失、原子炉冷却材系の停止ルー
プの誤起動「常陽」では原子炉冷却材バウンダリとの境界を構成する充填・ドレン系の弁は、手動操作により開閉されるものであり、電気的な要因による誤「開」が生じることはない。
また、原子炉運転中は、当該弁周辺のヒータを「切」とし、ナトリ
ウムをフリーズ（凝固）させる運用としており、機械的な誤「開」の発生も防止される。

87

運転時の異常な過渡変化の事象選定

Ⅳ事故対策

運転時の異常な過渡変化（AOO）における事象選定結果（2/2）
分類

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記載された事象例（PWR）
・負荷の喪失（PWR, BWR）
・原子炉冷却材系の異常な減圧（PWR）
・出力運転中の非常用炉心冷却系の誤起動（PWR）

原子炉冷
却材圧力
又は原子
炉冷却材
保有量の
異常な変
化

高速増殖炉の安全性の評価の考え方に記載された事象例（「もんじゅ」と基本的に同じ）「常陽」で想定すべき運転時の異常な過渡変化事象「常陽」における事象選定の考え方
・負荷の喪失（PWR, BWR）
「常陽」はタービンがないため対象外としたが、同様に除熱能力が不足するプラント挙動は「主冷却器空気流量の減少」で考慮している。
なお、温度上昇により、原子炉冷却材ナトリウムの体積が膨張するが、膨張分のナトリウムはオーバフロータンクに流入し、ナト
リウム液面は一定に維持されるため、圧力上昇が生じることはな
い。また、BWRで考慮している反応度添加も発生しない（沸点：高、
圧力：低、サブクール度：大であり、液相のみで使用されるため、ボイド喪失等は発生しない）。

・原子炉冷却材系の異常な減圧（PWR）「常陽」は冷却材としてナトリウムを使用しており、原子炉容器内の冷却材・カバーガスは低圧で維持されるため、「原子炉冷却材系の異常な減圧」は対象外とした。
・出力運転中の非常用炉心冷却系の誤起動（PWR）
PWRでは、ほう酸水の１次冷却系への注入を仮定したものである。 「常陽」で１次主冷却系が使用できない場合に用いる「１次補助冷却系」は、1次主冷却系と連通しており、誤起動した場合
でも、低温の冷却材が炉心に注入されることはない。
低温の冷却材が炉心に注入されるプラント挙動については、冷却材温度が低下する事象と同じとなるため、「１次冷却材流量増
大」、「２次冷却材流量増大」、「主冷却器空気風量の増大」で代
表される。

88

設計基準事故の事象選定

Ⅳ事故対策

設計基準事故（DBA）における事象の分類
水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針

発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針

高速増殖炉の安全性の評価の考え方「常陽」で想定すべき
設計基準事故（分類）

反応度の異常な投入

反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化

炉心内の反応度の増大

炉心内の反応度の増大に至る事故

原子炉冷却材の流出又は炉心冷却状態の著しい変化

原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化

炉心冷却能力の低下

炉心冷却能力の低下に至る事故

環境への放射性物質の異常な放出※ 「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」より、「燃料取扱いに伴う事故」及び「廃棄物処理設備に関する事故」で考慮

環境への放射性物質の異常な放出

燃料取扱いに伴う事故

燃料取扱いに伴う事故

廃棄物処理設備に関する事故

廃棄物処理設備に関する事故

原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化

その他原子炉施設の設計により必要と認められる事象

その他原子炉施設の設計により必要と認められる事象※ 「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」より対象外と判断

ナトリウムの化学変化

ナトリウムの化学変化※ １次冷却材漏えい事故を想定し、漏えいナトリウムによる熱的影響を評価（格納容器の健全性を確認）

原子炉カバーガス系に関する事故

原子炉カバーガス系に関する事故

その他必要と認められる事故

その他

89

設計基準事故の事象選定

Ⅳ事故対策

設計基準事故（DBA）における事象選定結果（1/2）
分類

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記載された事象例（PWR）

高速増殖炉の安全性の評価の考え方に記載された事象例「常陽」で想定すべき設計基準事故事
象・制御棒飛び出し・制御棒急速引抜事故・燃料スランピング事故※
・気泡通過事故※

・燃料スランピング
事故※ 「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」を基本に「もんじゅ」で追加で想定されている事故

炉心内の
反応度の
増大に
至る事故

「常陽」における事象選定の考え方
・制御棒急速引抜き事故「もんじゅ」では制御棒駆動機構に可変モータを使用しているため制御棒急速引抜事故を想定しているが、「常陽」の制御棒駆動機構は引抜速度が一定のモータを用いており、構造上急速引抜は起こりえないため、「制御棒急速引抜事故」は対象外と判断した。
・燃料スランピング事故
燃料スランピング事故は、ステップ状の反応度投入に対して、炉心の溶融あるいは著しい損傷のおそれがなく、かつ、事象の過程において他の異常状態の原因となるような2次的損傷が生じなく、さらに放射性物質の放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認するため、既許可と同様に、「燃料スランピング事故」を想定する。
・気泡通過事故「常陽」のボイド反応度係数は、ほぼ全炉心で負であり、気泡の炉
心通過による正の反応度投入は想定されないため、「気泡通過事
故」は対象外と判断した。

・原子炉冷却材喪失・原子炉冷却材流量の喪失
・原子炉冷却材ポンプの軸固着・主給水管破断
炉心冷却
能力の低
下に
至る事故

・１次主冷却系
循環ポンプ軸固着事故
・１次冷却材漏えい事故
・冷却材流路閉塞事故
・２次主冷却系
循環ポンプ軸固着事故
・２次冷却材漏えい事故
・主給水ポンプ軸固着事故
・主蒸気管破断事故※
・主給水管破断事故※ 「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」を基本に「もんじゅ」で追加で想定されている事故

・１次主循環ポンプ
軸固着事故
・１次冷却材漏えい
事故
・冷却材流路閉塞事
故・２次主循環ポンプ
軸固着事故
・２次冷却材漏えい
事故
・主送風機風量瞬時低下事故

・主給水ポンプ軸固着事故「常陽」では水・蒸気系を有しないことを踏まえ、「主給水ポンプ」を「主送風機」に置き換える。また、主送風機の原理等に鑑み、起因事
象として、ブレーキ誤動作を考えることとし、「主送風機風量瞬時低下事故」を設計基準事故として想定する。
・主蒸気管破断事故「常陽」は、水・蒸気系を有しないため、「主蒸気管破断事故」は対象外と判断した。

90

設計基準事故の事象選定

Ⅳ事故対策

設計基準事故（DBA）における事象選定結果（2/2）
分類

燃料取扱
いに伴
う事故
廃棄物処
理設備
に関す
る
事故

ナトリウム
の化学
変化

原子炉カ
バーガ
ス系に
関する事
故
その他

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記載された事象例（PWR）

高速増殖炉の安全性の評価の考え方に記載された事象例「常陽」で想定すべき設計基準事故事象（環境への放射性物質の異常な放出）・燃料集合体の落下

・燃料取替取扱事故
・燃料取扱い装置の事故※・燃料取替取扱事故「常陽」における事象選定の考え方
・燃料取扱事故「常陽」では、燃料集合体落下により、落下集合体燃料棒の全損を想定している。

※ 「もんじゅ」で含めなかった事故（環境への放射性物質の異常な放出）・放射性気体廃棄物処理施設の破損

・気体廃棄物処理設備破損事故

・気体廃棄物処理設
備破損事故（相違なし）

・１次ナトリウム補助設備漏えい
事故
・蒸気発生器伝熱管破損事故

・１次冷却材漏えい
事故－

・１次冷却材漏えい事故「常陽」にあっては、「ナトリウムの化学変化」として、「１次冷却材漏えい事故」を想定し、漏えいナトリウムの燃焼による熱的影響を評価
して格納容器の健全性を確認している。
・１次アルゴンガス漏えい事故

・１次アルゴンガス
漏えい事故

－

－

・蒸気発生器伝熱管破損事故「常陽」は、水・蒸気系を有しないため、「蒸気発生器伝熱管破損事故」は対象外と判断した。

（相違なし）

－

－

－

91

原子炉保護系作動時のプラントの基本的な挙動

Ⅳ事故対策

92

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故における主な事象の推移等◼ 「出力運転中の制御棒の異常な引抜き」における事象推移等（1/2）

Ⅳ事故対策

ワンロッドスタック①
後備炉停止
制御棒（ 2本）

1. 事象の概要

制御棒（4本）

原子炉を定格出力又はその近傍の出力で運転している際に、運転員の誤操作等により制御棒の連続的な引抜きが生じ、炉心に異常な正の反応度が付加され（①） 、原子炉は、「中性子束高（出力領域）」により原子炉
保護系（スクラム）が動作し（②） 、制御棒3本が炉心に急速に挿入され（③）自動停止する。また、１次主循環ポンプは、ポニーモータ運転に引継がれ（④）、その後の崩壊熱は除去される。

２次主冷却系（ 2ループ）（自然循環）
原子炉出口
冷却材温度

核計装
（出力系）

③
１次主冷却系（2ループ）

主中間熱交換器②
炉心
１次主循環ポンプ④ （ポニーモータ）

2. 主な解析条件
初
期
状
態

反
応
度
係
数

3. プラント挙動

原子炉出力

100 ％

原子炉入口温度

352 ℃

原子炉出口温度

458 ℃

燃料・被覆管
初期温度

燃料約2,350 ℃

被覆管

約620 ℃

起因事象

中性子束高（出力領域）
107％

反応度価値の最も大きな制御棒1本を最大速度で引抜き（反応度添加率：5 ￠/s）

スクラム反応度

0.050 Δk/k

ドップラ係数-1.1×10-3 Tdk/dT
最大値（絶対値が最小の負の値）

燃料温度係数零

構造材温度係数-0.76×10-6 Δk/k/℃
最大値（絶対値が最小の負の値）

冷却材温度係数-5.7×10-6 Δk/k/℃
最大値（絶対値が最小の負の値）

支持板温度係数
原子炉スクラム項目

原子炉

主冷却系（A）ループ・ １次主循環ポンプ

・ ２次主循環ポンプ

・ 主送風機原子炉スクラム
信号発信

制御棒
挿入開始

5￠/s

0.2秒

0.2秒

反応度
添加率

応答時間

デラッチ遅れ原子炉保護系（スクラム）動作

原子炉容器

事象の概念図スクラム反応度投入

主電動機停止（コーストダウン）

ポニーモータ運転

停止（コーストダウン）

停止

主冷却系（Ｂ）ループ
・ １次主循環ポンプ

主電動機停止（コーストダウン）

ポニーモータ運転

零
中性子束高（出力領域）

設定値

定格出力の107 ％

応答時間

0.2 秒

デラッチ遅れ

0.2 秒

単一故障

原子炉トリップ信号発信「中性子束高（出力領域）」－

・ ２次主循環ポンプ

・ 主送風機停止（コーストダウン）

停止

93

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故における主な事象の推移等

Ⅳ事故対策◼ 「出力運転中の制御棒の異常な引抜き」における事象推移等（2/2）
4. 主な解析結果① 制御棒1本の誤引抜き発生（ランプ状の正の反応度（反応度添加率：5￠/s）が投入）

燃 2800被 900 原 140
子
覆
炉
管
料
出
温
力
度
最
2400
及 800 及 120
び
び
高
炉
冷
心
却
温
①
流
材
100
温 700 量度 2000度（℃） （％）（℃）②② 制御棒誤引抜きにより正の反応度が付加され原子炉出力が上昇、それに伴い各部の温度が上昇

燃料最高温度③

原子炉出力③ 約1.2秒後に原子炉出力107％（原子炉トリップ設定値）
到達、原子炉保護系の動作により原子炉スクラム信号
発信

⑤
④

⑥
冷却材最高温度④ １次主循環ポンプの主電動機の停止により炉心流量の減少（コーストダウン）開始

被覆管最高温度
1600

600

80

⑤ 制御棒の切り離しによる制御棒挿入（スクラム反応度の
投入）開始

炉心流量
1200

500

60

800

400

40

400

0

300

200

⑥ 制御棒挿入により原子炉出力が低下、それに伴い各部の温度が低下原子炉容器入口冷却材温度

20

0
0

4

2

時

6

8

解析結果

熱設計基準値

燃料最高温度：

約2,390 ℃

2,650 ℃

燃料被覆管最高温度：

約630 ℃

840 ℃

冷却材最高温度：

約620 ℃

910 ℃

10

間 （s）

94

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故における主な事象の推移等◼ 「１次主循環ポンプ軸固着事故」における事象推移等（1/2）
1. 事象の概要

3. プラント挙動

2. 主な解析条件
初
期
状
態

反
応
度
係
数

100 ％

原子炉入口温度

352 ℃

原子炉出口温度

458 ℃

燃料・被覆管
初期温度

燃料約2,350 ℃

被覆管

約620 ℃

２次主冷却系（2ループ）（自然循環）

１次主冷却系（2ループ）

主中間熱交換器

１次主冷却系（2ループ）

１次冷却材
流量計

逆止弁
炉心

④

① １次主循環ポンプ

１次主循環ポンプ（ポニーモータ（1ループ））（軸固着（1ループ））③
原子炉保護系（スクラム）動作

原子炉トリップ信号発信「１次冷却材流量低」②1ループの１次主循環ポンプの軸が固着し、１次冷却材流量が減少

スクラム反応度

0.050 Δk/k

ドップラ係数-3.5×10-3 Tdk/dT
最小値（絶対値が最大の負の値）

燃料温度係数-4.5×10-6 Δk/k/℃
最小値（絶対値が最大の負の値）

構造材温度係数-0.76×10-6 Δk/k/℃
最大値（絶対値が最小の負の値）

冷却材温度係数-5.7×10-6 Δk/k/℃
最大値（絶対値が最小の負の値）

支持板温度係数

零原子炉スクラム項目

１次冷却材流量低設定値

定格流量の77 ％

応答時間

0.4 秒

デラッチ遅れ

0.2 秒

単一故障

後備炉停止
制御棒（2本）

制御棒（4本）

事象の概念図

原子炉出力

起因事象

ワンロッドスタック

２次主冷却系（2ループ）（自然循環）

原子炉を定格出力又はその近傍の出力で運転している際に、何らかの機械的原因により１次主循環ポンプ1台の軸が固着することで１次冷却材
流量が減少し（①）、原子炉は、「１次冷却材流量低」により原子炉保護系（スクラム）が動作し（②） 、制御棒4本が炉心に急速に挿入され（③）自動停止する。また、軸固着していないもう１台の１次主循環ポンプは、ポニー
モータ運転に引継がれ（④）、その後の崩壊熱は除去される（軸固着したループにある逆止弁は、単一故障として動作失敗を仮定）。

Ⅳ事故対策

事故ループの逆止弁固着95運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故における主な事象の推移等

Ⅳ事故対策◼ 「１次主循環ポンプ軸固着事故」における事象推移等（2/2）
4. 主な解析結果① 1ループの１次主循環ポンプの軸の固着発生（回転数が瞬時に零（炉心流量が減少））

燃 2800被 900 原 140
子
覆
炉
管
料
出
温
力
度
最
2400
及 800 及 120
び
び
高
炉
冷
心
却
温
流
材
温 700 量 100
度 2000度（℃） （％）（℃）③
被覆管最高温度

①

1600

600

80

1200

500

60

② 炉心流量の減少により炉心の冷却材及び構造材温度が上昇③ 炉心の冷却材及び構造材温度の上昇により負の反応度が付加され原子炉出力が低下、それに伴い燃料温度が低下

冷却材最高温度⑤⑥④④ 約0.1秒後に１次冷却材流量77％（原子炉トリップ設定値）に到達、原子炉保護系の動作により原子炉スクラム
信号発信

燃料最高温度②⑤ 制御棒の切離しによる制御棒挿入（スクラム反応度の投入）開始⑥ 制御棒挿入により原子炉出力が低下、それに伴い各部の温度が低下

炉心流量
800

400

400

300

40

200

熱設計基準値

燃料最高温度：

初期値を超えない

2,650 ℃

燃料被覆管最高温度：

約730 ℃

840 ℃

冷却材最高温度：

約720 ℃

910 ℃

原子炉容器入口冷却材温度

20

原子炉出力

0

解析結果

0
0

2

4

時

6

間 （s）

8

10

96

Ⅳ 想定する事故及び事故発生時の安全対策（事故対策）
Ⅳ-ⅱ 多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）

97

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）※１の想定・多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）の想定は、設計基準事故（DBA）より発生頻度が低いものの、施設から多量の放射性物質等を放出するおそれがある事故を想定➢ 自然現象等の共通原因となる外部事象や施設の特徴を踏まえた内部事象に起因する多重故障を考慮し、燃料体の損傷が想定される事故➢ 使用済燃料の損傷が想定される事故については、使用済燃料貯蔵設備の冷却機能を喪失する事故➢ 上記の事故を上回る事象として、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のテロ
リズム等により、炉心の著しい損傷及び格納容器の破損並びに大規模ナトリウム火災に至ることを仮想的に想定※２
・選定された事象について、PRA（確率論的リスク評価）や国外の高速炉との比較により妥当性を確認※１ 多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）：
設計基準事故より発生頻度は低いが、敷地周辺の公衆に対して過度の放射線被ばく（実効線量の評価値
が発生事故当たり５ミリシーベルトを超えるもの）を与えるおそれのある事故のことであり、当該事故についての評価及び対策が新規制基準において要求されている。
※２ 多量の放射性物質等を放出する事故を超える事象（BDBA超過）：
多量の放射性物質等を放出する事故で想定した機能喪失の範囲を超えた事象の発生により、BDBA対処
設備及び手順が有効に機能しなかった事態を想定することとし、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のテロリズム等により、炉心の著しい損傷（以下「炉心損傷」という。）及び格納容器の破損並びに大規模なナトリウム火災に至る事象として考える。試験研究用等原子炉では、その想定及び対策は規制上で要求されないものであり、実用発電用原子炉における大規模損壊に相当する。

98多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策「常陽」において想定するBDBAの事象グループ【燃料体の損傷が想定される事故】
・ULOF （炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失）： 3事象
・UTOP （過出力時原子炉停止機能喪失）： 2 事象
・ULOHS （除熱源喪失時原子炉停止機能喪失）： 3事象
・LORL （原子炉容器液位確保機能喪失による崩壊熱除去機能喪失）： 3事象
・PLOHS （交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失）： 2事象

・SBO （全交流動力電源喪失による強制循環冷却機能喪失）： 1事象
・LF （局所的燃料破損）： 1事象【使用済燃料の損傷が想定される事故】
・使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故： 2事象【BDBA超過】
多量の放射性物質等を放出する事故を超える事象として、大規模な自然災害（地震等）又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の発生を仮想的に想定する。

99

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

BDBAとして選定された事象に対する新増設等対象設備の一覧（その１）事象グループ
ULOF

燃
料
体
の
損
傷
が
想
定
さ
れ
る
事
故

UTOP

ULOHS

事象

新増設設備

外部電源喪失及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳
事故

・後備炉停止系用論理回路

外部電源喪失及び原子炉保護系（スクラム）動作失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路

１次主循環ポンプ軸固着及び原子炉トリップ信号発信
失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリッ
プ信号発信失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路
・制御棒連続引抜き阻止イン
ターロック

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉保護
系（スクラム）動作失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路
・制御棒連続引抜き阻止イン
ターロック

２次冷却材流量減少及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路

２次冷却材流量減少及び原子炉保護系（スクラム）動作
失敗の重畳事故

・後備炉停止系用論理回路

２次冷却材漏えい及び原子炉トリップ信号発信失敗の
重畳事故

・後備炉停止系用論理回路

100

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

BDBAとして選定された事象に対する新増設等対象設備の一覧（その２）事象グループ

事象

新増設設備

１次冷却材漏えい（安全容器内配管（内管）破損）及び安全容器内配管（外管）破損の重畳事故

・安全板、ヒートシンク材等

１次冷却材漏えい（１次主冷却系配管（内管）破損）及び１次主冷却系配管（外管）破損の重畳事故―

１次冷却材漏えい（１次補助冷却系配管（内管）破損）及び１次補助冷却系配管（外管）破損の重畳事故―

外部電源喪失及び強制循環冷却失敗の重畳事故―

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故

・安全板、ヒートシンク材等

SBO

全交流動力電源喪失（外部電源喪失及びディーゼル発
電機起動失敗）事故―

LF

冷却材流路閉塞（千鳥格子状）事故―

使用済燃料貯蔵設備冷却機能喪失事故―

使用済燃料貯蔵設備冷却水喪失事故

―

LORL
燃
料
体
の
損
傷
が
想
定
さ
れ
る
事
故

PLOHS

使用済燃料貯蔵設備の冷却機能が失われ、使用済燃料の損傷が想定される事故
BDBA超過―101

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

BDBA及びその対策の例
UTOP （過出力時原子炉停止機能喪失）：
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故【事故の想定】出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号
発信失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、何らかの原因
で制御棒の連続的な引抜きが生じ、原子炉の出力が上昇した状
態で、「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号の発信に失敗し、原子炉の停止に失敗する事象として考える。

【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方】

制御棒の異常な引抜き原子炉トリップ信号（中性子束高（出力領域））の発信に失敗制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力上昇時に原子炉の停止機能を喪失することから、炉心の昇温によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
出力流量比の高い集合体において燃料が破損し、さらに炉心が損傷を開始するまでの時間は数十秒であることから、炉心の著しい損傷を防止する措置として、この時間内に原子炉を自動で停止する措置を講じる。また、炉心の著しい損傷に至った場合、損
傷炉心物質の冷却及び機械的エネルギーの影響緩和が必要であることから、自動で作動する格納容器破損防止措置を講じる。

102

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方】
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力の過度な上昇を防止するため、制御棒の連続的な引抜きを阻止する制御棒連続引抜き阻止
インターロックを整備するとともに、「原子炉出口冷却材温度高」を代替原子炉トリップ信号として整備し、炉心の著しい損傷を防止する。
さらに、当該事故が多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故であることを踏まえ、制御棒（主炉停止
系）の急速挿入失敗を想定し、後備炉停止系を整備するとともに、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、後備炉停止系用論理回路を整備する。
なお、原子炉の停止後は、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷
却系の自然循環及び主冷却機の自然通風により崩壊熱の除去を行う。
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故では、炉心損傷防止措置（制御棒連続引抜き阻止インターロック）が機能しないことを仮定した場合、炉心の著しい損傷に至ることから、１次主冷却系における強制循環（長期対策としては１次主循環ポンプのポニーモータを使用）、２次主冷却系の強制循環（長期対策としては自然循環）及び主冷却機の強制通風（長期対策としては自然通風）により、損傷炉心物質を冷却することで原子炉冷却材バウンダリの温度上昇を抑制し、原子炉容器内に放射性物質等を閉じ込める措置を講じることで格納容器の破損を防止する。
また、炉心の著しい損傷に至った場合、燃料の溶融に伴う即発臨界超過により放出されるエネルギーによって原子炉容器の上部から格納容器内にナトリウムが噴出する可能性があるため、回転プラグを含む原子炉容器構造
及び格納容器構造により即発臨界超過の影響を緩和し、格納容器の破損を防止する。

【新増設設備】

・後備炉停止系用論理回路
・制御棒連続引抜き阻止インターロック
103

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策【新増設設備】

・後備炉停止系用論理回路
・制御棒連続引抜き阻止インターロック

炉心損傷防止措置での資機材【炉心損傷防止措置】
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故において、炉心の著しい損傷を防止するための措置を以下に示す。炉心損傷防止措置は、事故の拡大の防止を目的とする。
ａ．制御棒連続引抜き阻止インターロック及び代替原子炉トリップ信号として「原子炉出口冷却材温度高」を整備することにより「中性子束高（出力領域）」による原子炉トリップ信号の発信に失敗した場合に、原子炉の出力が過度に上昇することを防止する。
ｂ．後備炉停止系用論理回路を整備することにより、原子炉保護系（スクラム）の動作に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｃ．後備炉停止系を整備することにより、制御棒（主炉停止系）の急速挿入に失敗した場合でも原子炉の停止を可能とする。
ｄ．以上に加えて、原子炉の停止失敗を検知した場合には、運転員は手動で原子炉をスクラム又は停止できるものとする。なお、当該操作手順には、手動スクラムボタンにより原子炉保護系を動作させて原子炉を停止させる方
法、手動操作による制御棒駆動機構の制御棒保持電磁石励磁断又は後備炉停止制御棒駆動機構の後備炉
停止制御棒保持電磁石励磁断により制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法、制御棒駆動機構又は後備炉停止制御棒駆動機構により手動操作にて制御棒又は後備炉停止制御棒を挿入する方法がある。本措置は上記のａ．～ｃ．の措置による炉心損傷防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。

104

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止
凡例

Ⅳ事故対策

：動作、確認

炉心損傷防止措置の対応手順：プラント状態

制御棒の異常な引抜き

凡例

：判断

：動作、確認：運転員と現場対応班員の作業：プラント状態：有効性評価上期待しない措置：判断：運転員と現場対応班員の作業

制御棒の異常な引抜き

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「中性子束高（出力領域）」（Yes）

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「中性子束高（出力領域）」

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

（No）

：有効性評価上期待しない措置

原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信「中性子束高（出力領域）」

原子炉自動停止（Yes）

原子炉ｽｸﾗﾑ確認「中性子束高（出力領域）」

原子炉自動停止

低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
低温停止確認・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機
：自然通風

（No）

・

主冷却機

：自然通風

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

多量の
放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故
制御棒連続引抜き阻止
インターロックの動作（Yes）

制御棒連続引抜き阻止
後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認
インターロックの動作「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用（No）
論理回路動作）

（Yes）

（No）

原子炉自動停止失敗と判断（Yes）

原子炉手動停止（Yes）
・手動スクラム原子炉自動停
・制御棒保持電磁石励磁手動断止失敗と判断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入 （Yes）
炉心の著しい損傷《格納容器破損防止措置》（Yes）

炉心の著しい損傷（Yes）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
炉心損傷防止
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）（原子炉自動停止）

原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断
原子炉容器内冷却確認
・後備炉停止制御棒保持電磁石励
・ １次主冷却系：強制循環
磁手動断
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・制御棒駆動機構による制御棒手
原子炉容器内冷却確認
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風
動挿入
・ １次主冷却系：強制循環・後備炉停止制御棒駆動機構によ・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
る後備炉停止制御棒手動挿入【炉心損傷防止措置】

・ 主冷却機：強制通風又は自然通風

原子炉容器内冷却確認【炉心損傷防止措置】
格納容器破損防止
・ １次主冷却系：強制循環（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風

原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

105

おそれ
のある事故
制御棒連続引抜き阻止
インターロックの動作（Yes）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」（後備炉停止系用
論理回路動作）炉心損傷防止（原子炉自動停止）

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

（No）
原子炉手動停止
格納容器破損防止措置の対応手順
・手動スクラム
原子炉自動停止失敗と判断（Yes）《炉心損傷防止措置》

炉心の著しい損傷（Yes）

凡例

・制御棒保持電磁石励磁手動断・後備炉停止制御棒保持電磁石励
磁手動断・制御棒駆動機構による制御棒手
動挿入
制御棒の異常な引抜き・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入：有効性評価上期待しない措置【炉心損傷防止措置】（Yes）
原子炉ﾄﾘｯﾌﾟ信号発信
原子炉ｽｸﾗﾑ確認
原子炉自動停止「中性子束高（出力領域）」「中性子束高（出力領域）」
運転時の異原子炉容器内冷却確認
常な過渡変（Yes） 化又は設計（No）
格納容器破損防止
・ １次主冷却系：強制循環
基準事故
低温停止確認（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉ｶﾊﾞｰｶﾞｽ等のﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ内に放射性物質を閉じ込め、貯留

出力運転中の制御棒の異常な引抜き及び原子炉トリップ信号発信失敗の重畳事故
多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

格納容器（床上）へのナト
リウムの噴出等による原子炉冷却材バウンダリ外への放射性物質の漏えい：動作、確認

原子炉容器内冷却確認：プラント状態・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環 ：判断・ 主冷却機：強制通風又は自然通風：運転員と現場対応班員の作業＊
制御棒連続引抜き阻止
格納容器アイソレーション確認
インターロックの動作「格納容器内圧力高」「格納容器内温度高」（No）「格納容器内床上線量率高」（No）
原子炉自動停格納容器手動アイソレーション
止失敗と判断（Yes）

後備炉停止系ｽｸﾗﾑ確認「原子炉出口冷却材温度高」

炉心損傷防止（Yes） （後備炉停止系用
格納容器破損防止（原子炉自動停止）
格納容器内閉（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温
論理回路動作）
じ込め確認
度・圧力等上昇抑制）
原子炉手動停止
・手動スクラム・制御棒保持電磁石励磁手動断
原子炉容器内冷却確認
・後備炉停止制御棒保持電磁石励（Yes） ＊：格納容器（床上）へのナトリウムの噴出等に
・ １次主冷却系：強制循環
磁手動断
より、格納容器内の圧力、温度及び床上放射・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・制御棒駆動機構による制御棒手
能レベルが異常に上昇した場合
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風
動挿入

・後備炉停止制御棒駆動機構による後備炉停止制御棒手動挿入【炉心損傷防止措置】【格納容器破損防止措置】（Yes）
炉心の著しい損傷（Yes）

原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ及び原子炉容器内冷却確認
・ １次主冷却系：強制循環
・ ２次主冷却系：強制循環又は自然循環
・ 主冷却機：強制通風又は自然通風

格納容器破損防止（原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度上昇抑制）

106

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

炉心損傷防止措置の有効性評価【炉心損傷防止措置（基本ケース）】a. 原子炉出力は、制御棒が連続的に引き抜かれることにより、正の反応度が投入され、約1.8 秒で「中性子束高（出力領域）」の設定値である105％に到達するが、原子炉トリップ信号（中性子束高（出力領域））の発信に失敗
し、引き続き上昇する。その後、制御棒は、制御棒連続引抜き阻止インターロックにより、引き抜き開始4 秒後に引き抜きが停止し正の反応度の投入が止まる。原子炉出力は、燃料温度、被覆管温度及び炉心冷却材温度の上昇による負の反応度フィードバックにより、制御棒引き抜き停止後にわずかに低下するが、その後緩やかに上昇する。その間、原子炉容器出口冷却材温度は、炉心冷却材温度の上昇から遅れて緩やかに上昇する。後備
炉停止制御棒は、事故発生後から約104 秒で「原子炉出口冷却材温度高」の設定値である464℃に到達し、代替原子炉トリップ信号（原子炉出口冷却材温度高）が発せられ、約107 秒で後備炉停止系用論理回路の動作により所定の速度で急速挿入を開始する。
b. 燃料温度、被覆管温度及び冷却材温度は、炉心への後備炉停止制御棒挿入により原子炉出力が急速に低下し、それに伴い低下するが、炉心流量と原子炉出力のバランスにより、一度上昇に転じてから再び低下する。原
子炉容器出口冷却材温度は、初期温度から上昇せず緩やかに低下し、安定に原子炉の崩壊熱除去が行われる。
c. 燃料最高温度、被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、後備炉停止制御棒の挿入開始時に出現し、それぞれ約1,970℃、約570℃及び約560℃であり、炉心が健全であることから評価項目を満足する。また、原子炉容器
出口冷却材の最高温度は、代替原子炉トリップ信号（原子炉出口冷却材温度高）による原子炉の自動停止から遅れて出現し約470℃であり、原子炉冷却材バウンダリの設計温度を下回り、原子炉冷却材バウンダリに加圧を生じないことから、評価項目を満足する。
以上のことから、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
【炉心損傷防止措置（不確かさ評価ケース） 】
解析コードの不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また、各評価事故シーケンスにおける解析条件の不確かさの影響を考慮した場合に、評価項目となるパラメータの変動を考慮しても、評価項目を満足することに変わりはない。

107

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

格納容器破損防止措置措置の有効性評価【格納容器破損防止措置（基本ケース）】
・起因過程
SAS4A による起因過程の解析結果は、制御棒の引き抜き反応度以外では内側炉心の軸方向中心領域に一部
冷却材密度反応度及びボイド反応度が正となる領域があるが、その絶対値は小さいため、炉心全体としてみれば有意な正の反応度効果はなく、反応度及び原子炉出力の上昇は緩慢で、部分的な炉心損傷の状態で後続の遷移過程に移行する。
・遷移過程
a. 制御棒の引き抜きによる反応度の投入と、これに伴う原子炉出力の上昇及び燃料要素の温度上昇により、燃料集合体の破損が継続し、燃料が炉心下部へ凝集するため炉心の損傷領域が拡大する。燃料集合体の破損により負の燃料移動反応度が入るため、原子炉出力は徐々に低下する一方、健全燃料集合体は定格時の冷却材流量により冷却されるため、炉心損傷の進展は極めて緩慢なものとなり、事象発生から50 秒後に炉心燃料集合体の約40%が破損する。
b. その後、反応度と原子炉出力は低下し、燃料集合体の損傷が緩慢となり、損傷炉心物質は炉心下部に堆積する。この炉心下部の高温の損傷炉心物質と炉心に流入する冷却材ナトリウムが接触することで蒸気圧が生じ、損傷炉心物質が分散され、炉心下部への大規模な凝集を妨げる傾向にある。しかし、事象発生から約60 秒に、炉心下部に堆積する損傷炉心物質の増加により、反応度が即発臨界（1.0$）を超過するが、大きなエネルギー放出に至ることはなく、出力の高い燃料集合体を中心に炉心の約60%が損傷するに至る。
c. 事象発生から約70 秒までに炉心下部に損傷炉心物質の堆積が進み、約70 秒で再び反応度が即発臨界（1.0$）を超過する。その結果発生するナトリウム蒸気圧及びスティール蒸気圧によって損傷炉心物質の約30%が炉心から流出する。炉心は、燃料物質を失うことにより反応度は-30$を下回り、核的な事象推移は収束する。この結果、炉心平均燃料温度の最大値は約2,820℃である。
以上のことから、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
【格納容器破損防止措置（不確かさ評価ケース） 】
起因過程の不確かさは、遷移過程の事象推移に影響しないと考えられる。
不確かさの影響を考慮しても、原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。

108

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

後備炉停止系用論理回路の概要
・多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）のうち、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失（ULOF）、過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）及び除熱源喪失時原子炉停止機能喪失（ULOHS）について、原子炉保護系（スクラム）の動作失敗を想定し、代替安全保護回路として、後備炉停止系用論理回路を整備
・後備炉停止系用論理回路の動作により後備炉停止制御棒を急速挿入することで、炉心損傷を防止

109

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

制御棒連続引抜き阻止インターロックの概要
・多量の放射性物質等を放出する事故（BDBA）のうち、過出力時原子炉停止機能喪失（UTOP）について、制御棒の異常な引抜きによる原子炉出力の過度な上昇を防止するため、制御棒の連続的な引抜きを阻止する制
御棒連続引抜き阻止インターロックを整備することにより、運転員による制御棒の連続引抜き時間を設備により3秒以下に制限する。なお、連続引抜き時間について、評価では保守的に1秒の裕度を考慮し、4秒で評価している。

※

タイマーリレー
により 4 秒を超える制御棒の引抜きを阻止※ 1 秒の裕度を考慮

110

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

BDBA及びその対策の例
PLOHS （交流動力電源が存在し、かつ原子炉容器液位が確保された状態での崩壊熱除去機能喪失）：
２次冷却材漏えい及び【事故の想定】強制循環冷却失敗の重畳事故

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故は、原子炉の出力運転中に、２次冷却材の漏えいが生じ、原子炉が「原子炉入口冷却材温度高」により自動停止した後、原子炉停止後の崩壊熱除去において、１次主冷却系における低速運転（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）による強制循環冷却に失敗するとともに補助冷却設備の運転による強制循環冷却に失敗する事象として考える。
【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方】

強制循環冷却（１次主循環ポンプのポニーモータを使用）

失敗

２次冷却材漏えい

原子炉自動停止後の崩壊熱除去において炉心の冷却機能が喪失することから、炉心の露出によって炉心の著しい損傷に至る可能性がある。
伝熱特性に優れた単相のナトリウムを冷却材に使用していることから、強制循環機能喪失時にも自然循環による崩壊熱の除去が可能となる特徴を踏まえ、受動的安全特性を活用した信頼性の高い炉心損傷防止措置を講じる。また、炉心損傷防止措置が機能しないことを仮定した場合でも、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故の特徴から、炉心の昇温等の事象進展は緩慢となるが、冷却のための措置は、自動起動又は通常運
転時からの継続とし、信頼性の高い措置とする。なお、これらの余裕時間を踏まえ、冷却のための措置は手動でも操作等が実施できるものとする。

111

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策【炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の基本的な考え方】
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故では、健全なループの１次主冷却系及び２次主冷却系の自然循環並びに主冷却機の自然通風により原子炉停止後の崩壊熱を除去し、炉心の著しい損傷を防止する。
1ループの自然循環による炉心損傷防止措置は1系統の動的機器を要する措置と比べて信頼性が極めて高く、失敗することは考えられないが、安全容器の機能も踏まえた格納容器破損防止措置の頑健性を確認するために、何らかの原因で自然循環に期待できない場合を仮定する。
この場合、炉心の著しい損傷に至ることから、原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷炉心物質が流出したものとして、安全容器にて、流出した冷却材や損傷炉心物質を保持し、コンクリート遮へい体冷却系により、安全容器と生体遮へい体（コンクリート遮へい体）のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する措置を講じる。本措置により、原子炉容器破損後の格納容器底部での損傷炉心物質とコンクリートとの相互作用を回避することで格納容器の破損を防止する。
さらに、ここでは、炉心冷却機能の喪失を前提としていることを踏まえ、炉心が溶融する過程で、炉心が露出するまでに冷却材の蒸発が生じ、原子炉冷却材バウンダリが高圧になることを想定し、１次アルゴンガス系に安全板を設置することにより、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）の過圧を防止する措置を講じる。
また、格納容器（床下）のライナ上に断熱材及びヒートシンク材を設置することにより、安全板から流出するナトリウ
ムによる熱的影響を緩和する措置を講じる。
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故における炉心損傷防止措置及び格納容器破損防止措置の対応手順の概要を以降のスライドに示す。本評価事故シーケンスにおいて、多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故への移行は、１次主冷却系及び補助冷却設備の強制循環冷却失敗を起点とする。

【新増設設備】

・安全板、ヒートシンク材等

112

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策【新増設設備】

・安全板、ヒートシンク材等

格納容器破損防止措置での資機材【格納容器破損防止措置】
２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故において、格納容器の破損を防止するための措置を以下に示す。これらは、影響緩和を目的とする。なお、事故の状況に応じて、これらの措置を適切に組み合わせるものとする。
ａ．原子炉容器外に流出した冷却材や損傷炉心物質を保持するため、安全容器を整備する。
ｂ．安全容器と生体遮へい体のギャップに窒素ガスを通気し、安全容器内にて保持した損傷炉心物質を冷却する
ため、コンクリート遮へい体冷却系を整備する。
ｃ．原子炉冷却材ナトリウムの蒸発により、主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）が過圧されることを防止するため、１次アルゴンガス系に安全板を整備する。
ｄ．安全板からナトリウムが流出した場合の熱的影響を緩和するため、格納容器（床下）の安全板を設置するダンプタンク室に、断熱材、ヒートシンク材（アルミナ）及び鋼製のライナを整備する。なお、１次主冷却系の配管・機器の破損による格納容器内の圧力、温度の異常な上昇を検出した場合には、手動操作によって、１次主冷却系
配管に残存するナトリウムをダンプタンクにドレンすることを可能とする。手動による措置は、格納容器破損防止措置の有効性を確認した上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。
ｅ．原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保ち、ナトリウムが流出した場合の燃焼反応を防止する。
ｆ．ナトリウムが流出し、格納容器内の圧力、温度及び床上放射能レベルが異常に上昇した場合は、「格納容器内
圧力高」、「格納容器内温度高」及び「格納容器内床上線量率高」により警報が中央制御室に発せられ、工学的安全施設の作動により、格納容器から放出される放射性物質を低減する。なお、工学的安全施設は、手動操作
によっても作動できるものとする。手動による措置は、自動による格納容器破損防止措置の有効性を確認した
上で、安全性向上のために自主的に講じる措置である。

113

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

炉心損傷防止措置の対応手順

凡例：動作、確認

２次冷却材漏えい：プラント状態
原子炉ｽｸﾗﾑ確認「原子炉入口冷却材温度高」

２次冷却材漏えい：判断

凡例：運転員と現場対応班員の作業：動作、確認：有効性評価上期待しない措置：プラント状態
運転時の異（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
１次主冷却系の ：判断・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
強制循環冷却確認
・ ２次主冷却系：自然循環：運転員と現場対応班員の作業（No）・ 主冷却機：自然通風

原子炉自動停止

常な過渡変
原子炉ｽｸﾗﾑ確認「原子炉入口冷却材温度高」化又は設計：有効性評価上期待しない措置

基準事故

（Yes）

１次主冷却系の強制循環冷却確認

原子炉自動停止

運転時の異
常な過渡変
化又は設計
基準事故

（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
補助冷却設備の強制循環冷却確認
原子炉自動停止後の崩壊熱除去 ・ 補助冷却設備：強制循環

１次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ （No）
・ ２次主冷却系：自然循環：自然通風
・ 主冷却機（No）

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故

補助冷却設備の強制循環冷却確認（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ 補助冷却設備：強制循環（No）（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風

多量の放射性物質等
を放出する
（No）
おそれ
自然循環移行
のある事故（1ループ）

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故【炉心損傷防止措置】

多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

冷却材の昇温及び蒸発により、自然循環移行（1ループ）（Yes） 原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘが過温・原子炉停止後の崩壊熱除去

（No）

過圧
・ １次主冷却系：自然循環
・ ２次主冷却系：自然循環：自然通風
・ 主冷却機
冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝ
ﾀﾞﾘが高圧に至ると判断

冷却材の昇温及び蒸発により、《格納容器破損防止措置》
原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘが過温・過圧

１次ｱﾙｺﾞﾝｶﾞｽ系安全板
より、ﾅﾄﾘｳﾑ蒸気を格納容器（床下）に放出＊1＊2

炉心損傷防止（崩壊熱を除去）【炉心損傷防止措置】
原子炉容器外に冷却材（ナトリウム）や損傷炉
心物質が流出と判断

114

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

多量の放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去

自然循環移行
格納容器破損防止措置の対応手順
・ １次主冷却系：自然循環（1ループ）

炉心損傷防止凡例（崩壊熱を除去）・ ２次主冷却系：自然循環
２次冷却材漏えい
・ 主冷却機
：自然通風

（No）

Ⅳ事故対策

：動作、確認：プラント状態《炉心損傷防止措置》【炉心損傷防止措置】：判断
原子炉ｽｸﾗﾑ確認「原子炉入口冷却材温度高」

冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘが過温・
運転時の異
過圧

：運転員と現場対応班員の作業：有効性評価上期待しない措置

１次主冷却系の強制循環冷却確認

原子炉自動停止

常な過渡変
化又は設計
基準事故

（No）

（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
・ １次主冷却系：ポニーモータ低速運転
・ ２次主冷却系：自然循環
・ 主冷却機：自然通風（Yes） 原子炉自動停止後の崩壊熱除去
補助冷却設備の・ 補助冷却設備：強制循環
強制循環冷却確認 原子炉容器外に冷却材

冷却材の昇温及び蒸発により、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝ
ﾀﾞﾘが高圧に至ると判断（ナトリウム）や損傷炉
心物質が流出と判断（No）

２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故

１次ｱﾙｺﾞﾝｶﾞｽ系安全板
より、ﾅﾄﾘｳﾑ蒸気を 多量の＊1＊2格納容器（床下）に放出放射性物質等
を放出する
おそれ
のある事故

自然循環移行（1ループ）

格納容器アイソレーション確認 （No）
「格納容器内圧力高」 （No）
「格納容器内温度高」「格納容器内床上線量率高」（Yes） 原子炉停止後の崩壊熱除去
炉心損傷防止・ １次主冷却系：自然循環（崩壊熱を除去）・ ２次主冷却系：自然循環
安全容器により、冷却材や損傷炉心物質：自然通風
格納容器手動 ・ 主冷却機を保持し、コンクリート遮へい体冷却系

アイソレーションにより冷却【炉心損傷防止措置】（Yes）
冷却材の昇温及び蒸発により、格納容器内閉じ込め確認
原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘが過温・過圧

格納容器破損防止（主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1次・2次境界）
圧力上昇抑制）格納容器破損防止
冷却材の昇温及び蒸発に（格納容器ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ温度・圧力
より、原子炉冷却材ﾊﾞｳﾝ
上昇抑制）

格納容器破損防止（保持した損傷炉心物質を冷却） 原子炉容器外に冷却材ﾀﾞﾘが高圧に至ると判断（ナトリウム）や損傷炉
心物質が流出と判断＊1：ナトリウムによる熱的影響を緩和するため、断熱材、ヒートシンク材及びライナを整備
１次ｱﾙｺﾞﾝｶﾞｽ系安全板＊2：原子炉運転中は格納容器（床下）を窒素雰囲気に保持より、ﾅﾄﾘｳﾑ蒸気を格納容器（床下）に放出＊1＊2【格納容器破損防止措置】

115

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

炉心損傷防止措置の有効性評価【炉心損傷防止措置（基本ケース）】a. 1 ループでの２次冷却材の漏えいと同時に２次主循環ポンプのトリップを仮定し、また、相互インターロックにより他の1 ループもトリップして流量が低下するとともに、主冷却機の主送風機も停止する。
b. ２次冷却材が漏えいしたループは、主中間熱交換器の除熱能力の完全喪失を仮定するとともに、他の1 ループ
は２次冷却材流量の低下とともに主中間熱交換器での除熱量が減少する。両ループの１次主冷却系の低温側
配管の温度が上昇し、２次冷却材が漏えいしたループにおいて約18 秒で「原子炉入口冷却材温度高」の設定値である365℃に到達し、原子炉トリップ信号が発せられ、主炉停止系制御棒が所定の速度で急速挿入される。1次主冷却系は、原子炉スクラム信号の発信により両ループの１次主循環ポンプの主電動機がトリップし、１次主循環ポンプのポニーモータ運転への引継ぎに失敗するとともに、補助冷却設備の起動にも失敗するため、自然循環に移行する。被覆管温度及び炉心冷却材温度は、一旦上昇するが、自然循環流量が安定した後は、崩壊熱の減衰に伴い徐々に低下する。原子炉容器入口冷却材温度は、原子炉トリップ後も緩やかに上昇し低下する。
原子炉容器出口冷却材温度は、崩壊熱の減衰に伴って徐々に低下し、これ以降は安定に原子炉の崩壊熱が除去される。
c. 燃料最高温度は、初期値から上昇せず、約1,800℃である。被覆管最高温度及び冷却材最高温度は、１次主冷
却系の自然循環移行時に出現し、両温度ともに約750℃であり、評価項目を満足する。 原子炉容器出口冷却
材温度（自然循環ループ）は、初期温度からほとんど上昇せず、最高温度は約460℃であり、原子炉容器入口冷
却材温度（自然循環ループ）の最高温度は、原子炉トリップ信号による原子炉の自動停止後に遅れて出現して約410℃であるため、原子炉冷却材バウンダリにかかる圧力及び温度は初期状態から大きく変化せず、設計温度を下回ることが明らかであり、評価項目を満足する。
以上のことから、２次冷却材漏えい及び強制循環冷却失敗の重畳事故を想定しても炉心の著しい損傷は防止される。
【炉心損傷防止措置（不確かさ評価ケース） 】
解析コードの不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また、上記の各評価事故シーケンスにおける解析条件の不確かさの影響を考慮した場合に、評価項目となるパラメータの変動を考慮しても、判断基準を満足することに変わりはない。

116

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

格納容器破損防止措置措置の有効性評価【格納容器破損防止措置（基本ケース）】・起因過程
a. 本評価事故シーケンスにおいては、原子炉は自動停止するものの、主中間熱交換器の除熱能力の喪失及び１次主冷却系配管の断熱により、原子炉冷却材の温度が上昇する。
b. 主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリにおける圧力は、原子炉容器内の冷却材の蒸発により上昇するものの、１次アルゴンガス系に整備した安全板の設定圧（9.8kPa[gage]）を超過すると安全板が開放されるため、１次アルゴンガス
系の圧力及び原子炉冷却材ナトリウムのヘッド圧を加えた主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリの圧力は0.1MPa以下に抑制される。
c. これに対して、主中間熱交換器の２次側下部プレナムの鏡板の座屈に関する許容圧力は、日本機械学会発電用原子力設備規格に準拠し、不確かさの影響を含めた原子炉容器内の事象推移の計算温度を包絡する815℃の条件で評価した
結果、0.6MPa である。主中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリにおける圧力は、許容圧力を下回る。
d. なお、当該事象発生時には、補助冷却設備は機能を喪失しているため、当該設備は仕切弁により隔離し、補助中間熱交換器の原子炉冷却材バウンダリ（1 次・2 次境界）に影響が生じることを防止する。

・遷移過程
a. 原子炉格納容器（床上）の最高圧力及び原子炉格納容器鋼壁の最高温度は、それぞれ約3.2kPa[gage]及び約42℃であり、原子炉格納容器の設計圧力及び原子炉格納容器鋼壁の設計温度を超えることはなく、原子炉格納容器（床上）の健全性は確保される。
b. 原子炉格納容器（床下）の最高圧力は、約3.2kPa[gage]並びに断熱材及びヒートシンク材を整備した床の鋼製ライナ最高
温度及びコンクリート最高温度は、いずれも約68℃であり、機械的強度等の観点から設定したそれぞれの基準値である
200℃以下であるため、原子炉格納容器（床下）の健全性は確保される。
c. Cs-137 の総放出量は約4.4×10-3TBq であり、100TBq を大きく下回る。

以上のことから、評価項目である原子炉格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影響も十分に抑制される。
【格納容器破損防止措置（不確かさ評価ケース） 】
不確かさの影響を考慮しても、原子炉格納容器の健全性は確保されるとともに、環境への影響も十分に低く抑制
される。

117

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

安全板及びヒートシンク材等の概要
・事故時に原子炉容器内のナトリウムの上部空間を覆っているアルゴンカバーガスの圧力が異常に上昇した場合に、金属板が破裂することによってガスを放出し、圧力を逃がすことによって、圧力上昇を防ぐ安全板を設置する。
・安全板から放出されるガスにはナトリウムミスト（霧状のもの）が含まれるため、ナトリウムミストが配管内に付着し、閉塞させてしまわないよう、安全板に至るまでのカバーガス系の配管に電気ヒータを新設する。
・安全板の解放時には、その区画に高温のナトリウムミストが放出されるため、そのヒートシンク材としてアルミナ
ボールを置き、床面には断熱材を敷く。

安全板（ラプチャーディスク）
金属板破裂のイメージ（左：破裂前 右：破裂後）アルミナボール

118

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止

Ⅳ事故対策

BDBA及びその対策の例
BDBA超過故意による大型航空機の衝突にあっては、油火災と大規模なナトリウム火災の重畳を考えることとし、大型航空
機から漏えいした燃料油及び衝突を受けた建物に内包する設備が損壊し、漏えいしたナトリウムによる大規模な火災を想定する。
大規模な自然災害にあっては、本原子炉施設の特徴を踏まえ、格納容器（床上）、格納容器（床下）及び主冷却機
建物に内包する設備が損壊し、漏えいしたナトリウムによる大規模なナトリウム火災を想定する。大規模ナトリウム火災の想定に当たっては、相対的に安全余裕が小さい機器の損壊によるナトリウム漏えいを基本として想定する。
格納容器（床下）は、機器の損壊に加え、窒素雰囲気による不活性化が維持されない場合を想定する。
これらに対して、事故の状況（炉心損傷防止が困難な状態及び地震により複数の設備が同時に損壊している状態を含む。）に応じて、大規模な火災の消火活動、炉心損傷緩和対策、格納容器破損緩和対策及び事業所外への放射性物質の放出抑制措置等を柔軟かつ適切に組み合わせて対策を講じることを基本方針とする。
【整備する資機材】
資機材の名称
仮設カバーシート
仮設放水設備
泡消火設備
特殊化学消火剤
乾燥砂消火剤
消火剤遠隔散布設備
仮設不活性ガス送気設備
仮設給電設備
移動式揚重設備
資機材運搬車両
防護機材

資機材を使用する対策
事業所外への放射性物質等の放出抑制対策
事業所外への放射性物質等の放出抑制対策、大規模な火災の消火活動
大規模な火災の消火活動
大規模な火災の消火活動
大規模な火災の消火活動
大規模な火災の消火活動
大規模な火災の消火活動、格納容器破損緩和対策
炉心損傷緩和対策
各対策
各対策
各対策

119

Ⅳ 想定する事故及び事故発生時の安全対策（事故対策）
Ⅳ-ⅲ 事故時の対応

120

事故時の対応

Ⅳ事故対策

災害、事故等が発生した場合の対策を迅速かつ的確に対処できるよう、様々な訓練を繰り返し実施◆ 緊急時対策所
安全情報交流棟
・安全情報交流棟に緊急時対策所を整備◆ 総合訓練・HTTR、高速実験炉「常陽」の同時発災を想定した訓練（令和元年10月15日）➢ 原災法事象を想定した総合防災訓練（年1回実施）
総合訓練
・現地対策本部の設置・本部員の招集
・ＥＡＬ事象に対する緊急時対応
・原子力規制庁（ＥＲＣ）との情報共有
・後方支援拠点等との連携 等➢ 管理区域内の火災を想定した総合訓練（年1回実施）
現場指揮所
障害物除去
・現地対策本部の設置・本部員の招集
・公設消防と自衛消防隊との連携 等
要素的訓練◆ 要素的訓練➢ 運転員に対して多種、多段階の事故対応訓練を実施➢ 高速炉の特徴を踏まえたナトリウム消火訓練等の対応訓練を実施➢ その他の訓練（計画的に実施）
緊急事態を想定し、以下の訓練を実施している。
ナトリウム・通報訓練：勤務時間外の連絡体制、人員確保の確認
火災消火訓練SBO対応訓練
・消火訓練：消火器の取り扱い方法を確認
121・緊急作業訓練：緊急作業(100mSv超)を想定した事故時対応

事故時の対応（防災資機材(一例））

Ⅳ事故対策○原災法に基づいて備えている防災資機材の一例
分類

原子力防災資機材現況届出書の名称

数量

点検頻度

点検内容

保管場所

放射線障害防護用器
具

汚染防護服

30組

１回／年

外観、員数

防護機材倉庫非常用通信機器

緊急時電話回線

2回線

１回／年

外観、機能、員数

緊急時対策所

ガンマ線測定用サーベイメータ

4台

１回／年

外観、機能、員数

安全管理棟

4台

１回／年

外観、機能、員数

安全管理棟

1台

１回

外観、機能、員数

特殊倉庫

ヨウ素剤

300錠

１回／年

員数

健康管理棟

除染用具

1式

１回／年

外観、員数

防護機材倉庫原子力防災資機材現況届出書の名称

数量

点検頻度

点検内容

保管場所

計測器等

個人用外部被ばく線量測定器（中性子）

5台

１回／年

外観、機能、員数

防護機材倉庫

非常用電源

簡易型発電機3台

１回／年

外観、機能、員数

防護機材倉庫統合原子力防災ネット
ワーク通信機器

テレビ会議システム

1台

１回／月＊

外観、機能、員数

緊急時対策所

その他

タンクローリー

1台

１回／年

外観、機能、員数

第二車庫

計測器等

可搬型ダスト測定関連機器
その他

その他

サンプラ

モニタリングカー○原災法によらず備えている防災資機材の一例
分類＊定期的な接続確認は、あらかじめ定めるところによる。

大洗研究所における原子力事業者防災業務計画（令和5年5月）より抜粋。全ての防災資機材は参考資料に示す。

122

事故時の対応（第３０条：通信連絡設備）

Ⅳ事故対策

大洗研究所

高速実験炉部
事故現場①「常陽」現場指揮所②

安全情報交流棟「常陽」又は全域放送用スピーカ－
ページング装置スピーカー
固定電話

固定電話、携帯電話、
FAX 等

現地対策本部③

大洗研究所全域
構内放送設備

構内一斉放送設備（スピーカー）

異常時通報連絡先機関等④
固定電話、携帯電話、FAX 等

関係官庁
自治体（茨城県、大洗町、隣接市町村 等）
その他関係機関① 施設内の通信連絡③ 敷地内の通信連絡事故等が発生した場合に、「常陽」内の全ての人々に対して、現場指揮所から指示できる通信連絡設備

設計基準事故等が発生した場合に、敷地内の全ての人々に対して、事象発生の連絡や避難指示等を行うための通信連絡設備を設ける② 施設間の通信連絡④ 敷地外の通信連絡

現場指揮所と現地対策本部の通信連絡設備は、多様性を備え、相互に連絡が取れる設計

現地対策本部から関係官庁等へ連絡を行うための通信連絡設備は、専用であって多様性を確保した設計

123

事故時の対応（大洗研究所現地対策本部の体制）

副本部長（副原子力防災管理者）（16名体制）

Ⅳ事故対策

総括班

避難指示、事故状況の提供（14名）

情報班

情報の送受信と整理（16名）

広報班

報道対応、情報公開対応（16名）

外部対応班

関係官庁、自治体への通報連絡及び説明（24名）

本部長（原子力防災管理者）

現地対策本部：
約180名体制（令和5年5月1現在）

環境監視グループ

環境モニタリングの実施（3名）

放管グループ

屋外で活動する者の被ばく管理等（5名）

厚生医療グループ

負傷者、被ばく者の救護（7名）

管理グループ

人員点呼集約、
避難誘導、構内出入り管理（10名）

工務グループ

水、電気等のインフラ対応（11名）

消防グループ

自衛消防隊による消防活動（22名）※

支援グループ
本部スタッフ（6名）

現場対応班（発災施設）

応急対策、復旧対策の実施

大規模災害若しくは重大な原子力災害等が発生した場合、又は所長の判断※）公設消防到着後は、共同で作業を行う。なお、火災等が発生した場合
は、火災を発見した者が直ちに公設消防へ連絡することとしており、また、公設消防は直ちに施設内へ入域できる体制としている。

緊急時調達班

必要な資機材及び燃料の調達（9名）

緊急時資機材運転管理班

可搬型発電機等の運転、燃料の搬送・給油（15名）

緊急時遠隔機材運用班

遠隔機材の操作、災害での状況調査等
（8名）

124

事故時の対応（「常陽」現場対応班の体制）

Ⅳ事故対策（「常陽」現場対応班）

現地対策本部
（安全情報交流棟）

現場指揮所（高速実験炉部）〇現場対応班長〇現場対応副班長〇現場対応班付◇原子炉運転班（10名以上）◇連絡班（15名以上）◇消火班（20名以上）◇資機材班（15名以上）◇放管班（5名以上）◇応急措置班（10名以上）◇救護班（5名以上）〇「常陽」原子炉主任技術者〇核燃料取扱主務者〇放射線取扱主任者
原子炉運転班・中央制御室の状態及び建物損壊状況等の確認連絡・警戒班・通信連絡設備の状態の確認
・状況確認、連絡、周辺の警戒
消火班
・ナトリウム火災対応
資機材班
・資機材（電源及び水源を含む）の状態の確認
・アクセスルートの状態の確認
放管班
・緊急作業従事者の被ばく管理・放射線防護の管理
応急措置班
・応急措置の実施
救護班・負傷者の救護

現場（中央制御室）

現場対応班：
約170名（運転員除く）

〇当直長
〇副当直長
◇運転員

・原子炉停止の確認
・安全機能の状態の確認
・プラントパラメータの監視及び監視機能の確認125

Ⅴ 適合確認完了までの工事計画予定

126

適合確認完了までの工事計画予定
工

事

Ⅴ工事計画

画

計

〔高速実験炉原子炉施設〕
年
項

目

度

２０２２

２０２３

２０２４
工

２０２５

２０２７

２０２６

事

地盤補強対策

工

運

用

運

用

運

用

運

用

運

用

運

用

運

用

事

耐震補強対策竜巻防護対象施設の

工

事

補強対策

内部火災及び内部溢水に係る防護対象施設の補強対策

工

多量の放射性物質等を放出する事故の拡大の防止対策工

中央制御室の機能の

工

事

事

事

補強対策
原子炉停止系統の信頼性強化対策

工

事

127

参考資料

128

耐震重要度分類（Ｓクラス）

クラス

Ｓ

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)（ⅰ）① 原子炉容器原子炉冷却材バウン １）本体
ダ リ を 構 成 す る 機 ② １次主冷却系、１次補助冷器・配管系
却系及び１次ナトリウム充填・
ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）

適用範囲１）機器・配管等の支 １）原子炉建物
持構造物
２）原子炉附属建物（ⅱ）① 原子炉附属建物使用済燃
１）機器・配管等の支 １）原子炉建物
使用済燃料を貯蔵す 料貯蔵設備
持構造物
２）原子炉附属建物るための施設
１）貯蔵ラック
２）水冷却池② 炉内燃料貯蔵ラック（炉心バレル構造物のうち、バレル
構造体）
（ⅲ）
① 制御棒
① 電気計装設備（原子炉保護 １）機器・配管、電気 １）原子炉建物
原 子 炉 の 緊 急 停 止 ② 制御棒駆動系
系（スクラム）に関するもの）
計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物のために急激に負の １）駆動機構② 炉心支持構造物
構造物
反応度を付加するた ２）上部案内管
１）炉心支持板
め の 施 設 及 び 原 子 ３）下部案内管２）支持構造物
炉 の 停 止 状 態 を 維 ③ 後備炉停止制御棒③ 炉心バレル構造物
持するための施設④ 後備炉停止制御棒駆動系
１）バレル構造体
１）駆動機構④ 炉心構成要素
２）上部案内管
１）炉心燃料集合体３）下部案内管
２）照射燃料集合体
３）内側反射体４）外側反射体（Ａ）
５）材料照射用反射体６）遮へい集合体
７）計測線付実験装置
８）照射用実験装置
(*1)
(*2)
(*3)
(*4)
(*5)
(*6)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設検討用
地震動(*6)
SS
SS

SS
SS

SS
SS

適用範囲
１）格納容器内旋回式天井クレーン
２）燃料出入機
３）回転プラグ
４）１次オーバフロー系の一部
５）１次ナトリウム充填・ドレン系の一部
６）１次アルゴンガス系の一部
７）窒素ガス予熱系の一部
８）カバーガス法燃料破損検出設備の一部
１）原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備キャスククレーン
２）原子炉附属建物使用済燃料貯蔵設備燃料移送機
３）格納容器内旋回式天井クレーン
４）燃料出入機
５）回転プラグ
１）格納容器内旋回式天井クレーン
２）燃料出入機
３）回転プラグ

検討用
地震動(*6)
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS

主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
SS：基準地震動Ssにより定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

129

耐震重要度分類（Ｓクラス）

クラス

Ｓ

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設

適用範囲（ⅳ）① 原子炉容器
１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
原子炉停止後、炉心 １）本体
計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物から崩壊熱を除去す ② 炉心支持構造物
構造物
３）主冷却機建物るための施設１）炉心支持板
２）支持構造物③ 炉心構成要素
１）炉心燃料集合体
２）照射燃料集合体④ １次主冷却系、１次補助冷却系
及び１次ナトリウム充填・ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）
２）１次主循環ポンプポニーモータ
３）逆止弁⑤ ２次主冷却系、２次補助冷却系、２次ナトリウム純化系及び２次ナトリウム充填・ドレン系
１ ）冷却 材バウンダリ に属 する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）
２）主冷却機（主送風機を除く。）（ⅴ）① 原子炉容器① 電気計装設備（ナトリ １）機器・配管、電気 １）原子炉建物
原子炉冷却材バウン １）リークジャケット
ウム漏 えい検出器に関 計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物
ダリ破損事故の際に ② １次主冷却系、１次補助冷却系 するもの）
構造物
障壁となり、１次冷却 及び１次ナトリウム充填・ドレン系
材の漏えいを低減す のうち、原子炉冷却材バウンダリにるための施設属する容器・配管・ポンプ・弁の配管（外側）又はリークジャケット③ １次主冷却系
１）逆止弁④ １次補助冷却系
１）サイフォンブレーク止弁⑤ １次予熱窒素ガス系
１）仕切弁

検討用
地震動(*6)
SS
SS
SS

適用範囲
１）１次オーバフロー系の一部
２）１次ナトリウム充填・ドレン系の一部
３）１次アルゴンガス系の一部
４）窒素ガス予熱系の一部
５）カバーガス法燃料破損検出設備の一部
６）２次ナトリウム純化系の一部
７）２次ナトリウム充填・ドレン系の一部
８）２次アルゴンガス系の一部
９）主送風機10）ナトリウム漏えい対策用受樋

検討用
地震動(*6)
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS

SS
SS

130

耐震重要度分類（Ｓクラス）

クラス

Ｓ

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設適用範囲（ⅵ）① 格納容器① 電気計装設備（原子炉 １）機器・配管、電気 １）原子炉建物
原子炉冷却材バウン ② 格納容器バウンダリに属する配 保 護 系 （ ア イ ソ レ ー シ ョ 計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物
ダリ破損事故の際に 管・弁ン）に関するもの）
構造物
障壁となり 、放射性物質の放散を直接防ぐための施設（ⅶ）① 核燃料物質取扱設備
放 射 性 物 質 の 放 出 １）燃料出入機のうち、コフィンを伴 うよ うな事 故 の ２）トランスファロータのうち、本体及際にその外部放散をびケーシング
抑制するための施設 ３）燃料取扱用キャスクカーのうち、
で、上記（ⅵ）以外のキャスク
施設
４）ナトリウム洗浄装置のうち、燃料
洗浄槽
５）燃料集合体缶詰装置のうち、回転移送機（ⅷ）① 中央制御室
その他② 非常用ディーゼル電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）③ 交流無停電電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）④ 直流無停電電源系（上記（ⅰ）～（ⅷ）に関連するもの）⑤ 補機冷却設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）⑥ 空調換気設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連するもの）

検討用
地震動(*6)SSSS１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物
構造物

SS
SS

１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計装設備等の支持 ２）原子炉附属建物
構造物
３）主冷却機建物

SS
SS
SS

適用範囲

検討用
地震動(*6)１）主排気筒２）燃料交換機
３） １次ナトリウム純化系の一部
４）１次ナトリウム充填・ドレン系の一部
５）１次アルゴンガス系の一部
６）窒素ガス予熱系の一部
７）２次ナトリウム充填・ドレン系の一部
８）核燃料物質取扱設備の一部
９）格納容器雰囲気調整系 の一部
10）安全容器の呼吸系の一部
11）アルゴンガス供給設備の一部
12）窒素ガス供給設備の一部
13）格納容器内雰囲気調整系再循環空調機
１）燃料出入機
２）燃料取扱用キャスクカー（キャスクを除く。）

SS
SS
SS
SS

１）原子炉附属建物空調換気設備
燃料洗浄室系及び水冷却池室系
給気ダクトの一部
２）１次ナトリウム純化系コールドト
ラップ冷却窒素ガス冷却器

SS

SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS
SS

SS
SS

SS

131

耐震重要度分類（耐震Ｂクラス）

クラス

B

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設（ⅰ）
１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅱ）
２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵しうる施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅲ）
原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管系（ⅳ）
放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし、内蔵量が少ない
か又は貯蔵方式により 、そ の 破 損 に よ って公衆に与える放射線の影響が年間の周辺監視区域外の許容被ばく線量に比べ十分小さいものは除く。）① １次ナトリウム純化系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポン
プ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）② １次オーバフロー系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポン
プ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）③ １次ナトリウム充填・ドレン系のうち、１次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）① ２次ナトリウム純化系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポン
プ・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）② ２次補助冷却系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・ポンプ・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）③ ２次ナトリウム充填・ドレン系のうち、２次冷却材を内蔵しているか、又は内蔵し得る容器・配管・弁（Ｓクラスに属するもの及び計装等の小口径のものを除く。）① １次アルゴンガス系
１）原子炉カバーガスのバウンダリに属する容器・配管・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く。）② 回転プラグ（ただし、計装等の小口径のものを除く。）① 気体廃棄物処理設備② 液体廃棄物処理設備③ 液体廃棄物貯蔵設備

適用範囲

検討用
地震動(*6)１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物

SB
SB

１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物
３）主冷却機建物

SBSBSB１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物

SB
SB

１）機器・配管、電気 １）原子炉附属建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）第一使用済燃料
構造物
貯蔵建物
３）第二使用済燃料
貯蔵建物
４）廃棄物処理建物
５）メンテナンス建物

SB
SB

適用範囲

検討用
地震動(*6)

SB
SB
SB

132

耐震重要度分類（耐震Ｂクラス）

クラス

B

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設（ⅴ）① 核燃料物質取扱設備（Ｓクラスに属するもの
放 射 性 廃 棄 物 以 外 を除く。）の 放 射 性 物 質 に 関 ② 放射線低減効果の大きい遮蔽（安全容器及連した設備で、その びコンクリート遮へい体冷却系を含む。）
破損により公衆及び従業員に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設で、Ｓクラス以外の施設（ⅵ）① 第一使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵
使用済燃料を貯蔵す 設備るための施設で、Ｓ １）貯蔵ラック
クラス以外の施設
２）水冷却池② 第二使用済燃料貯蔵建物使用済燃料貯蔵設備
１）貯蔵ラック
２）水冷却池（ⅶ）① 原子炉附属建物水冷却池水冷却浄化設備
使用済燃料を冷却す ② 第一使用済燃料貯蔵建物水冷却池水冷却るための施設浄化設備③ 第二使用済燃料貯蔵建物水冷却池水冷却浄化設備（ⅷ）① 外周コンクリート壁
放 射 性 物 質 の 放 出 ② アニュラス部排気系を伴 うよ うな事 故 の １）アニュラス部排気系（アニュラス部常用排気際にその外部放散を フィルタを除く。）(*7)
抑制するための施設 ③ 非常用ガス処理装置(*7)
で 、 Ｓ ク ラ ス 以 外 の ④ 主排気筒
施設（ⅸ）
① 中央制御室（Ｓクラスに属するものを除く。）
その他② 非常用ディーゼル電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）③ 交流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）④ 直流無停電電源系（Ｓクラスに属するものを除く。）⑤ 電気計装設備（事故時監視計器の一部）⑥ 補機冷却設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連する
もの）⑦ 空調換気設備（上記（ⅰ）～（ⅶ）に関連する
もの）

適用範囲

検討用
地震動(*6)１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物

SB
SB

１）第一使用済燃料貯蔵建物
２）第二使用済燃料貯蔵建物

SB１）機器・配管、電気 １）原子炉附属建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）第一使用済燃料
構造物
貯蔵建物
３）第二使用済燃料
貯蔵建物
１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物

SB
SB

１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物
３）主冷却機建物

SB
SB
SB

適用範囲

検討用
地震動(*6)

SB

SB
SB
SB

133

耐震重要度分類（耐震Ｃクラス）

クラス

Ｃ

(*1)
(*2)
(*3)
(*4)
(*5)
(*6)

参考資料

主要設備(*1)

補助設備(*2)

直接支持構造物(*3)

適用範囲

適用範囲

適用範囲

間接支持構造物(*4)

波及的影響を考慮すべき設備(*5)

クラス別施設Ｓクラス及びＢクラス ① 固体廃棄物貯蔵設備
以外の施設② 新燃料貯蔵設備③ 主送風機④ 電気計装設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑤ 補機系設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑥ 空調系設備（Ｓクラス及びＢクラスに属するものを除く。）⑦ 消火設備⑧ その他

適用範囲１）機器・配管、電気 １）原子炉建物
計 装 設 備 等 の 支 持 ２）原子炉附属建物
構造物
３）第一使用済燃料貯蔵建物
４）第二使用済燃料
貯蔵建物
５）廃棄物処理建物
６）旧廃棄物処理建物
７）メンテナンス建物

検討用
地震動(*6)

適用範囲

検討用
地震動(*6)

SC
SC
SC
SC
SC
SC
SC

主要設備とは、当該機能に直接的に関連する設備をいう。
補助設備とは、当該機能に間接的に関連し、主要設備の補助的役割を持つ設備をいう。
直接支持構造物とは、主要設備、補助設備に直接取り付けられる支持構造物若しくはこれらの設備の荷重を直接的に受ける支持構造物をいう。
間接的支持構造物とは、直接支持構造物から伝達される荷重を受ける構造物（建物・構築物）をいう。
波及的影響を考慮すべき設備とは、下位の耐震クラスに属するものの破損によって上位の分類に属するものに波及的影響を及ぼすおそれのある設備をいう。
SS：基準地震動Ssにより定まる地震力。
SB：耐震Ｂクラス施設に適用される静的地震力。
SC：耐震Ｃクラス施設に適用される静的地震力。

134

安全機能の重要度分類（PS-1及びMS-1）

参考資料「常陽」安全重要度分類

分類

機能

構築物、系統又は機器

原子炉冷却材バウ
ンダリ機能① 原子炉容器
１）本体② １次主冷却系、１次補助冷却系及び１次ナトリウム充填・ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く）炉心形状の維持機
能① 炉心支持構造物
１）炉心支持板
２）支持構造物② 炉心バレル構造物
１）バレル構造体③ 炉心構成要素
１）炉心燃料集合体
２）照射燃料集合体
３）内側反射体４）外側反射体（Ａ）
５）材料照射用反射体６）遮へい集合体
７）計測線付実験装置
８）照射用実験装置

ＰＳ
－１

135

安全機能の重要度分類（PS-1及びMS-1）

参考資料「常陽」安全重要度分類

分類

ＭＳ
－１

機能

構築物、系統又は機器① 制御棒② 制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管
原子炉の緊急停止
３）下部案内管及び未臨界維持機能 ③ 後備炉停止制御棒④ 後備炉停止制御棒駆動系
１）駆動機構２）上部案内管３）下部案内管

特記すべき関連系① 炉心支持構造物
１）炉心支持板
２）支持構造物② 炉心バレル構造物
１）バレル構造体③ 炉心構成要素
１）炉心燃料集合体
２）照射燃料集合体
３）内側反射体４）外側反射体（Ａ）
５）材料照射用反射体６）遮へい集合体
７）計測線付実験装置
８）照射用実験装置① 原子炉容器
１）リークジャケット② １次主冷却系、１次補助冷却系及び１次ナトリウム充
填・ドレン系のうち、原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁の配管（外側）又はリークジャケット
１次冷却材漏えい量① 関 連 す る プロ セ ス 計 装③ １次主冷却系の低減機能（ナトリウム漏えい検出器）
１）逆止弁④ １次補助冷却系
１）サイフォンブレーク弁⑤ １次予熱窒素ガス系
136
１）仕切弁

安全機能の重要度分類（PS-1及びMS-1）

参考資料「常陽」安全重要度分類

分類

機能

原子炉停止後の
除熱機能

ＭＳ
－１

構築物、系統又は機器① １次主冷却系
１）１次主循環ポンプポニーモータ
２）逆止弁② ２次主冷却系
１）主冷却機（主送風機を除く）

特記すべき関連系① 原子炉容器
１）本体② １次主冷却系、１次補助冷却系
及び１次ナトリウム充填・ドレン系
１）原子炉冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く）③ ２次主冷却系、２次補助冷却系、２次ナトリウム純化系及び２次ナトリ
ウム充填・ドレン系
１）冷却材バウンダリに属する容器・配管・ポンプ・弁（ただし、計装等の小口径のものを除く）

放射性物質の① 格納容器閉じ込め機能② 格納容器バウンダリに属する配管・弁
工学的安全施設及び① 原子炉保護系（スクラム）① 関連する核計装
原子炉停止系への作② 原子炉保護系（アイソレーション）② 関連するプロセス計装
動信号の発生機能① 中央制御室② 非常用ディーゼル電源系（ＭＳ－１に関連す安全上特に重要なるもの）① 関連する補機冷却設備
関連機能③ 交流無停電電源系（ＭＳ－１に関連するもの）④ 直流無停電電源系（ＭＳ－１に関連するもの）

137

敷地周辺の地質調査（赤城鹿沼テフラの産状）(鉾田市子生地点 Ag-KP層厚:25cm)

参考資料(東茨城郡茨城町地点 Ag-KP層厚:45cm)

赤城鹿沼テフラ(Ag-KP)

赤城鹿沼テフラ(Ag-KP)

赤城水沼1テフラ(Ag-Mz1)

平均最大粒径3mm（上位10個の平均）

平均最大粒径4.2mm（上位10個の平均）径1-3cmの団塊状で層準をなし
分布する

138

高速実験炉「常陽」のバウンダリ（1/2）

参考資料

原子炉冷却材バウンダリ
ナトリウム冷却型高速炉に係る試験研究用等原子炉施設において１次冷却材を内包するものであって、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において冷却材障壁を形成するもので、かつ、それが破壊することにより一次冷却材漏
えい事故となる部分

２次補助
冷却系

１次補助
冷却系

サイフォンブレーク弁
補助
冷却機

補助中間
熱交換器

原子炉容器

制御棒／
後備炉停止制御棒

１次主冷却系（A/B）

駆動機構
１次予熱窒素ガス系仕切弁

上部案内管
回転プラグ

２次主冷系
（A/B）

主中間
熱交換器

下部案内管

原子炉容器

配管（外側）
配管（内側）

主冷却機

配管

逆止弁

バレル
構造体

リークジャケット
炉心支持板
支持構造物

炉心構成要素ナトリウム漏えい
検出器

１次主循環
ポンプ
（主電動機
弁 ／ポニー
モータ）

１次予熱窒素ガス系
１次ナトリウム充填・ドレン系

２次主循環
ポンプ

最
終
（ヒ
大ー
気ト
）シ
ン
ク

２次ナトリウム純化系／
２次ナトリウム充填・ドレン系

139

高速実験炉「常陽」のバウンダリ（2/2）

参考資料

格納容器バウンダリ
原子炉冷却材バウンダリ破損事故の際に障壁となり、放射性物質の放散を直接防ぐための施設

主排気筒
格納容器

外周コンクリート壁

原子炉容器
アニュラス部

１次主冷却系
１次補助冷却系
配管・弁非常用ガス処理装置
アニュラス部排気系
放射線低減効果の大きい遮蔽（安全容器及びコンクリート遮へい体冷却系を含む）

140

事故時の対応（防災資機材）

参考資料

141

事故時の対応（防災資機材）

参考資料

142