東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 23
提出年月日
平成 29 年 7 月 19 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 7 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。

下線部：今回提出資料
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方 H29.1.23 版
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価にあたって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について H29.5.18 版

付録２

原子炉格納容器の限界温度・圧力 H29.3.17 版

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて H29.1.23 版

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失 H29.4.13 版

2.2

高圧注水・減圧機能喪失 H29.5.18 版

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ） H29.6.9 版

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ） H29.6.9 版

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ） H29.6.9 版
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合 H29.7.6 版

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合 H29.4.13 版

2.5

原子炉停止機能喪失 H29.7.6 版

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ） H29.5.18 版

2.8

津波浸水による注水機能喪失

5.

H29.4.13 版

H29.6.30 版

重大事故
3.1

4.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１ H29.6.15 版

4.2

想定事故２ H29.6.15 版

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

H29.6.15 版

5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失

H29.6.15 版
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

H29.6.15 版

H29.6.15 版

必要な要員及び資源の評価

H29.1.23 版

6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

目次

添付資料 1.2.1

定期検査工程の概要

添付資料 1.3.1

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

添付資料 1.3.2

運転員等の操作時間に対する仮定

添付資料 1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について添付資料 1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付資料 1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について添付資料 1.5.3

使用済み燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事
故（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件
について

添付資料 1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー

添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.3

7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.4

7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）添付資料 2.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

目-4添付資料 2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料 2.2.4

7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪
失）添付資料 2.3.1.1

全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の 8 時
間継続運転が可能であることの妥当性について

添付資料 2.3.1.2

蓄電池による給電時間評価結果について添付資料 2.3.1.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.5

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について添付資料 2.3.1.6

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.7

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.2.1

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代
替注水系の 8 時間継続運転が可能であることの妥当性について目-5添付資料 2.3.2.2

蓄電池による給電時間評価結果について添付資料 2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢ
Ｕ））

添付資料 2.3.2.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.5

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.6

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.3

減圧・注水開始の時間余裕について

添付資料 2.3.3.4

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.5

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｐ））

添付資料 2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失
目-6した場合））
添付資料 2.4.1.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.3

7 日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.4

7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.2.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））添付資料 2.4.2.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.3

7 日間における水源の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.4

7 日間における燃料の対応について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.4.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

添付資料 2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料 2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について添付資料 2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料 2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原目-7

子炉停止機能喪失）
添付資料 2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料 2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料 2.5.7

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源温度の影響

添付資料 2.5.8

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料 2.5.9

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料 2.5.10

原子炉水位が低めに維持される条件設定とした場合の影響添付資料 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料 2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料 2.6.3

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.4

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

添付資料 2.6.6

7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）添付資料 2.6.7

7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）添付資料 2.6.8

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.7.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について添付資料 2.7.2

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ））
目-8

添付資料 2.7.3

解析コード条件及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.4

7 日間における水源の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.5

7 日間における燃料の対応について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.7.6

常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

添付資料 2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について

添付資料 2.8.2

地震発生と同時に津波が到達するとした評価上の想定の妥当性について

添付資料 2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料 3.1.2.1

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について

添付資料 3.1.2.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.2.3

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）における炉心の損傷状態及び損傷炉心の位置について

添付資料 3.1.2.4

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料 3.1.2.5

格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について

添付資料 3.1.2.6

非凝縮性ガスの影響について
目-9添付資料 3.1.2.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.8

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料 3.1.2.9

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.10

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.11

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））添付資料 3.1.3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）におけるＣｓ137 放出量評価について

添付資料 3.1.3.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.3.3

安定状態について（代替循環冷却系を使用しない場合）

添付資料 3.1.3.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.5

7 日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））
目-10添付資料 3.1.3.6

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.7

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））添付資料 3.2.1

原子炉建屋から大気中への Cs-137 の漏えい量について

添付資料 3.2.2

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について添付資料 3.2.3

格納容器破損モード「ＤＣＨ」，「ＦＣＩ」，「ＭＣＣＩ」の評
価事故シーケンスの位置付け

添付資料 3.2.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料 3.2.5

7 日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.6

7 日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接接触）添付資料 3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）に関する知見の整理について

添付資料 3.3.2

水蒸気爆発の発生を仮定した場合の原子炉格納容器の健全性への影響評価添付資料 3.3.3

ペデスタル（ドライウェル部）への水張りの適切性
目-11添付資料 3.3.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用）

添付資料 3.3.5

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料 3.3.6

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料 3.4.1

Ｇ値の不確かさによる評価結果への影響

添付資料 3.4.2

水の放射線分解の評価について

添付資料 3.4.3

安定状態について添付資料 3.4.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（水素燃焼）

添付資料 3.4.5

原子炉注水開始時間の評価結果への影響

添付資料 3.5.1

安定状態について添付資料 3.5.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融燃料・コンクリート相互作用）

添付資料 3.5.3

溶融炉心の崩壊熱及び溶融炉心からプール水ヘの熱流束を保守的に考慮する場合のペデスタル（ドライウェル部）のコン
クリートの浸食量及び溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する非凝縮性ガスの影響評価

添付資料 3.5.4

ペデスタル（ドライウェル部）床部の構造について添付資料 4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出に
目-12

ついて
添付資料 4.1.3

安定状態について添付資料 4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

添付資料 4.1.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料 4.1.6

7 日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料 4.1.7

7 日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料 4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.2.2

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

添付資料 4.2.3

安定状態について添付資料 4.2.4

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料 4.2.5

7 日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料 4.2.6

7 日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料 5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算
方法について添付資料 5.1.2

重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件
設定

添付資料 5.1.3

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱
設定の考え方

添付資料 5.1.4

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.1.5

原子炉停止中崩壊熱除去機能喪失）

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について
目-13

添付資料 5.1.6

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

崩壊

熱除去機能喪失）添付資料 5.1.7

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料 5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交

流動力電源喪失）添付資料 5.2.3

7 日間における水源の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.4

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価について添付資料 5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方

添付資料 5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.3.4

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）
原子炉冷却材の流出）添付資料 5.3.5

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）

添付資料 5.4.1

安定停止状態について（運転停止中
目-14

反応度の誤投入）添付資料 5.4.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

反応度の誤投入）

添付資料 5.4.3

反応度誤投入事象の代表性について

添付資料 6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料 6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について添付資料 6.2.2

重要事故（評価事故）シーケンス以外の事故シーケンスの要員の評価について添付資料 6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について

目-15

1.

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方

1.1

概

要

本発電用原子炉施設において，「運転中の原子炉における重大事故に 至 る お そ れ が あ る 事 故 」，
「 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 」，
「使
用 済 燃 料 プ ー ル に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 」及 び「 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」（以下「 重 大 事 故 等 」 と い う 。） が 発 生 し た 場 合 に も ， 炉 心 や 燃 料 集 合 体 の著しい損傷の防止あるいは原子炉格納容器（以下「格納容器」という 。）の 破 損 及 び 発 電 所 外 へ の 放 射 性 物 質 の 異 常 な 水 準 の 放 出 の 防 止のために講ずることとしている措置（以下「重大事故等対策」という 。） が 有 効 で あ る こ と を 示 す た め ， 以 下 の と お り ， 評 価 対 象 と す る
事故シーケンスを整理し，対応する評価項目を設定した上で，計算プログラムを用いた解析等を踏まえて，設備，手順及び体制の有効性を評価する。

1.1.1

評価対象の整理及び評価項目の設定

本発電用原子炉施設を対象とした確率論的リスク評価（以下「ＰＲ Ａ 」 と い う 。） の 知 見 等 を 踏 ま え ， 重 大 事 故 等 に 対 処 す る た め の 措
置が基本的に同じである事故シーケンスのグループ化を行い，措置の有効性を確認するための代表的な事故シーケンス（以下「重要事
故 シ ー ケ ン ス 」 と い う 。） を 選 定 し て ， 対 応 す る 措 置 の 有 効 性 評 価 を行う。
有効性評価に際しては，事故の様相やプラントの特徴を踏まえて有効性を確認するための評価項目を設ける。
具 体 的 に は 「 1 .2

評価対象の整理及び評価項目の設定」による。
1－1

1.1.2

評価にあたって考慮する事項

有効性評価は，「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」に係る適合性状況説明資料（以下「技術的能力に係る審査基準への適合状況
説 明 資 料 」 と い う 。） で 講 ず る こ と と し て い る 措 置 の う ち ，「 重 大 事
故等対処設備について」で重大事故等対処設備としている設備を用いたものを対象とするが，手順及び体制としてはその他の措置との関係を含めて必要となる水源，燃料及び電源の資源並びに要員を整理 し た 上 で ，安 全 機 能 の 喪 失 に 対 す る 仮 定 ，外 部 電 源 に 対 す る 仮 定 ，単一故障に対する仮定，運転員等の操作時間に対する仮定等を考慮
し て ，原 則 と し て 事 故 が 収 束 し ，「 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故に 至 る お そ れ が あ る 事 故 」及 び「 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 」
については原子炉及び格納容器が安定状態に，「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」については使用済燃料プ
ー ル の 水 位 が 回 復 し ，水 位 及 び 温 度 が 安 定 し た 状 態 に ，「 運 転 停 止 中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」については原子 炉 が 安 定 状 態 （ 以 下 「 原 子 炉 等 が 安 定 停 止 状 態 」 と い う 。） に 導 かれる時点までを対象とする。
具 体 的 に は 「 1.3

1.1.3

評価にあたって考慮する事項」による。

有効性評価に使用する計算プログラム

有 効 性 評 価 に お い て 使 用 す る 計 算 プ ロ グ ラ ム（ 以 下「 解 析 コ ー ド 」と い う 。） は ， 事 故 シ ー ケ ン ス の 特 徴 に 応 じ て ， 評 価 項 目 と な る パ ラ
メータに有意な影響を与える現象や運転員等操作に有意な影響を与1－2

え る 現 象 （ 以 下 「 重 要 現 象 」 と い う 。） が モ デ ル 化 さ れ て お り ， 実 験
等を基に妥当性が確認され，適用範囲を含めてその不確かさが把握されているものを選定して使用する。
具 体 的 に は「 1.4

有 効 性 評 価 に 使 用 す る 計 算 プ ロ グ ラ ム 」に 示 す

解析コードを使用する。

1.1.4

有効性評価における解析の条件設定

有 効 性 評 価 に お け る 解 析 の 条 件 設 定 に つ い て は ，「 1.3

評価にあたって考慮する事項」による仮定等を考慮するとともに，事象進展の不確かさを考慮して，設計値等の現実的な条件を基本としつつ，原則，有効性を確認するための評価項目となるパラメータの判断基
準に対する余裕が小さくなるよう設定する。また，解析コードや解析条件の不確かさの影響が大きい場合には，影響評価において感度解析等を実施することを前提に設定する。
具 体 的 に は「 1.5

有 効 性 評 価 に お け る 解 析 の 条 件 設 定 の 方 針 」に

よる。

1.1.5

解析の実施

有効性評価における解析は，評価項目となるパラメータの推移のほか，事象進展の状況を把握する上で必要なパラメータの推移について解析を実施し，その結果を明示する。
なお，事象進展の特徴や厳しさ等を踏まえ，解析以外の方法で原子炉等が安定停止状態に導かれ，評価項目を満足することが合理的に説明できる場合はこの限りではない。

1－3

1.1.6

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，
運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
これらの不確かさの影響を踏まえても，措置の実現性に問題がな
く，評価項目を満足することを感度解析等により確認する。
具 体 的 に は「 1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

方針」による。

1.1.7

必要な要員及び資源の評価

必要な要員及び資源については，少なくとも外部資源がないもの
として発電所内単独での措置を 7 日間継続して実施できることを確認する。
具 体 的 に は 「 1.8

1.2

必要な要員及び資源の評価方針」による。

評価対象の整理及び評価項目の設定
重大事故等対策の有効性を確認するため，重大事故等のそれぞれについて，以下のとおり，事故シーケンスのグループ化，重要事故
シーケンスの選定及び有効性を確認するための評価項目の設定を行う。
炉心損傷防止対策及び運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスグループ並びに格納容器破損防止対策の有効性を確認する格納容器破損モード（以下「事故シー ケ ン ス グ ル ー プ 等 」 と い う 。） の 選 定 に 当 た っ て は ， ア ク シ デ ン ト
マネジメント策や緊急安全対策等を考慮しない仮想的なプラント状
1－4

態を対象として実施したＰＲＡの結果を活用する。
「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に対しては，原子炉施設内部の原因によって引き起こされる事象（以下 「 内 部 事 象 」 と い う 。） を 対 象 と す る 内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １
ＰＲＡに加えて，ＰＲＡが適用可能な外部事象として地震，津波についてそれぞれ地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡを活用
す る 。「 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 」 に 対 し て は ， 内 部 事 象 出
力 運 転 時 レ ベ ル １ ．５ Ｐ Ｒ Ａ を 活 用 す る 。
「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に対しては，内部事象停止
時レベル１ＰＲＡを活用する。
ＰＲＡを実施した結果，本原子炉施設の運転中の炉心損傷頻度は10 － ４ ／ 炉 年 程 度 ，格 納 容 器 破 損 頻 度 は 10 － ４ ／ 炉 年 程 度 ，運 転 停 止 中の 炉 心 損 傷 頻 度 は 10 － ５ ／ 施 設 定 期 検 査 程 度 で あ る 。
また，現状ＰＲＡが適用できない地震，津波以外の外部事象については，当該外部事象により誘発される起因事象について分析した
結果，いずれも内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡで想定する起因
事象に包絡されること及び炉心損傷後の格納容器内の事象進展は内部事象と同等であると考えられることから，新たに追加すべき事故
シーケンスグループはない。
なお，有効性評価における重要事故シーケンスと「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（以下 「 技 術 的 能 力 審 査 基 準 」 と い う 。）」，「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（以下「設置許可 基 準 規 則 」 と い う 。）」 及 び 「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 施 設
1－5

の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 （ 以 下 「 技 術 基 準 規 則 」 と い う 。）」 と の 関
連 を 第 1.2-1 表 に 示 す 。
ここで記載している事故シーケンスグループ等の選定の考え方に
つ い て は ，「 付 録 1

事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について」に示す。

1.2.1

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

1.2.1.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」については，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対し，原子炉施設の安全性を損なうことがないよう設計することが求められる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケンスについて本原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえてグループ化
し，それぞれの事故シーケンスグループに対して重要事故シーケンスを選定し評価を行う。
(1)

事故シーケンスの抽出
内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から炉心損傷に至ることを防止するための緩和設備等の成功及び失敗の組合せについてイベントツリーを用いて網羅的に分析
し ， 炉 心 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 抽 出 す る 。 第 1.2-1 図 に 内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリーを示す。
地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡにおいては，地震や津波により引き起こされる起因事象をプラントへ与える影響度の高い順に階層イベントツリーの形で整理することで，複合的な
1－6

事象発生の組み合わせも含めた事故シーケンスの抽出を実施している。また，緩和設備による対応に期待できる起因事象について
は，内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡと同様に各起因事象の発生から炉心損傷に至ることを防止するための緩和設備等の成功及び失敗の組合せについてイベントツリーで分析し，事故シーケン
ス を 抽 出 し て い る 。 第 1.2-2 図 に 地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の 階 層 イ ベ
ン ト ツ リ ー を ， 第 1.2-3 図 に 地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の イ ベ ン ト ツ リ
ー を ，第 1.2-4 図 に 津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の 階 層 イ ベ ン ト ツ リ ー を ，
第 1.2-5 図 に 津 波 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ の イ ベ ン ト ツ リ ー を 示 す 。
地震の場合，各安全機能の喪失に至るプロセスは異なるものの，喪失する安全機能が内部事象と同じ場合は炉心損傷を防止するための緩和設備も同じとなるため，事故シーケンスは内部事象と同じとなる。また，地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡでは，複数の安全機能が地震又は津波によって同時に損傷する事象
や，建屋・構築物等の損傷の発生により直接的に炉心損傷に至る
事故シーケンスについても取り扱う。

(2)

事故シーケンスのグループ化
ＰＲＡの知見を活用して抽出した事故シーケンスを，重大事故等に対処するための措置が基本的に同じとなるよう，炉心損傷に至る主要因の観点から以下の事故シーケンスグループに分類する。
ａ．高圧・低圧注水機能喪失
ｂ．高圧注水・減圧機能喪失
ｃ．全交流動力電源喪失
ｄ．崩壊熱除去機能喪失
1－7

ｅ．原子炉停止機能喪失
ｆ．ＬＯＣＡ時注水機能喪失
ｇ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
ｈ．津波浸水による注水機能喪失
津波ＰＲＡより抽出される事故シーケンスについては，敷地内への浸水により内部事象起因の事故シーケンスとはプラントへの影響が異なることから，津波特有の事故シーケンスグループとして抽出している。
また，地震特有の事象で，以下に示す事故シーケンスは，地震動に応じた安全機能の損傷の程度や影響を定量化することが困難であるため，上記の事故シーケンスグループとは直接的に対応しない事象として抽出している。
・原子炉建屋損傷
・格納容器損傷
・原子炉圧力容器損傷
・格 納 容 器 バ イ パ ス（ 地 震 に よ る 格 納 容 器 外 で の 配 管 破 損 と 隔離弁の閉失敗の重畳）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅ－ＬＯＣＡ）
・計装・制御系喪失
・直流電源喪失＋原子炉停止失敗
・交流電源喪失＋原子炉停止失敗
これらの事故シーケンスの全炉心損傷頻度への寄与割合は極めて 小 さ く ，全 て を 合 計 し て も 0.6％ 程 度 で あ り 有 意 な 頻 度 で は な い 。
更に，これらの事故シーケンスはプラントに及ぼす影響について大きな幅を有しており，事故シーケンスグループとして単独で定1－8

義するものではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応
していくべきものである。具体的には，影響が限定されるような
小規模な事故の場合には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用して，事故進展の緩和を図ることが可能であり，実際には炉心損傷頻度はより低減されると考えられる。なお，上記に該当しないような深刻な事故の場合には，可搬型設備や放水砲等を駆使した大規模損壊対策による対応を含め，臨機応変に影響緩和を図ることとする。
以上のことから，これらの事故シーケンスを有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして追加する必要はないと総合的に判断した。

(3)

重要事故シーケンスの選定
事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定する。重要事故シーケンスは，共通原因故
障又は系統間の機能の依存性，炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間，炉心損傷防止に必要な設備容量及び事故シーケンスグ
ループ内の代表性を考慮し選定する。
各事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス及び重要事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て 整 理 し た 結 果 を 第 1.2-2 表 に ， 重 要 事 故シーケンス選定結果の概要を以下に示す。
ａ．高圧・低圧注水機能喪失
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，高 圧 及 び 低 圧 の 注 水 機 能 が 喪 失
す る こ と で 炉 心 損 傷 に 至 る も の で あ る 。よ っ て ，重 大 事 故 等 対 処
設 備 の 有 効 性 評 価 と し て は ，高 圧 又 は 低 圧 注 水 機 能 に 対 す る 重 大
1－9

事 故 対 処 設 備 に 期 待 す る こ と が 考 え ら れ る 。高 圧 注 水 機 能 を 有 する 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 期 待 す る 場 合 ，よ り 早 期 に 原 子 炉 注 水 を
開 始 す る こ と が で き る た め ，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 小 さ く な り ，判断 基 準 に 対 す る 余 裕 は 大 き く な る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー ケ ン ス
グ ル ー プ に 対 し て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 低 圧 注 水 機 能 の 有 効性を確認することとする。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの中で，原子炉が自動停止する過渡事象又はサポート系喪失（自動停止）
を 起 因 事 象 と す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 方 が ，原 子 炉 を 通 常 停 止 す る
手 動 停 止 ／ サ ポ ー ト 系 喪 失（ 手 動 停 止 ）を 起 因 と す る 事 故 シ ー ケ
ン ス と 比 較 し て 事 象 進 展 が 早 い こ と か ら ，余 裕 時 間 の 観 点 で 厳 しい 事 故 シ ー ケ ン ス と な る 。ま た ，事 象 進 展 が 早 い 事 故 シ ー ケ ン スの方が重大事故等対処設備による原子炉注水を開始した時点の崩 壊 熱 が 高 く な る こ と か ら ，設 備 容 量 の 観 点 で も 厳 し い 事 故 シ ー
ケンスとなる。
原 子 炉 が 自 動 停 止 す る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，余 裕 時 間 及 び 設 備 容
量 の 観 点 で 変 わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で 炉 心 損 傷 頻 度 の 高
い「 過 渡 事 象（ 原 子 炉 水 位 低 下 の 観 点 で 厳 し い 給 水 流 量 の 全 喪 失を 選 定 ）＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却 失 敗 」を 重 要 事 故 シーケンスとして選定する。
ｂ．高圧注水・減圧機能喪失
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，低 圧 注 水 機 能 は 維 持 さ れ る が 高
圧注水機能が喪失するとともに減圧機能が喪失することで炉心損 傷 に 至 る も の で あ る 。よ っ て ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 有 効 性 評
価 と し て は ，高 圧 注 水 機 能 又 は 減 圧 機 能 に 対 す る 重 大 事 故 等 対 処
1－10

設 備 に 期 待 す る こ と が 考 え ら れ る 。高 圧 注 水 機 能 を 有 す る 重 体 事
故 等 対 処 設 備 に 期 待 す る 場 合 ，よ り 早 期 に 原 子 炉 注 水 を 開 始 す る
こ と が で き る た め ，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 小 さ く な り ，判 断 基 準 に
対 す る 余 裕 は 大 き く な る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プに 対 し て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 減 圧 機 能 の 有 効 性 を 確 認 す ることとする。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，ａ．
と同様に原子炉が自動停止する事故シーケンスの方が余裕時間
及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 厳 し い 事 故 シ ー ケ ン ス と な り ，原 子 炉 が 自動 停 止 す る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，余 裕 時 間 及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 変
わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で 炉 心 損 傷 頻 度 の 高 い「 過 渡 事 象（ 原 子 炉 水 位 低 下 の 観 点 で 厳 し い 給 水 流 量 の 全 喪 失 を 選 定 ）＋ 高
圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 手 動 減 圧 失 敗 」を 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と し て 選定する。
ｃ．全交流動力電源喪失
事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」に 含 ま れ る 事
故 シ ー ケ ン ス は ，以 下 に 示 す と お り 機 能 喪 失 の 状 況 が 異 な る 事 故
シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 細 分 化 で き る こ と か ら ，細 分 化 し た 事 故 シーケンスグループからそれぞれ重要事故シーケンスを選定する。
(a)

長期ＴＢ
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 後 ，蒸 気

駆 動 の 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ り 炉 心 冷 却 を 維 持 す る が ，蓄 電
池 が 枯 渇 し た 時 点 で 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 機 能 喪 失 し ，炉 心 損
傷 に 至 る も の で あ る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に
対 し て は ，交 流 動 力 電 源 を 必 要 と し な い 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の1－11

有効性を確認することとする。
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，いずれも蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系による初期注水に成功
す る た め ，事 象 進 展 は 緩 や か と な り 余 裕 時 間 の 観 点 で 変 わ り がな い 。ま た ，必 要 な 注 水 設 備 容 量 の 観 点 で も 変 わ り が な い こ とか ら ，代 表 性 の 観 点 で 炉 心 損 傷 頻 度 の 高 い「 外 部 電 源 喪 失 ＋ Ｄ
Ｇ 失 敗 ＋ Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 失 敗 （ Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ 成 功 ）」 を 重 要 事 故 シ ー ケ ン
スとして選定する。
(b)

ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 発 生 後 ，

直 流 電 源 喪 失 ，逃 が し 安 全 弁 再 閉 鎖 失 敗 又 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系 の 故 障 が 重 畳 す る こ と に よ り ，交 流 動 力 電 源 が 不 要 な 原 子 炉
隔 離 時 冷 却 系 を 含 む 全 注 水 機 能 が 喪 失 し ，炉 心 の 冷 却 が 十 分 に行われずに事象早期に炉心損傷に至るものである。このため，
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 し て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の代替電源による早期の電源復旧及び代替注水手段による原子炉注水の有効性を確認することとする。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの中で ，Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，逃 が し 安 全
弁再閉鎖失敗により原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまで炉心への注水が継続されるシーケ ン ス で あ る Ｔ Ｂ Ｐ と 比 較 し て 事 象 進 展 が 早 い こ と か ら ，余 裕
時間の観点で厳しい事故シーケンスとなる。
Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ，余 裕
時 間 及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 変 わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で
1－12

炉 心 損 傷 頻 度 の 高 い「 外 部 電 源 喪 失 ＋ 直 流 電 源 失 敗 ＋ 高 圧 炉 心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
ｄ．崩壊熱除去機能喪失
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，炉 心 冷 却 に は 成 功 す る が 崩 壊 熱
除 去 機 能 喪 失 に よ り ，炉 心 損 傷 よ り 先 に 格 納 容 器 破 損 に 至 り ，格納 容 器 破 損 に 伴 う 減 圧 沸 騰 に よ り サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 水 源と し て の 機 能 が 喪 失 し 原 子 炉 注 水 が で き な く な る こ と で ，炉 心 損
傷 に 至 る も の で あ る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対
し て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 崩 壊 熱 除 去 機 能 の 有 効 性 を 確 認 す
ることとする。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスの中で，
原 子 炉 が 自 動 停 止 す る 過 渡 事 象 ，サ ポ ー ト 系 喪 失（ 自 動 停 止 ）又は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ を 起 因 事 象 と す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 方 が ，原 子 炉 を 通
常 停 止 す る 手 動 停 止 ／ サ ポ ー ト 系 喪 失（ 手 動 停 止 ）を 起 因 と す る事 故 シ ー ケ ン ス と 比 較 し て 事 象 進 展 が 早 い こ と か ら ，余 裕 時 間 の
観 点 で 厳 し い 事 故 シ ー ケ ン ス と な る 。ま た ，事 象 進 展 が 早 い 事 故シーケンスの方が重大事故等対処設備による格納容器除熱を開始 し た 時 点 の 崩 壊 熱 が 高 く な る こ と か ら ，設 備 容 量 の 観 点 で も 厳しい事故シーケンスとなる。
原 子 炉 が 自 動 停 止 す る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，余 裕 時 間 及 び 設 備 容
量 の 観 点 で 変 わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で 炉 心 損 傷 頻 度 の 高
い「 過 渡 事 象（ 原 子 炉 水 位 低 下 の 観 点 で 厳 し い 給 水 流 量 の 全 喪 失を選定）＋ＲＨＲ失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 に 至 る 原 因 と し て は ，残 留 熱 除 去 系 海 水 系 のサポート系の故障による場合と残留熱除去系のフロントライン
1－13

系 の 故 障 に よ る 場 合 と が 考 え ら れ ，こ れ ら は ，炉 心 損 傷 防 止 対 策が 異 な る こ と か ら ，取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 及 び 残 留 熱 除 去 系 が故障した場合の有効性評価を実施する。
ｅ．原子炉停止機能喪失
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ は ，炉 心 冷 却 に は 成 功 す る が 原 子 炉
停 止 機 能 喪 失 に よ り 原 子 炉 出 力 が 維 持 さ れ ，格 納 容 器 に 対 し て 大
き な 熱 負 荷 が 継 続 し て 負 荷 さ れ る こ と で ，炉 心 損 傷 よ り 先 に 格 納
容 器 破 損 に 至 り ，格 納 容 器 破 損 に 伴 う 減 圧 沸 騰 に よ り サ プ レ ッ ショ ン・プ ー ル の 水 源 と し て の 機 能 が 喪 失 し 原 子 炉 注 水 が で き な く
な る こ と で ，炉 心 損 傷 に 至 る も の で あ る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー
ケ ン ス グ ル ー プ に 対 し て は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 原 子 炉 停 止 機能の有効性を確認することとする。
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，い ず
れ も 原 子 炉 ス ク ラ ム に 失 敗 す る た め ，負 の 反 応 度 印 加 の 余 裕 時 間
及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 変 わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で 炉 心 損
傷 頻 度 の 高 い「 過 渡 事 象（ 原 子 炉 圧 力 の 上 昇 が 大 き く 反 応 度 の 観
点 で 厳 し い 主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 止 を 選 定 ）＋ 原 子 炉 停 止 失 敗 」を重要事故シーケンスとして選定する。
ｆ．ＬＯＣＡ時注水機能喪失
本事故シーケンスグループは，中小規模のＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の注水機能が喪失することで炉心損傷に至る も の で あ る 。よ っ て ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 有 効 性 評 価 と し ては ，高 圧 又 は 低 圧 注 水 機 能 に 対 す る 重 大 事 故 対 処 設 備 に 期 待 す る
こ と が 考 え ら れ る 。高 圧 注 水 機 能 を 有 す る 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に
期 待 す る 場 合 ，よ り 早 期 に 原 子 炉 注 水 を 開 始 す る こ と が で き る た
1－14

め ，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 小 さ く な り ，判 断 基 準 に 対 す る 余 裕 は 大
き く な る 。こ の た め ，本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 し て は ，重大事故等対処設備の低圧注水機能の有効性を確認することとする。
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，い ず
れ も Ｌ Ｏ Ｃ Ａ を 起 因 事 象 と し て お り ，破 断 面 積 が 同 じ 場 合 は 余 裕
時 間 及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 変 わ り が な い た め ，代 表 性 の 観 点 で 炉
心 損 傷 頻 度 の 高 い「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
な お ，大 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の よ う に 破 断 規 模 が 一 定 の 大 き さ を 超 え
る 場 合 は ，国 内 外 の 先 進 的 な 対 策 を 講 じ て も 炉 心 損 傷 防 止 対 策 を
有 効 に 実 施 す る こ と が で き な い た め ，格 納 容 器 破 損 防 止 対 策 を 講じて，その有効性を確認する。
ｇ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，「 イン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 」の み で あ る こ と か ら ，こ れ を重要事故シーケンスとして選定する。
ｈ．津波浸水による注水機能喪失
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，防 潮
堤 を 超 え 敷 地 に 浸 水 す る 津 波 に よ り ，取 水 設 備 及 び 原 子 炉 建 屋 内の 緩 和 系 設 備 が 機 能 喪 失 す る こ と で ，原 子 炉 注 水 機 能 及 び 崩 壊 熱
除 去 機 能 が 喪 失 し て 炉 心 損 傷 に 至 る も の で あ る 。こ の た め ，本 事
故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 し て は ，津 波 防 護 対 策 を 実 施 し た 重 大事故等対処設備の有効性を確認することとする。
本 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ，津 波
1－15

高 さ が よ り 高 い 事 故 シ ー ケ ン ス の 方 が ，共 通 原 因 故 障 ，余 裕 時 間
及 び 設 備 容 量 の 観 点 で 厳 し い 事 故 シ ー ケ ン ス と な る た め ，「 原 子
炉 建 屋 内 浸 水 に よ る 複 数 の 緩 和 機 能 喪 失 」を 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス
として選定する。
1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定「 1.2.1.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定」に挙げた事故シーケンスグループについては，炉心の著しい損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり，かつ，
炉心を十分に冷却できるものであること。具体的には燃料被覆管の 最 高 温 度 が 1,200 ℃ 以 下 で あ る こ と 及 び 燃 料 被 覆 管 の 酸 化 量 は
酸 化 反 応 が 著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15％ 以 下 で あ る こ と 。

(2)

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力
8.62MPa［ gage］ の 1.2 倍 で あ る 10.34MPa［ gage］ を 下 回 る こ と 。

(3)

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，限界圧力を下回る
圧 力 で あ る 最 高 使 用 圧 力 0.31MPa［ gage］ の 2 倍 の 圧 力 0.62MPa［ gage］ を 下 回 る こ と 。

(4)

原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，限界温度を下回る
温 度 で あ る 200℃ を 下 回 る こ と 。
また，格納容器圧力逃がし装置等を使用する事故シーケンスグル

ープの有効性評価では，上記の評価項目に加えて，敷地境界外での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリス
ク を 与 え な い こ と と し て ，発 生 事 故 当 た り 5mSv 以 下 で あ る こ と を 確
認する。
1－16

ここで，格納容器バウンダリの健全性に対する有効性を確認する
ための評価項目の上限については，漏えい経路になる可能性がある
格納容器バウンダリ構成部に対して，規格計算又は試験にて，東海
第二発電所における仕様を踏まえた構造健全性及びシール部機能維持の確認を行っており，継続的に評価条件を維持していく。
ここで記載している，格納容器本体，シール部等の格納容器バウ
ン ダ リ 構 成 部 の 健 全 性 に つ い て は ，「 付 録 2

原子炉格納容器の限界

圧力・温度」にて示す。

1.2.2

運転中の原子炉における重大事故

1.2.2.1

格納容器破損モードの選定と評価事故シーケンスの選定「運転中の原子炉における重大事故」については，著しい炉心損
傷の発生後，格納容器が破損に至る可能性があると想定する格納容
器破損モードを，本原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて選定し，格納容器破損モードごとに評価事故シーケンスを選定して評価を行う。
(1)

格納容器破損モードの抽出
内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡにおいては，事故の進展に伴い生じる格納容器の健全性に影響を与える負荷を分析し，格納容器破損モードの抽出を行う。
具体的には事象進展を炉心損傷前，原子炉圧力容器破損前，原
子炉圧力容器破直後，事故後期の長期の各プラント状態に分類し，それぞれの状態で発生する負荷を抽出している。また，事故進展
中 に 実 施 さ れ る 緩 和 手 段 等 を 考 慮 し ， 第 1.2-6 図 に 示 す イ ベ ン ト
ツリー作成し，格納容器破損に至る格納容器破損モードを整理す
1－17

る。

(2)

格納容器破損モードの選定
格納容器イベントツリーにより抽出した格納容器破損モードを，

事象進展の類似性から以下の格納容器破損モードに分類する。ここで，水素燃焼については，本原子炉施設では，運転中は格納容
器内雰囲気を窒素で置換し，酸素濃度を低く管理しているため，
ＰＲＡで定量化する格納容器破損モードから除外しているが，有効性評価においては窒素置換の有効性を確認する観点で，格納容器破損モードとして挙げている。
ａ ．雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破損）
ｂ．高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
ｃ．原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
ｄ．水素燃焼ｅ．溶融炉心・コンクリート相互作用
また，上記に分類されない格納容器破損モードとして，以下の格納容器破損モードを抽出している。
・過圧破損（未臨界確保失敗）
・過圧破損（崩壊熱除去失敗）
・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
・格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）
過 圧 破 損 （ 未 臨 界 確 保 失 敗 ）， 過 圧 破 損 （ 崩 壊 熱 除 去 失 敗 ） は 格
納容器先行破損，格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）は炉心損傷の前に格納容器が破損している事故シーケ
1－18

ン ス で あ り ，「 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が ある事故」の評価において，各々重要事故シーケンスを選定し，重大事故等防止対策の有効性を確認していることから，新たな格納容器破損モードとして追加する必要はない。
格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）については，炉心が損傷した時点で格納容器隔離に失敗している破損モードとして抽出されており，事象の進展に伴う物理的な現象に由来するものではなく，炉心損傷時点で格納容器が隔離機能を喪失している事象となる。
隔離失敗の原因としては，格納容器貫通部，アクセス部等からの漏えい等の機械的破損や格納容器漏えい試験後の弁の復旧忘れ等の人的過誤が考えられる。これらの隔離失敗を防止するため，
定期試験時及び原子炉起動前における格納容器隔離機能の確認や手順書に基づく確実な操作を実施している。さらに出力運転中は格納容器内を窒素置換し管理しているため，格納容器からの漏えいが存在する場合は，格納容器圧力の低下等により速やかに検知できる可能性が高いと考える。
また，出力運転時レベル１．５ＰＲＡでは，国内ＢＷＲプラン
ト の 格 納 容 器 隔 離 失 敗 の 実 績 が な い こ と か ら ， Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ /Ｃ Ｒ －４２２０に記載された米国における通常運転時の長期間の格納容器 隔 離 失 敗 実 績 に 基 づ き ， 本 破 損 モ ー ド の Ｃ Ｆ Ｆ （ 6.1×10 － １ ０ ／炉年）を定量化しているが，国内の運転管理実績を考慮すれば，本破損モードのＣＦＦはさらに小さくなると推定される。
以上より，本破損モードは事象の進展に伴い発生するものではなく，事象発生前に格納容器の隔離機能が喪失している事象であ
1－19

り，通常の運転管理において格納容器の状態を確認する運用とす
ることが対策であること，また，本破損モードにより格納容器隔離機能が喪失する頻度は十分に低いことから，重大事故等対処設
備の有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。

(3)

評価事故シーケンスの選定
格納容器破損モードごとに選定したＰＤＳに属する事故シーケ

ンスを整理し，それらのシーケンスのうち，格納容器破損モードの発生の観点で最も厳しくなると判断されるシーケンスを評価対
象事故シーケンスとして選定した。各格納容器破損モードに対す
る 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 理 由 及 び 選 定 結 果 に つ い て ， 第 1.2－
3表 に 示 す 。
なお，原子炉圧力容器の破損が前提となる「高圧溶融物放出／
格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 （ Ｄ Ｃ Ｈ ）」，「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 溶 融 燃 料－ 冷 却 材 相 互 作 用 （ Ｆ Ｃ Ｉ ）」，「 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用（ Ｍ Ｃ Ｃ Ｉ ）」 の 格 納 容 器 破 損 モ ー ド に つ い て は ， 物 理 現 象 及 び その対策の有効性を確認する観点から，一部の重大事故等対処設備による対応に期待せず，原子炉圧力容器破損まで事象が進展することを想定して評価することとする。

1.2.2.2

有効性を確認するための評価項目の設定「 1.2.2.1

格納容器破損モードの選定と評価事故シーケンスの選定」に挙げた格納容器破損モードについては，格納容器破損防止対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を
1－20

設 定 す る 。な お ，格 納 容 器 直 接 接 触（ シ ェ ル ア タ ッ ク ）に つ い て は ，
Ｂ Ｗ Ｒ Ｍ Ａ Ｒ Ｋ -Ⅰ 型 の 格 納 容 器 に 特 有 の 格 納 容 器 破 損 モ ー ド で あり ，東 海 第 二 発 電 所 の Ｍ Ａ Ｒ Ｋ -Ⅱ 型 の 格 納 容 器 は 溶 融 炉 心 が 格 納 容
器バウンダリに直接接触する構造ではないため，格納容器直接接触（シェルアタック）に係る評価項目「原子炉格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を拡がり原子炉格納容器バウンダリと直接接触しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること」については，有効性を確認するための評価項目として設定しない。
(1)

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力が，限界圧力を下回る
圧 力 で あ る 最 高 使 用 圧 力

0.31MPa[gage] の

2

倍 の 圧 力

0.62MPa[gage]を 下 回 る こ と 。
(2)

原子炉格納容器バウンダリにかかる温度が，限界温度を下回る
温 度 で あ る 200℃ を 下 回 る こ と 。

(3)放射性物質の総放出量は，放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものである
こと。

(4)

原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 ま で に ， 原 子 炉 圧 力 は 2.0MPa[gage]以 下に低減されていること。

(5)

急速な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって，原子炉格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと。

(6)

原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止する
こ と 。具 体 的 に は ，原 子 炉 格 納 容 器 内 の 酸 素 濃 度 が 5vol%以 下 で あ
ること。

(7)

可 燃 性 ガ ス の 蓄 積 ，燃 焼 が 生 じ た 場 合 に お い て も ，(1)の 要 件 を
1－21

満足すること。
(8)

溶融炉心による浸食によって，原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。

1.2.3

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

1.2.3.1

想定事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」
については，本原子炉施設において，使用済燃料プール内に貯蔵されている燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下の事
故の評価を行う。
(1)

想定事故１
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故(2)

想定事故２
サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故

1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目「 1.2.3.1 想 定 事 故 」 に 挙 げ た 想 定 事 故 つ い て は ， 使 用 済 燃 料 プールにおける燃料損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

燃料有効長頂部が冠水していること。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。

(3)

未臨界が維持されていること。
1－22

1.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事

故1.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」
については，復水器真空破壊から制御棒引き抜き開始までの期間を
評 価 対 象 ※ と し ，原 子 炉 の 水 位 ，温 度 ，圧 力 な ど の プ ラ ン ト パ ラ メ ータの類似性，保守点検状況などに応じた緩和設備の使用可能性，起因事象，成功基準に関する類似性に応じて，プラントの状態を適切に区分する。また，区分したプラント状態を考慮し，燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケンスを，本原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえ運転停止中事故シーケンスグ
ル ー プ に グ ル ー プ 化 し ，運 転 停 止 中 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ ご と に ，
重要事故シーケンスを選定して評価を行う。
※：「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」の共通解析条件に定められている運転停止中の期間は「主発電機の解列から，原子炉起動の過程におけ る 主 発 電 機 の 併 列 ま で 」と な り ，本 評 価 対 象 と 異 な る 。た だ し ,「 主発電機の解列から復水器真空破壊まで」及び「制御棒引抜き開始から
原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」における低出力運転
時及びプラント停止時の期間においては，給復水系を含む緩和設備の待機状態が出力運転時とほぼ同程度であり，かつ発生する起因事象もほ ぼ 同 様 で あ る こ と か ら 運 転 時 に お け る 内 部 事 象 レ ベ ル 1Ｐ Ｒ Ａ の 評
価範囲と位置づけている。

（ 添 付 資 料 1.2.1)

1－23

(1)

運転停止中事故シーケンスの抽出施設定期検査中はプラントの状態が大きく変化することから，

停止時ＰＲＡにおいては，原子炉の水位・温度・圧力，崩壊熱除去等に対する余裕時間及び使用可能な設備の組み合わせ等によって，評価対象期間をいくつかのプラント状態を分類して評価する。
停 止 時 レ ベ ル 1Ｐ Ｒ Ａ に お い て は ， 原 子 炉 の 運 転 停 止 中 の 各 プ ラント状態において燃料損傷へ波及する可能性のある起因事象をマスターロジックダイアグラム及び過去の国内プラントのトラブル事例等から選定し，ここから燃料損傷に至ることを防止するための 緩 和 手 段 の 組 合 せ 等 を 第 1.2 － 7 図 の イ ベ ン ト ツ リ ー で 分 析 す る
ことにより，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出した。
(2)

運転停止中事故シーケンスのグループ化
停 止 時 レ ベ ル 1Ｐ Ｒ Ａ に よ り 抽 出 し た 各 事 故 シ ー ケ ン ス に つ いて，緩和機能の喪失状況，プラントの状態及び燃料損傷に至る要
因 の 観 点 で 必 ず 想 定 す る 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ に 対 応 す る (1)か ら (3)の 事 故 シ ー ケ ン ス と し て 整 理 し た 。
ａ．崩壊熱除去機能喪失
運 転 中 の 残 留 熱 除 去 系 の 故 障 が 発 生 し た 後 ，崩 壊 熱 除 去・炉 心
冷 却 に 失 敗 し ， 燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ － １ (a)に記載の「崩壊熱除去機能喪失」に分類する。
ｂ．全交流動力電源喪失
外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の電源確保に失敗す
る 等 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の 発 生 後 に ，崩 壊 熱 除 去・炉 心 冷 却 の
失 敗 に よ り ， 燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ － １ (a)に記載の「全交流動力電源喪失」に分類する。
1－24

ｃ．原子炉冷却材の流出
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作等によ り 原 子 炉 冷 却 材 が 系 外 に 流 出 後 ，崩 壊 熱 除 去・炉 心 冷 却 に 失 敗
し ，燃 料 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス を 解 釈 ４ － １ (a)に 記 載 の「 原
子炉冷却材の流出」に分類する。
(3)

重要事故シーケンスの選定
運転停止中原子炉における燃料破損防止対策の有効性評価の実施に際しては，事故シーケンスグループごとに重要事故シーケンスの選定を実施している。
ａ．崩壊熱除去機能喪失(a)

事故シーケンス①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗(b)

事故シーケンスグループの特徴(a)に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 運 転 中 の 残 留 熱 除 去 系 に

故 障 等 が 発 生 し た 後 ，崩 壊 熱 除 去・炉 心 冷 却 に 失 敗 し ，燃 料 損
傷に至る事故シーケンスとなる。
(c)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策(b)の 特 徴 を 有 す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 対 応 と し て ， 以 下 の 燃

料損傷防止対策の有効性を確認する。
・待機中の残留熱除去系(d)

選定した重要事故シーケンス
1－25

①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
(e)

選定理由
着 眼 点 に お け る「 高 」の 数 が 最 も 多 い ① の シ ー ケ ン ス を 重 要

事故シーケンスとして選定した。
な お ，対 策 実 施 の 余 裕 時 間 及 び 燃 料 損 傷 回 避 に 必 要 な 設 備 容
量 を 厳 し く 評 価 す る 観 点 か ら ，崩 壊 熱 が 高 く ，原 子 炉 冷 却 材 の
保 有 水 量 が 少 な い 原 子 炉 停 止 後 1 日 後 に ，崩 壊 熱 除 去 機 能 が 喪失する事象を想定する。
ｂ．全交流動力電源喪失(a)

事故シーケンス①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗(b)

事故シーケンスグループの特徴(a)に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 外 部 電 源 喪 失 の 発 生 時 に

非 常 用 交 流 電 源 の 電 源 確 保 に 失 敗 す る 等 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失の 発 生 後 に ，崩 壊 熱 除 去・炉 心 冷 却 の 失 敗 に よ っ て ，燃 料 損 傷に至る事故シーケンスとなる。
(c)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策(b)の 特 徴 を 有 す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 対 応 と し て ， 以 下 の 燃

料損傷防止対策の有効性を確認する。
・緊急用蓄電池
・常設代替高圧電源装置
・低圧代替注水系（常設）(d)

選定した重要事故シーケンス
1－26

①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
(e)

選定理由
着 眼 点 に お け る「 高 」の 数 が 最 も 多 い ① の シ ー ケ ン ス を 重 要

事故シーケンスとして選定した。
な お ，対 策 実 施 の 余 裕 時 間 及 び 燃 料 損 傷 回 避 に 必 要 な 設 備 容
量 を 厳 し く 評 価 す る 観 点 か ら ，崩 壊 熱 が 高 く ，原 子 炉 冷 却 材 の
保 有 水 量 が 少 な い 原 子 炉 停 止 後 1 日 後 に ，崩 壊 熱 除 去 機 能 が 喪失する事象を想定する。
ｃ．原子炉冷却材の流出(a)

事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗(b)

事故シーケンスグループの特徴(a)に 含 ま れ る 事 故 シ ー ケ ン ス は ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン

ダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に 流 出 後 ，崩 壊 熱 除 去・炉 心 冷 却 の 失 敗 に よ っ て ，燃 料 損 傷 に至る事故シーケンスとなる。
(c)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策(b)の 特 徴 を 有 す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 対 応 と し て ， 原 子 炉 冷
1－27

却 材 の 流 出 を 補 う ，以 下 の 燃 料 損 傷 防 止 対 策 の 有 効 性 を 確 認 する。
・待機中の残留熱除去系(d)

選定した重要事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
(e)

選定理由
着 眼 点 に お け る「 高 」の 数 が 最 も 多 い ① の シ ー ケ ン ス を 重 要

事故シーケンスとして選定した。
な お ，対 策 実 施 の 余 裕 時 間 及 び 燃 料 損 傷 回 避 に 必 要 な 設 備 容
量 を 厳 し く 評 価 す る 観 点 か ら ，原 子 炉 水 位 が 通 常 運 転 水 位 の 状態でＬＯＣＡが発生する事象を想定する。
ｄ．反応度の誤投入(a)

事故シーケンスグループの特徴
反応度事故により，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。

本 評 価 で は ，代 表 性 の 観 点 か ら ，停 止 余 裕 検 査 や 冷 温 臨 界 試 験
等 の 制 御 棒 が 2 本 以 上 引 き 抜 け る 試 験 に お い て ，制 御 棒 1 本 が
全 引 き 抜 き さ れ て い る 状 態 か ら ，他 の 1 本 の 制 御 棒 が 操 作 量 の制 限 を 超 え る 誤 っ た 操 作 に よ っ て 引 き 抜 か れ ，臨 界 近 接 を 認 知できずに臨界に至る事象を想定する。
(b)

有効性を確認する主な炉心損傷防止対策(a)の 特 徴 を 有 す る 事 故 シ ー ケ ン ス の 対 応 と し て ， 以 下 の 燃

料損傷防止対策の有効性を確認する。
・ 原 子 炉 出 力 ペ リ オ ド 短 信 号（ 10 秒 ）に よ る 原 子 炉 自 動 ス
クラム
1－28

1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定「 1.2.4.1 事 故 シ ー ケ ン ス の グ ル ー プ 化 と 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス の選定」に挙げた事故シーケンスグループについては，運転停止中の原子炉における燃料の著しい損傷を防止するための対策に対して有効性があることを確認するため，以下の評価項目を設定する。
(1)

燃料有効長頂部が冠水していること。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。

(3)

未臨界を確保すること（ただし，通常の運転操作における臨界又は燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇
を 伴 う 臨 界 は 除 く 。）。

1.3

評価にあたって考慮する事項

1.3.1

有効性評価において考慮する措置

グループ化した事故シーケンス毎に関連する措置を「技術的能力に係る審査基準への適合状況説明資料」及び「重大事故等対処設備について」との関係を含めて整理して評価を行う。評価にあたっては ，「 技 術 的 能 力 に 係 る 審 査 基 準 へ の 適 合 状 況 説 明 資 料 」で 講 じ る こととした措置のうち，「 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に つ い て 」で 重 大 事 故 等
対策として用いたものを対象とするが，手順及び体制としてはその他の措置との関係も含めて必要となる水源，燃料，電源等の資源や要 員 を 整 理 し ， 資 源 及 び 要 員 の 確 保 に 関 す る 評 価 を 行 う 。 な お ，「 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」及び「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」における 1 つの事故シーケンスグループ並びに「運転中の原子炉におけ1－29

る重大事故」における 1 つの格納容器破損モードにおいて複数の対策があり，それぞれで重要事故シーケンスを選定していない場合には，代表性，包含性を整理し，解析を行う。

1.3.2

安全機能の喪失に対する仮定

グループ化した事故シーケンス毎に，ＰＲＡの結果を踏まえ，起因事象の発生に加えて，想定する多重故障，共通原因故障又は系統間の機能依存性を考慮した従属故障等の安全機能の喪失を考慮する。
また，機能喪失の要因として故障又は待機除外を想定した設備の復
旧には期待しない。

1.3.3

外部電源に対する仮定

外部電源の有無の双方について考慮するが，基本的には常用系機器の機能喪失，工学的安全施設の作動遅れ及び運転員等操作への影響を考慮して外部電源がない場合を想定する。ただし，外部電源がある場合の方が有効性を確認するための評価項目の判断基準に対する余裕が小さくなるような場合には，その影響を適切に考慮する。

1.3.4

単一故障に対する仮定

重大事故等は設計基準事故対処設備が多重の機能喪失を起こすことを想定しており，さらに，重大事故等対処設備は，設計基準事故
対処設備に対して可能な限り多様性を考慮して設置していることから，重大事故等対処設備の単一故障は仮定しない。

1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定
1－30

事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については，原則として，中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作開始条件に達したことを起点として，確実な実施のための時間余裕を含め，以下に示す時間で実施するものとして考慮する。
(1)

可搬型設備に関しては，事象発生から 8 時間の間は，その機能に期待しないと仮定する。

(2)

可搬型設備以外の操作については，実際の操作に要する時間の不確定性を考慮し，以下の考え方に基づき設定する。

ａ．中央制御室で警報発信等を起点として実施する操作について
は，事象発生後の状況の把握や他のパラメータの確認等を考慮して開始するものとする。
ｂ．上記操作に引き続き中央制御室で実施する操作については，
速やかに操作を開始するものとし，個別の運転操作に必要な時間を考慮する。運転員は手順書に従い，各操作条件を満たせば順次操作を実施するものとし，有効性評価における解析の条件
設 定 に お い て は ，各 操 作 に 必 要 な 時 間 に 基 づ き 設 定 す る 。な お ，
事象発生直後の輻輳している状態においては操作を開始するまでの余裕時間を考慮する。
ｃ．現場で実施する操作については，個別の現場操作に必要な時間を考慮する。なお，有効性評価における解析の条件設定においては，操作場所までのアクセスルートの状況，操作場所の作業環境等を踏まえて，現場操作に必要な時間を設定する。
（ 添 付 資 料 1.3.1）

1.3.6

考慮する範囲
1－31

有 効 性 評 価 を 行 う に 当 た っ て は ，異 常 状 態 の 発 生 前 の 状 態 と し て ，
通常運転範囲及び運転期間の全域について考慮し，サイクル期間中の炉心燃焼度変化，燃料交換等による長期的な変動及び運転中予想される運転状態を考慮する。
また，有効性評価においては，原則として事故が収束し，原子炉等が安定状態に導かれるまでを対象とするが，有効性評価における解析としては，原子炉等が安定状態に導かれることが合理的に推定可能な時点までとし，外部支援がないものとして 7 日間の対策成立性を評価する。
燃 料 の 種 類 に つ い て は ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） を 評 価 対 象と す る 。９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）及 び ９ ×９ 燃 料（ Ｂ 型 ）の 熱 水 力 特 性 はほぼ同じであり，また，炉心全体及び局所的な核特性が混在炉心ゆ
え に 厳 し く な る こ と は な い た め ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 単 独
炉 心 及 び ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ） 単 独 炉 心 に つ い て ， 解 析 条 件 を 厳 し く与え評価を行っているが，燃料型式の違いにより解析結果に大きな差異は確認されていない。これらの結果及び本原子炉施設の重大事
故 等 対 策（ 設 備 ，手 順 等 ）の 有 効 性 を 確 認 す る と い う 目 的 を 踏 ま え ，
評 価 対 象 の 燃 料 型 式 は １ つ と し ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） に つ
いて評価を実施する。

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム
有効性評価に使用する解析コードは，事故シーケンスの特徴に応じて，重要現象がモデル化されており，実験等を基に妥当性が確認
さ れ ，適 用 範 囲 を 含 め て そ の 不 確 か さ が 把 握 さ れ て い る も の と し て ，以下に示す解析コードを使用する。また，重要事故シーケンスに対1－32

して適用する解析コードについて，事故シーケンスグループ等との対 応 を 第 1.4.1 表 か ら 第 1.4.3 表 に 示 す 。
ここで記載している，解析コードの妥当性確認内容や不確かさ等に つ い て は ，「 付 録 3

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアア

クシデント解析コードについて」に示す。
（ 添 付 資 料 1.4.1）
1.4.1
1.4.1.1

ＳＡＦＥＲ
概

要

長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲは長期間の原子炉内
熱水力過渡変化を解析するコードである。原子炉内を 9 ノードに分割し，原子炉圧力及び各ノードの水位変化等を計算する。原子炉内
冷却材量の評価に当たっては，上部タイプレート及び炉心入口オリ
フィス等での気液対向流制限現象（ＣＣＦＬ）及び上部プレナムにおけるサブクール域の局在化により冷却材が下部プレナムに落下する現象（ＣＣＦＬブレークダウン）を考慮することができる。
また，本コードでは，平均出力燃料集合体及び高出力燃料集合体に対して燃料ペレット，燃料被覆管及びチャンネルボックス等の温度計算を行なう。燃料被覆管の温度計算においては，その冷却状態に応じた熱伝達係数，燃料棒間の輻射及び燃料棒とチャンネルボッ
クスの輻射を考慮することができる。また，燃料被覆管と冷却水又は水蒸気との化学反応（ジルコニウム－水反応）をＢａｋｅｒ－Ｊ
ｕｓｔの式によって計算し，表面の酸化量を求める。さらに，燃料棒内の圧力を計算することによって，燃料被覆管の膨れと破裂の有無を評価し，破裂が起きた場合には，燃料被覆管の内面に対してもジルコニウム－水反応を考慮する。
1－33

本コードの入力は，原子炉出力，原子炉圧力等の初期条件，原子炉の幾何学的形状及び水力学的諸量，燃料集合体及び炉心に関するデータ，プラント過渡特性パラメータ，ＥＣＣＳ等の特性，想定破断の位置及び破断面積等であり，出力として，原子炉圧力，原子炉
水位，燃料被覆管最高温度，燃料被覆管酸化量等が求められる。

1.4.1.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心及び原子炉圧力容器における 重 要 現 象 が モ デ ル 化 さ れ て い る 。具 体 的 に は 以 下 の と お り で あ る 。
(1)

炉

心

核 に つ い て は ，重 要 現 象 と し て ，崩 壊 熱 が モ デ ル 化 さ れ て い る 。
燃料については，重要現象として，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷
移，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化，気液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・ 対 向 流 ， 三 次 元 効 果 及 び 気 液 熱 非 平 衡 が モ デル化されている。
(2)

原子炉圧力容器重 要 現 象 と し て ， 冷 却 材 放 出 （ 臨 界 流 ・ 差 圧 流 ）， 沸 騰 ・ 凝 縮 ・

ボ イ ド 率 変 化 ，気 液 分 離（ 水 位 変 化 ）・対 向 流 及 び Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水（ 給水系・代替注水設備含む）がモデル化されている。

1.4.1.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＴＢＬ，ＲＯＳＡ－Ⅲ，ＦＩＳ
1－34

Ｔ－ＡＢＷＲの実験解析により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不 確 か さ を 把 握 し て い る 。 具 体 的 に は ， 第 1.4-4 表 に 示 す と お り で
ある。

1.4.2

ＲＥＤＹ

1.4.2.1

概要プラント動特性解析コードＲＥＤＹは，炉心，圧力容器，圧力容器内部構造物，原子炉冷却材再循環系，主蒸気管，タービン系，格納 容 器 等 の プ ラ ン ト 全 体 を 模 擬 し ，6 群 の 遅 発 中 性 子 及 び 反 応 度 フ ィードバックを含む炉心一点近似動特性，燃料棒の熱的動特性及び冷却材の熱水力挙動を計算する。
本 コ ー ド の 入 力 は ，原 子 炉 出 力 ，炉 心 流 量 等 の 初 期 条 件 ，原 子 炉 ，
主蒸気管，格納容器等のデータ，核データ，燃料棒データ，各種制
御系データ等であり，出力として，原子炉出力，原子炉圧力，炉心流量，原子炉水位，格納容器圧力，サプレッション・チェンバ・プ
ール水温度等の時間変化が求められる。
なお，本コードは，従来の原子炉設置変更許可申請書において適用実績のあるものに，格納容器圧力，サプレッション・チェンバ・
プール水温度の時間変化を求めることができるように，格納容器モデルを追加したものである。

1.4.2.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心，原子炉圧力容器及び格納容器における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下の1－35

とおりである。
(1)

炉

心核については，重要現象として核分裂出力，反応度フィードバ
ック効果及び崩壊熱がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化がモ
デル化されている。
(2)

原子炉圧力容器重要現象として，冷却材流量変化，冷却材放出（臨界流・差圧流 ）， Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水 （ 給 水 系 ・ 代 替 の 注 水 設 備 含 む ） 及 び ほ う 酸 水の拡散がモデル化されている。
(3)

格納容器
重要現象として，サプレッション・プール冷却がモデル化されている。

1.4.2.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＡＢＷＲ実機試験解析，設計解析での確認等により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その不確かさを把 握 し て い る 。 具 体 的 に は ， 第 1.4-5 表 に 示 す と お り で あ る 。

1.4.3

ＳＣＡＴ

1.4.3.1

概要

単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴは，単一チャンネルを模
1－36

擬 し ，こ れ を 軸 方 向 一 次 元 に 多 ノ ー ド 分 割 す る 。各 ノ ー ド に つ い て ，
燃料棒には半径方向にのみ熱伝導方程式を適用して冷却材への熱伝達を計算し，チャンネル内冷却材には，質量及びエネルギー保存則を適用して冷却材の熱水力挙動を計算する。
本コードの入力は，燃料集合体の幾何学的形状，軸方向出力分布
等の炉心データ，燃料集合体出力，チャンネル入口流量等の初期条
件，ＲＥＤＹコードの出力から得られたチャンネル入口流量等の過渡変化のデータ等であり，出力として，ＧＥＸＬ相関式に基づく限界 出 力 比 （ Ｃ Ｐ Ｒ ）， 各 ノ ー ド で の 冷 却 材 流 量 ， ク オ リ テ ィ 等 の 時 間
変化が求められる。
なお，本コードは，従来の原子炉設置変更許可申請書において適用実績のあるものに，沸騰遷移後の燃料被覆管温度を求めることができるように，沸騰遷移後の燃料被覆管－冷却材間の熱伝達評価式とリウェット相関式を適用している。

1.4.3.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒
表面熱伝達及び沸騰遷移がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，気液熱非平衡がモデル化されている。

1.4.3.3

妥当性確認及び不確かさの把握
1－37

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性
確 認 を 実 施 し て い る 。具 体 的 に は ，Ａ Ｔ Ｌ Ａ Ｓ 試 験 ，Ｎ Ｕ Ｐ Ｅ Ｃ Ｂ
ＷＲ燃料集合体熱水力試験により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて，妥当性確認により，その 不 確 か さ を 把 握 し て い る 。 具 体 的 に は ， 第 1.4-6 表 に 示 す と お り
である。

1.4.4

ＭＡＡＰ

1.4.4.1

概要

シビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰは，炉心損傷を伴う
事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て ，炉 心 損 傷 ，圧 力 容 器 破 損 ，格 納 容 器 破 損 ，
放射性物質の環境放出に至るまでのプラント内の熱水力及び放射性物質挙動を解析するコードである。炉心損傷後の原子炉内及び格納容器内を一次系，ドライウェル，ウェットウェルに分割し，重大事
故 等 時 に 想 定 さ れ る 炉 心 の ヒ ー ト ア ッ プ ，燃 料 被 覆 管 の 酸 化・破 損 ，炉心損傷，溶融炉心移行挙動と冷却性，水素と水蒸気の生成，溶融
炉心・コンクリート反応，格納容器圧力・温度，放射性物質の放出と 移 行 /沈 着 挙 動 等 の 諸 現 象 が モ デ ル 化 さ れ ，ま た ，種 々 の 注 水 設 備や冷却設備の特性や制御系がモデル化できるため，自動トリップや運転員操作等によるシステム応答を含む，重大事故等時のプラント挙動の評価が可能である。
本コードの入力は，原子炉出力，原子炉圧力，格納容器圧力，格納 容 器 温 度 等 の 初 期 条 件 ，原 子 炉 の 幾 何 学 的 形 状 及 び 水 力 学 的 諸 量 ，燃料集合体及び炉心に関するデータ，格納容器自由空間体積，流路面積及び流路抵抗，注水設備，減圧設備及び冷却設備の特性，想定1－38

破断の位置及び破断面積等であり，出力として，原子炉圧力，原子
炉水位，燃料温度，溶融炉心温度，格納容器圧力，格納容器温度，
コンクリート浸食量，放射性物質の格納容器内の分布等が求められる。

1.4.4.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心，原子炉圧力容器，格納容
器 ， 原 子 炉 圧 力 容 器 （ 炉 心 損 傷 後 ）， 格 納 容 器 （ 炉 心 損 傷 後 ） に お ける重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりであ
る。
(1)

炉

心

核 に つ い て は ，重 要 現 象 と し て ，崩 壊 熱 が モ デ ル 化 さ れ て い る 。
燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒
表面熱伝達，燃料被覆管変形及び燃料被覆管酸化がモデル化されている。
熱流動については，重要現象として，沸騰・ボイド率変化及び
気 液 分 離 （ 炉 心 水 位 ）・ 対 向 流 が モ デ ル 化 さ れ て い る 。
(2)

原子炉圧力容器重 要 現 象 と し て ，冷 却 材 流 出（ 臨 界 流・差 圧 流 ）及 び Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注

水（給水系・代替注水設備含む）がモデル化されている。
(3)

格納容器
重要現象として，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却，放射線分解等による水素・酸素発生，格納容器ベント及びサプレッション・
プール冷却がモデル化されている。
1－39

(4)

原子炉圧力容器（炉心損傷後）重要現象として，リロケーション，構造材との熱伝達，原子炉

圧 力 容 器 内 Ｆ Ｃ Ｉ（ 溶 融 炉 心 細 粒 化 ），原 子 炉 圧 力 容 器 内 Ｆ Ｃ Ｉ（ デブ リ 粒 子 熱 伝 達 ）， 下 部 プ レ ナ ム で の 溶 融 炉 心 の 熱 伝 達 ， 原 子 炉 圧
力容器破損及び原子炉圧力容器内ＦＰ挙動がモデル化されている。
(5)

格納容器（炉心損傷後）
重 要 現 象 と し て ， 原 子 炉 圧 力 容 器 外 Ｆ Ｃ Ｉ （ 溶 融 炉 心 細 粒 化 ），原 子 炉 圧 力 容 器 外 Ｆ Ｃ Ｉ （ デ ブ リ 粒 子 熱 伝 達 ）， 格 納 容 器 下 部 床 面での溶融炉心の拡がり，溶融炉心と格納容器下部プール水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱，コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生，格納容器内ＦＰ挙動がモデル化されている。

1.4.4.3

妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの妥当性確認を実施している。具体的には，ＴＭＩ事故解析，ＣＯＲＡ実験
解析，ＨＤＲ実験解析，ＣＳＴＦ実験解析，ＡＣＥ実験解析，ＳＵＲ Ｃ － 4 実 験 解 析 ，Ｐ Ｈ Ｅ Ｂ Ｕ Ｓ － Ｆ Ｐ 実 験 解 析 ，Ａ Ｂ Ｃ Ｏ Ｖ Ｅ 実 験
解析，感度解析等により，その不確かさを把握している。具体的に
は ， 第 1.4-7 表 に 示 す と お り で あ る 。

1.4.5

ＡＰＥＸ

1.4.5.1

概要

反応度投入事象解析コードＡＰＥＸは，熱的現象を断熱としており，炉心平均出力の過渡変化を炉心一点近似による中性子動特性方
程式で表し，出力の炉心空間分布を二次元（Ｒ－Ｚ）拡散方程式で1－40表す。炉心各部分のエンタルピの上昇は，出力分布に比例するものとし，炉心平均エンタルピがある程度上昇する間（エンタルピステッ プ ）は ，出 力 分 布 は 一 定 と し て い る 。ま た ，投 入 反 応 度 と し て は ，
制御棒価値，スクラム反応度及びドップラ反応度を考慮するが，このドップラ反応度は，二次元拡散計算による出力分布を考慮して求められる。
ＡＰＥＸの入力は，炉心の幾何学的形状，各種中性子断面積，拡散係数，ドップラ係数，炉心動特性パラメータ等の核データ，制御
棒反応度の時間変化等であり，出力として，中性子束分布，エンタ
ルピ分布及び炉心平均出力の時間変化が求められる。
ＡＰＥＸの出力に基づき，単チャンネル熱水力解析を行う場合には ，単 チ ャ ン ネ ル 熱 水 力 解 析 コ ー ド Ｓ Ｃ Ａ Ｔ（ Ｒ Ｉ Ａ 用 ）を 用 い る 。
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）は，燃料棒を燃料ペレット，ペレットと被覆管の間の空隙部であるギャップ部，被覆管で構成し，ノード毎に径方向の熱伝達を計算する。燃料ペレット及び被覆管には，径方向一次元の非定常熱伝導方程式を適用して燃料棒内の温度分布を計算
し，チャンネル内冷却材には，質量，運動量及びエネルギー保存則を適用して冷却材の熱水力挙動を計算する。冷却材の沸騰状態に応じ た 熱 伝 達 率 相 関 式 を 用 い る こ と に よ り ，燃 料 棒 の 除 熱 量 を 求 め る 。
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）の入力は，ＡＰＥＸの出力から得られた炉
心平均出力変化，炉心出力分布に加え，燃料集合体幾何条件，燃料集合体熱水力データ，燃料物性データ，ギャップ熱伝達係数，ペレット径方向出力分布，局所出力ピーキング係数等であり，出力として，非断熱燃料エンタルピの時間変化が求められる。

1－41

1.4.5.2

重要現象のモデル化

事故シーケンスの特徴に応じて，炉心における重要現象がモデル化されている。具体的には，以下のとおりである。
(1)

炉

心

核については，重要現象として，核分裂出力，出力分布変化，
反応度フィードバック効果及び制御棒反応度効果がモデル化されている。
燃料については，重要現象として，燃料棒内温度変化，燃料棒
表面熱伝達及び沸騰遷移がモデル化されている。

1.4.5.3

検証／妥当性確認及び不確かさの把握

事故シーケンスの特徴に応じた重要現象に対するモデルの検証/
妥当性確認を実施している。具体的には，ＳＰＥＲＴ－ⅢＥ炉心実
験，実効共鳴積分測定に関わるＨｅｌｌｓｔｒａｎｄの実験式，Ｍ
ＩＳＴＲＡＬ臨界試験，実機での制御棒価値測定試験により確認している。また，入力条件により不確かさを考慮しているものを除いて ， 検 証 /妥 当 性 確 認 に よ り ， そ の 不 確 か さ を 把 握 し て い る 。 具 体 的に は ， 第 1.4-8 表 に 示 す と お り で あ る 。

1.5

有効性評価における解析の条件設定方針

1.5.1

解析条件設定の考え方

有効性評価における解析の条件設定については，事象進展の不確かさを考慮して，設計値等の現実的な条件を基本としつつ，原則，
有効性を確認するための評価項目となるパラメータの判断基準に対す る 余 裕 が 小 さ く な る よ う な 設 定 と す る 。 こ の 際 ，「 1.4
1－42

有効性評

価に使用する計算プログラム」において把握した解析コードの持つ重要現象に対する不確かさや解析条件の不確かさによって，さらに本原子炉施設の有効性評価の評価項目となるパラメータ及び運転員
等操作時間に対する余裕が小さくなる可能性がある場合は，影響評
価 に お い て 感 度 解 析 等 を 行 う こ と を 前 提 に 設 定 す る 。た だ し ，「 1.5.2
共通解析条件」に示す解析条件については共通の解析条件として設定する。
なお，初期条件とは異常状態が発生する前の原子炉施設の状態，
事故条件とは重大事故等の発生原因となる機器の故障又は安全機能の喪失の状態，機器条件とは重大事故等を収束させる際に使用する
重大事故等対処設備の状態，操作条件とは運転員等が重大事故等対処設備を操作可能となる状態のことをいう。
（ 添 付 資 料 1.5.1）

1.5.2

共通解析条件

操作条件については，「 1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に 示 す と お り 個 別 に 解 析 条 件 を 設 定 す る が ，以 下 に 示 す 解 析 条 件 は ，各重要事故シーケンスにおいてその影響が大きく変わらないことから，原則として共通の条件として設定する。なお，解析条件の不確
かさの影響については，グループ化した事故シーケンスごとに確認する。

1.5.2.1(1)

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

初期条件

ａ．初期運転条件
1－43

原 子 炉 熱 出 力 の 初 期 値 と し て 定 格 値（ 3,293MW），原 子 炉 圧 力（ 圧力 容 器 ド ー ム 部 ） の 初 期 値 と し て 定 格 値 （ 6.93MPa[gage]） 及 び
炉 心 流 量 の 初 期 値 と し て 定 格 値（ 48,300t／ h（ 100％ 流 量 ））を 用いるものとする。
ｂ．炉心及び燃料
炉 心 及 び 燃 料 に 関 す る 解 析 条 件 の 設 定 を 以 下 に 示 す 。な お ，炉心 に 関 す る 条 件 は ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )を 装 荷 し た 平 衡 サ イ ク ル を
想 定 し た 値 ，燃 料 ペ レ ッ ト ／ 被 覆 管 等 の 炉 心 及 び 燃 料 形 状 に 関 す
る条件は設計値を用いるものとする。
(a)

原子炉停止後の崩壊熱
原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 は ，第 1.5-1 図 に 示 す Ａ Ｎ Ｓ Ｉ ／ Ａ Ｎ

Ｓ -5.1-1979 に 基 づ く 崩 壊 熱 曲 線 を 使 用 す る 。 ま た ， 使 用 す る
崩 壊 熱 は ，燃 焼 度 が 高 く な る 条 件 と し て 1 サ イ ク ル の 運 転 期 間(13 ヶ 月 ) に 調 整 運 転 期 間 (1 ヶ 月 ) を 考 慮 し た 最 大 の 運 転 期 間に 対 応 す る 燃 焼 度 33GWd／ t の 条 件 に 対 応 し た も の と す る 。
(b)

最大線出力密度燃 料 棒 の 最 大 線 出 力 密 度 は ， 設 計 の 最 大 値 と し て ， 44.0kW／m を用いるものとする。
ｃ．原子炉圧力容器
原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。
ｄ．格納容器(a)容

積

格納容器容積について，ドライウェルは設計値として5,700m ３ ， ウ ェ ッ ト ウ ェ ル 空 間 部 及 び 液 相 部 は ， サ プ レ ッ シ ョ
ン・プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 少 な め の 水 量 と し て ，
1－44サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 の 保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 に お け
る 下 限 値 に 対 応 す る 4,100m ３ 及 び 3,300m ３ を 用 い る も の と す る 。
(b)

初期温度及び初期圧力
格納容器の初期温度について，ドライウェル雰囲気温度は57℃ ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 は 32 ℃ を 用 い る も の とす る 。 ま た ， 格 納 容 器 の 初 期 圧 力 は 5kPa[gage] を 用 い る も の
とする。
(c)

サプレッション・プール初期水位
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 初 期 水 位 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ

ー ル で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 低 め の 水 位 と し て ，保 安 規
定 の 運 転 上 の 制 限 に お け る 下 限 値 で あ る 6.983m を 用 い る も のとする。
ｅ．外部水源の温度
外 部 水 源 の 温 度 は ， 35℃ を 用 い る も の と す る 。
ｆ．主要機器の形状
原 子 炉 圧 力 容 器 ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ を 構 成 す る 配 管 ，格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いるものとする。

(2)

重大事故等対策に関連する機器条件

ａ．安全保護系等の設定点
原 子 炉 保 護 系 の 原 子 炉 ス ク ラ ム 設 定 点 と し て ，以 下 の 値 を 用 いるものとする。
原子炉水位低（レベル３）
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら ＋ 66cm（ 遅 れ 時 間 1.05 秒 ）工 学 的 安 全 施 設 作 動 回 路 等 の 設 定 点 と し て ，以 下 の 値 を 用 い る
1－45

ものとする。
原 子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル ２ ）（原子炉隔離時冷却系起動）
設定点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 63cm
原 子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル ２ ）（高圧炉心スプレイ系起動）
設定点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 63cm
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ）（ 再 循 環 ポ ン プ ト リ ッ プ ）設定点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 63cm
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ）（ 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 ） 設 定
点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 63cm
原 子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル １ ）（低圧炉心スプレイ系起動）
設定点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 345cm
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル １ ）（ 低 圧 注 水 系 起 動 ） 設 定 点
セ パ レ ー タ ス カ ー ト 下 端 か ら － 345cm
原子炉圧力高（再循環ポンプトリップ）設定点
原 子 炉 圧 力 7.39MPa［ gage］
格 納 容 器 圧 力 高（ 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 起 動 ，自 動 減 圧 系 作 動 ）設定点
格 納 容 器 圧 力 13.7kPa［ gage］
ｂ．逃がし安全弁
逃がし安全弁の吹出し圧力及び容量（吹出し圧力における値）
1－46は，設計値として以下の値を用いるものとする。
7.79MPa[gage]×2 個 ， 385.2t／ h／ 個
8.10MPa[gage]×4 個 ， 400.5t／ h／ 個
8.17MPa[gage]×4 個 ， 403.9t／ h／ 個
8.24MPa[gage]×4 個 ， 407.2t／ h／ 個
8.31MPa[gage]×4 個 ， 410.6t／ h／ 個
ｃ．ベント管真空破壊装置
ベ ン ト 管 真 空 破 壊 装 置 の 作 動 条 件 は ， 設 計 値 （ 3.45kPa（ ド ライ ウ ェ ル － サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 間 差 圧 ）） を 用 い る も の とする。

1.5.2.2(1)

運転中の原子炉における重大事故

初期条件
1.5.2.1(1)に 同 じ 。 な お ， 「 1.5.2.1(1)b.

炉心及び燃料」のうち，最大線出力密度については，条件として用いていない。
(2)

重大事故等対策に関連する機器条件
1.5.2.1(2)に 同 じ 。

1.5.2.3

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事
故

(1)

初期条件

ａ．燃料崩壊熱使 用 済 燃 料 プ ー ル に は 貯 蔵 燃 料 の 他 に ，原 子 炉 の 停 止 後 最 短 期
間 （ 原 子 炉 停 止 後 9日 ） で 取 り 出 さ れ た 全 炉 心 分 の 燃 料 と 過 去 に取 り 出 さ れ た 燃 料 を 合 わ せ て ，使 用 済 燃 料 貯 蔵 ラ ッ ク に 最 大 数 が1－47

貯 蔵 さ れ て い る こ と を 想 定 し て ，使 用 済 燃 料 プ ー ル の 崩 壊 熱 は 約
9.1MWを 用 い る も の と す る 。
ｂ．使用済燃料プール水温
使用済燃料プールの初期水温は，通常運転中の最大値として，
保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 値 で あ る 65℃ を 用 い る も の と す る 。
ｃ．使用済燃料プールのプールゲートの状態
保 有 水 量 を 厳 し く 見 積 も る た め ，使 用 済 燃 料 プ ー ル と 隣 接 す る
原子炉ウェルとの間に設置されているプールゲートは閉状態とする。
ｄ．主要機器の形状
使用済燃料プール等の主要機器の形状に関する条件は設計値を用いる。
（ 添 付 資 料 1.5.3）

1.5.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある
事故(1)

初 期 条 件（ 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ「 反 応 度 の 誤 投 入 」を 除 く ）ａ．崩壊熱
原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 は ， 第 1.5-1図 に 示 す Ａ Ｎ Ｓ Ｉ ／ Ａ Ｎ Ｓ-5.1-1979に 基 づ く 崩 壊 熱 曲 線 を 使 用 し ， 崩 壊 熱 を 厳 し く 見 積 もる た め に ， 原 子 炉 停 止 1日 後 の 崩 壊 熱 と し て 約 18.8MWを 用 い る ものとする。
ｂ．原子炉圧力
水 位 低 下 量 を 厳 し く 見 積 も る た め に ，原 子 炉 圧 力 の 初 期 値 は 大気圧とし，事象発生後も大気圧が維持されるものとする。
1－48

ｃ．原子炉水温
残留熱除去系の原子炉停止時冷却モードでの炉水側の設計温度 と し て ， 原 子 炉 水 温 の 初 期 値 は 52℃ と す る 。
ｄ．主要機器の形状
原子炉圧力容器等の形状に関する条件は設計値を用いるもの
とする。

1.6

解析の実施方針
有効性評価における解析は，評価項目となるパラメータの推移のほか，事象進展の状況を把握する上で必要なパラメータの推移について解析を実施する。
なお，事象進展の特徴や厳しさ等を踏まえ，原子炉等が安定状態に導かれ，評価項目を満足することが解析以外の方法で合理的に説明できる場合はこの限りではない。

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作余裕時間を評価する。ここで，操作の不確かさの影響と は ，運 転 員 等 操 作 に 対 す る 不 確 か さ 要 因 で あ る ，認 知 ，要 員 配 置 ，移動，操作所要時間，他の並列操作有無及び操作の確実さに起因して生じる運転員等操作の開始時間の変動が，有効性評価の成立性に与える影響のことである。
不確かさ等の影響確認は，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が小さくなる場合に感度解析等を行う。事象推移が緩1－49

やかであり，重畳する影響因子がないと考えられる等，影響が容易に把握できる場合は，選定している重要事故シーケンスの解析結果
等 を 用 い て 影 響 を 確 認 す る 。事 象 推 移 が 早 く ，現 象 が 複 雑 で あ る 等 ，
影響が容易に把握できない場合は，事象の特徴に応じて解析条件を変更した感度解析によりその影響を確認する。
（ 添 付 資 料 1.7.1）

1.7.1

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価「 1.4

有 効 性 評 価 に 使 用 す る 計 算 プ ロ グ ラ ム 」に お い て は ，重 要現象として評価指標及び運転操作に対する影響が大きい又は中程度と 考 え ら れ る 物 理 現 象 を 選 定 し て お り ， そ の う ち 第 1.7-1 表 か ら 第1.7-3 表 に 示 す 物 理 現 象 を 有 効 性 評 価 に お い て 評 価 項 目 と な る パ ラ
メータに有意な影響を与えると整理している。解析コードの不確かさは，選定している重要事故シーケンスにおける上記の物理現象に対する不確かさを考慮し，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。

1.7.2

解析条件の不確かさの影響評価

解析条件のうち，初期条件，事故条件及び機器条件の不確かさについて，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。また，解析条件のうち操作条件の不確かさとして，操作の不確かさ要因に起因して生じる運転員等操作の開始時間の変動が，その操作開始時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。

1－50

1.7.3

操作時間余裕の把握

解析上考慮する運転員等操作について，その遅れによる影響度合
いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認する。

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

1.8.1

必要な要員の評価

重大事故等対策時において，時間外，休日（夜間）における要員の確保の観点から，「技術的能力に係る審査基準への適合状況説明資料」で整備されている体制にて，対処可能であることを確認するとともに，必要な作業が所要時間内に実施できることを確認する。

1.8.1

必要な資源の評価

重大事故等対策時において，必要となる水源，燃料及び電源の資源の確保の観点から，必要水量，燃料消費量及び電源負荷を確認す
る と と も に ，7 日 間 継 続 し て こ れ ら の 資 源 が 供 給 可 能 で あ る こ と を 評価する。また，有効性評価において考慮されていない機器についても，使用した場合を想定して，各資源について 7 日間継続して資源の供給が可能であることを確認する。

1－51

第 1.2-1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 /設 置 許 可 基 準 規 則 /技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 1／ 11）
1.7

1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
/59 条

45 条
/60 条

46 条
/61 条

47 条
/62 条

48 条
/63 条

49 条
/64 条

50 条
/65 条

51 条
/66 条

52 条
/67 条

53 条
/68 条

54 条
/69 条

55 条
/70 条

56 条
/71 条

57 条
/72 条

58 条
/73 条

59 条
/74 条

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

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

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

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

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

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

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

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

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

2.1

高圧・低圧注水機能喪失

運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 又 は 設 計 基 準 事 故 （ LOCA
を 除 く ）の 発 生 後 ，高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ，原 子 炉
減 圧 に は 成 功 す る が ，低 圧 注 水 機 能 が 喪 失 す る 事 故

●

●

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 又 は 設 計 基 準 事 故 （ LOCAを除く）の発生後，高圧注水機能が喪失し，かつ，
原子炉減圧機能が喪失する事故●

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

外 部 電 源 喪 失 発 生 後 ，非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 の 起動に失敗する事故

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

外 部 電 源 喪 失 発 生 後 ，非 常 用 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 の 起
動 に 失 敗 し ，か つ ，直 流 電 源 が 喪 失 ，逃 が し 安 全 弁
再閉に失敗又は原子炉隔離時冷却系の起動に失敗
する事故

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 又 は 設 計 基 準 事 故 （ LOCA
を 除 く ）の 発 生 後 ，炉 心 冷 却 に は 成 功 す る が ，取 水
機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失する事故

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 又 は 設 計 基 準 事 故 （ LOCA
を 除 く ）の 発 生 後 ，炉 心 冷 却 に は 成 功 す る が ，残 留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失する
事故

2.5

原子炉停止機能喪失

運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 の 発 生 後 ，原 子 炉 停 止 機 能が喪失する事故

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

2.8

事故シーケンスグループ等
重要事故シーケンス

2.3

●

●

●

●

●

●

●

●

炉心損傷防止

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダ
リ を 構 成 す る 配 管 の 中 小 規 模 の 破 断 の 発 生 後 ，高 圧
注水機能及び低圧注水機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスと な る 配 管 の う ち ，隔 離 弁 の 故 障 等 に よ り ，低 圧 設
計部分が過圧され破断する事故

●

●

●

●

●

津波浸水による注水機能喪失

津波により海水取水ポンプエリア及び原子炉建屋
へ の 大 量 浸 水 が 発 生 す る こ と で ，取 水 機 能 及 び 原 子
炉注水機能が喪失する事故

●

●

●

●

●

2.4

●

事故時の計装に関する手順等

1.6

電源の確保に関する手順等

1.5

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.4

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.3

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.2

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

1.1

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

技術的能力審査基準

●

●

●

1－52

●

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 /設 置 許 可 基 準 規 則 /技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 2／ 11）
1.5

1.6

1.7

1.8

1.9

1.10

1.11

1.12

1.13

1.14

1.15

1.16

設置許可基準規則／技術基準規則

44 条
/59 条

45 条
/60 条

46 条
/61 条

47 条
/62 条

48 条
/63 条

49 条
/64 条

50 条
/65 条

51 条
/66 条

52 条
/67 条

53 条
/68 条

54 条
/69 条

55 条
/70 条

56 条
/71 条

57 条
/72 条

58 条
/73 条

59 条
/74 条

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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

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

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

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

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

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

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

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

LOCA 発 生 時 に 高 圧 ・ 低 圧 注 水 機 能 が 喪 失 す る 事 故であり，代替循環冷却を使用する場合

●

●

●

●

LOCA 発 生 時 に 高 圧 ・ 低 圧 注 水 機 能 が 喪 失 す る 事 故であり，代替循環冷却を使用しない場合

●

●

●

●

事故シーケンスグループ等
重要事故シーケンス

格納容器破損防止

3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）●

事故時の計装に関する手順等

1.4

電源の確保に関する手順等

1.3

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

1.2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.1

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

技術的能力審査基準

●

●

●

●

ＳＦＰ燃料
損傷防止
停止中の燃料損傷防止

3.2

高圧溶融物放出／格納容器直接加熱

原 子 炉 の 出 力 運 転 中 の 過 渡 事 象 の 発 生 と ，原 子 炉 への注水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料‐冷却材相互作用

原 子 炉 の 出 力 運 転 中 の 過 渡 事 象 の 発 生 と ，原 子 炉 への注水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

●

●

3.4

水素燃焼

LOCA 発 生 時 に 高 圧 ・ 低 圧 注 水 機 能 が 喪 失 す る 事 故であり，代替循環冷却を使用する場合

●

●

●

●

●

●

3.6

溶融炉心・コンクリート相互作用

原 子 炉 の 出 力 運 転 中 の 過 渡 事 象 の 発 生 と ，原 子 炉 への注水機能が全喪失する事故

●

●

●

●

●

●

4.1

想定事故１

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失
す る こ と に よ り ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 内 の 水 の 温 度 が上昇し，蒸発により水位が低下する事故

●

●

●

●

4.2

想定事故２

サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の 小 規 模 な 喪 失 が 発 生 し ，使 用 済 燃 料 プ ー ル の 水 位が低下する事故

●

●

●

●

5.1

崩壊熱除去機能喪失

原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去機能が喪失する事故

5.2

全交流動力電源喪失

原 子 炉 の 運 転 停 止 中 に 全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し ，残留熱除去系等による崩壊熱除去機能が喪失する事
故

●

●

5.3

原子炉冷却材の流出

原子炉の運転停止中に原子炉冷却材圧力バウンダ
リ に 接 続 さ れ た 系 統 か ら ，運 転 員 の 誤 操 作 等 に よ り
系 外 へ の 冷 却 材 の 漏 え い が 発 生 し ，崩 壊 熱 除 去 機 能が喪失する事故

5.4

反応度の誤投入

原子炉の運転停止中に制御棒の誤引抜き等によって ，燃 料 に 反 応 度 が 投 入 さ れ る こ と に よ り ，臨 界 に
達する事故

●

●

1－53

●

●
●

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 3／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

原子炉格納容器の破損の防止

原子炉水位低下○

制御棒手動挿入○

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却

○

○

○

○

高圧代替注水系の現場操作による原子炉の冷却
原子炉隔離時冷却系の中央制御室からの操作による原子炉の冷却
1.2

●

●

●

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
ほう酸水注入系による進展抑制
制御棒駆動水圧系による進展抑制

○

○

○

1－54

○

○

○

○

反応度の誤投入●

原子炉冷却材の流出

ほう酸水注入全交流動力電源喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

想定事故２

○

想定事故１

選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

水素燃焼

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用○

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

原子炉手動スクラム

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

対応手段

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

津波浸水による注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

1.1

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料
貯蔵槽内の
燃料破損の
防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 4／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止●

可搬型代替直流電源設備による減圧○●逃がし安全弁用可搬型蓄電池接続による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
高圧窒素ガス供給系（非常用）による作動窒素ガス確保
主蒸気逃がし安全弁の背圧対策
代替直流電源設備による復旧
代替交流電源設備による復旧
ＩＳＬＯＣＡ発生時の対応手順

●

1－55

●

反応度の誤投入

常設代替直流電源設備による減圧●

原子炉冷却材の流出●

全交流動力電源喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

手動による原子炉の減圧

想定事故２

●

想定事故１

溶融炉心・コンクリート相互作用

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用

●

水素燃焼

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）●

対応手段
原子炉減圧の自動化

1.3

津波浸水による注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）●

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 5／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

低圧代替注水系（常設）による原子炉の冷却●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉の冷却●消火系による原子炉の冷却○補給水系による原子炉の冷却○常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧

○

●

○

●

○

○

○

○

○

●

○

○

●

1.4
低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

●

●

●

消火系による残存溶融炉心の冷却補給水系による残存溶融炉心の冷却
常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の
復旧

1.5

●

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱

●

●

●

耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操
作）

○

○

○

常設代替海水取水設備による除熱

●

●

●

代替残留熱除去系海水系による除熱

○

○

○

1－56

反応度の誤投入●

対応手段

原子炉冷却材の流出

全交流動力電源喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

●

想定事故２

●

想定事故１

●

溶融炉心・コンクリート相互作用

○

水素燃焼

○

●

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用○●

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱○

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）●

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）●

津波浸水による注水機能喪失

ＬＯＣＡ時注水機能喪失●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）●

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 6／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

水素燃焼

溶融炉心・コンクリート相互作用

●

●

●

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却

○

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

代替循環冷却系による格納容器除熱

○

○

○

○

○

○

○

●

○

●

●

●

●

消火系による格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による格納容器内の冷却

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1.6

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器除熱
常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却
系）の復旧

●

●

●

●

常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 に よ る 残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
冷却系）の復旧

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱

○

○

○

○

○

○

○

○

●

○

○

○

○

格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操
作）

○

1.7
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

●

○

●

●

●

●

サプレッション・プール水ｐＨ制御設備による薬液注入

○

○

○

○

○

○

1－57

反応度の誤投入

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用●

原子炉冷却材の流出

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱●

全交流動力電源喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

○

想定事故２

津波浸水による注水機能喪失

●

対応手段

想定事故１

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）●

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）○※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 7／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

原子炉格納容器の破損の防止

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
1.8
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水●●

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

●

○

○

○

●

○

消火系による原子炉圧力容器への注水

○

○

○

○

○

○

○

○

補給水系による原子炉圧力容器への注水●○

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

1.9

格納容器内不活性化による格納容器水素爆発防止●

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器内の水素ガス及び酸素ガ
スの排出○

可燃性ガス濃度制御系による水素濃度制御
水素濃度監視○代替電源による必要な設備への給電

1－58

○

○

○

○

○

反応度の誤投入

溶融炉心・コンクリート相互作用●

原子炉冷却材の流出

水素燃焼●

全交流動力電源喪失

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用●

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）への注水
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）
への注水
冷
消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

●

対応手段

想定事故１

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

津波浸水による注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料
貯蔵槽内の
燃料破損の
防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 8／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料貯蔵槽内の燃料
破損の防止

原子炉格納容器の破損の防止

○

○

○

○

○

○

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視
代替電源による必要な設備への給電
1.10
格納容器頂部注水系（常設）による注水●

格納容器頂部注水系（可搬型）による注水
原子炉建屋原子炉棟ベントによる水素ガスの排出補給水系による使用済燃料プール注水
消火系による使用済燃料プール注水
サイフォン効果による使用済燃料プール水漏えい発生時の漏えい抑
制

1.11

●

常設低圧代替注水ポンプによる常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
可搬型代替注水系大型ポンプによる常設スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ
可搬型代替注水系大型ポンプによる可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プール漏えい緩和
大気への拡散抑制
使用済燃料プールの監視○○

使用済燃料プール監視計器への代替電源による給電○○

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱

○

○

○

○

○

○

1－59

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入

可搬型代替注水系大型ポンプによる可搬型スプレイノズルを使用した使用済燃料プールへの注水

対応手段

原子炉冷却材の流出●

全交流動力電源喪失

●

技術的能力
審査基準

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故２

可搬型代替注水系大型ポンプによる常設スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

溶融炉心・コンクリート相互作用

想定事故１

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用

水素燃焼

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

津波浸水による注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

●

○

比較表

高圧・低圧注水機能喪失●

常設低圧代替注水ポンプによる常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 9／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

原子炉格納容器の破損の防止●

放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制
1.12

汚濁防止膜による海洋への拡散抑制
可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ ，放 水 砲 及 び 泡 消 火 薬 剤（ Ｓ Ａ ）に よ る 航
空機燃料火災への泡消火
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給

●

●

●

○

○

●

淡 水 貯 水 池 B （ A） か ら 淡 水 貯 水 池 A（ B ） へ の 補 給
1.13
可搬型代替注水大型ポンプによる淡水貯水池への補給
可搬型代替注水大型ポンプによる送水

○

●

○

○

1－60

○

○

○

○

○

○

○

○

反応度の誤投入●

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲による大気への拡散抑制

原子炉冷却材の流出○

全交流動力電源喪失

想定事故２

○

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

想定事故１

溶融炉心・コンクリート相互作用

水素燃焼

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

対応手段

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

津波浸水による注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

原子炉停止機能喪失

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

技術的能力
審査基準

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

技術的能力対応手段と有効性評価

使用済燃料
貯蔵槽内の
燃料破損の
防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 10／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

原子炉格納容器の破損の防止

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止

溶融炉心・コンクリート相互作用

可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備への給電

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

●

●

●

●

●

●

●

●

●

●

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による非常用所内電気設備への電力融通
非 常 用 デ ィ ー ゼ ル（ 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 を 含 む ）冷 却 系 海 水 系 へ の 代
替海水送水
所内常設直流電源設備による非常用所内電気設備への給電●

可 搬 型 代 替 直 流 電 源 設 備 に よ る 直 流 1 25V 主 母 線 盤 ２ Ａ ・ ２ Ｂ へ の 給電
常 設 直 流 電 源 喪 失 時 の 直 流 125V 主 母 線 盤 ２ Ａ ・ ２ Ｂ へ の 給 電
1.14
常設代替高圧電源装置による代替所内電気設備への給電●

可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設備への給電
常 設 代 替 直 流 電 源 設 備 に よ る 緊 急 用 直 流 125V 主 母 線 盤 へ の 給 電

●

●

●

●

●

●
○

●

可 搬 型 代 替 直 流 電 源 設 備 に よ る 緊 急 用 直 流 12 5V 主 母 線 盤 へ の 給 電
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油

●

●

●

●

●

●

●

タンクローリから各機器への給油

●

●

●

●

●

●

●

燃料補給設備による常設代替高圧電源装置への給油

●

●

●

●

●

●

●

●

1－61

●

●

●

●

●

●

●

●

●

反応度の誤投入

水素燃焼

●

対応手段

原子炉冷却材の流出

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用●

全交流動力電源喪失

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱●

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

●

想定事故２

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

●

想定事故１

津波浸水による注水機能喪失●

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）●

原子炉停止機能喪失

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失

常設代替高圧電源装置による非常用所内電気設備への給電

技術的能力対応手段と有効性評価

技術的能力
審査基準

使用済燃料
貯蔵槽内の
燃料破損の
防止

第 1.2.1 表

有 効 性 評 価 に お け る 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス と 技 術 的 能 力 審 査 基 準 ／ 設 置 許 可 基 準 規 則 ／ 技 術 基 準 規 則 と の 関 連 （ 11／ 11）
重要事故シーケンス
炉心の著しい損傷の防止

使用済燃料
貯蔵槽内の
燃料破損の
防止

原子炉格納容器の破損の防止

中 央 制 御 室 換 気 系 ，非 常 用 ガ ス 処 理 系 及 び 非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 の 運 転
手順等
全交流動力電源が喪失した場合

○

○

○

○

○

○

中央制御室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順

○

○

○

○

○

○

他 チ ャ ン ネ ル に よ る 計 測 ，代 替 パ ラ メ ー タ に よ る 推 定（ 計 器 の 故 障 時 ）●代替パラメータによる推定（計器の計測範囲を超えた場合）
1.15

蓄電池，代替電源（交流，直流）からの給電

●

●

●

●

●

●

●

●

可搬型計測器によるパラメータの計測又は監視パラメータ記録
中 央 制 御 室 換 気 系 ，非 常 用 ガ ス 処 理 系 及 び 非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 の 運 転
手順等
交流動力電源が正常な場合

中央制御室の照明を確保する手順
中央制御室待避室の照明を確保する手順○

データ表示装置（待避室）によるプラントパラメータの監視手順○

中央制御室待避室準備手順○

中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管理手順

○

1.16

その他の放射線防護措置等に関する手順等

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

その他の手順項目について考慮する手順
チェンジングエリアの設置及び運用手順

1－62

●

反応度の誤投入●

対応手段

原子炉冷却材の流出

想定事故２

●

全交流動力電源喪失

想定事故１

●

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

溶融炉心・コンクリート相互作用

水素燃焼

原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）●

高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

津波浸水による注水機能喪失●

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシステム
ＬＯＣＡ）

原子炉停止機能喪失

●

技術的能力
審査基準

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）●※対応手段は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

崩壊熱除去系機能喪失（取水機能が喪失した場合）

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）●●：有効性評価において，解析上考慮している〇：有効性評価において，解析上考慮していない

高圧注水・減圧機能喪失●

比較表

高圧・低圧注水機能喪失●

技術的能力対応手段と有効性評価

運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止第 1.2-2 表

重 要 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 ）（ 1／ 2）事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

高圧注水・減圧機能喪失

1－63
全交流動力電源喪失

長期ＴＢ

ＴＢＤ，
ＴＢＰ，
ＴＢＵ

事故シーケンス
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷
却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全
弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷
却失敗＋手動減圧失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手
動減圧失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）・サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣ
Ｓ失敗（ＲＣＩＣ成功）
・外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗
・外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗
・サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却
失敗

・過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 手 動 減 圧 失 敗

・ 外 部 電 源 喪 失 ＋ Ｄ Ｇ 失 敗 ＋ Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 失 敗（ Ｒ
ＣＩＣ成功）

・外 部 電 源 喪 失 ＋ 直 流 電 源 失 敗 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却
失敗

第 1.2-2 表

重 要 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 ）（ 2／ 2）事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

原子炉停止機能喪失

1－64

ＬＯＣＡ時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェ
イスシステムＬＯＣＡ）
津波浸水による注水機能喪失

事故シーケンス
・過渡事象＋ＲＨＲ失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全
弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗・ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
・過渡事象＋原子炉停止失敗
・サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗
・ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
・ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
・ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗
・インターフェイスシステムＬＯＣＡ
・原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（全交流
動力電源喪失＋最終ヒートシンク喪失）
・最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）
・最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗
・最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・過渡事象＋ＲＨＲ失敗

・過渡事象＋原子炉停止失敗

・Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却
失敗・インターフェイスシステムＬＯＣＡ
・原 子 炉 建 屋 内 浸 水 に よ る 複 数 の 緩 和 機 能 喪 失（全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク
喪失）第 1.2-3 表
格納容器破損モード
雰 囲 気 圧 力・温 度 に よる静的負荷（格納容器過圧破損）

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (1／ 7)

該当するＰＤＳ
・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＤ
・ＴＢＵ
・ＬＯＣＡ

選定したＰＤＳ
・ＬＯＣＡ＋ＳＢＯ

雰 囲 気 圧 力・温 度 に よる静的負荷（格納容器過温破損）

1－65

高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加
熱
（ＤＣＨ）

・ＴＱＵＸ
・長期ＴＢ
・ＴＢＤ
・ＴＢＵ

・ＴＱＵＸ

選定したＰＤＳの考え方【事象進展（過圧・過温）緩和の余裕時間及び設備容量の厳しさ】
・ 他 の Ｐ Ｄ Ｓ と 比 較 し て ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ は 原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 を 伴 う こ と か ら ，
水位低下が早く，事象進展が早い。
・過圧破損については対策として格納容器の除熱が必要となる。
・過温破損については対策として格納容器（損傷炉心）への注水が必要となる。
・ＬＯＣＡにＥＣＣＳ注水機能喪失及び全交流動力電源喪失を加えること
で，電源の復旧，注水機能の確保等必要となる事故対処設備が多く，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しくなり，格納容器への 注 水 ・ 除 熱 対 策 の 有 効 性 を 網 羅 的 に 確 認 可 能 な シ ナ リ オ と な る 。な お ，
いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
以上より，ＬＯＣＡにＳＢＯを加え，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価するためのＰＤＳとする。
【事象進展緩和（減圧）の余裕時間の厳しさ】
・長 期 Ｔ Ｂ は 事 象 初 期 に お い て Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ に よ る 冷 却 が 有 効 な Ｐ Ｄ Ｓ で あ り ，
減 圧 ま で の 余 裕 時 間 の 観 点 で は Ｔ Ｑ Ｕ Ｘ ，Ｔ Ｂ Ｄ ．Ｔ Ｂ Ｕ の 方 が 厳 し い 。
・高圧状態で原子炉圧力容器破損に至る点ではＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵにＰＤＳ選定上の有意な違いはない。
以上より，最も厳しいＰＤＳから，ＴＱＵＸを評価対象ＰＤＳとして選定する。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。

第 1.2-3 表
格納容器破損モード
原子炉圧力容器外の溶
融燃料－冷却材相互作
用（ＦＣＩ）

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (2／ 7)

該当するＰＤＳ
・ＴＱＵＸ
・ＬＯＣＡ

選定したＰＤＳ
・ＴＱＵＶ

1－66
溶融炉心・コンクリー
ト相互作用（ＭＣＣＩ）

・ＴＱＵＶ
・ＴＱＵＸ
・ＴＢＰ
・ＴＢＵ
・ＬＯＣＡ

・ＴＱＵＶ

選定したＰＤＳの考え方【事象（ＦＣＩにおける発生エネルギーの大きさ）の厳しさ】
・溶 融 燃 料 － 冷 却 材 相 互 作 用 の 発 生 エ ネ ル ギ ー は ，格 納 容 器 下 部 の 水 中 に 落 下
す る 溶 融 炉 心 の 量 が 多 く ，保 有 エ ネ ル ギ ー 大 き く な る ほ ど 厳 し く な る 。こ の観点から，高圧状態が維持されるＰＤＳであるＴＱＵＸ，ＴＢＤ，ＴＢＵ，
長期ＴＢはＦＣＩの観点で厳しい事象とはならないと考えられる。
・Ｌ Ｏ Ｃ Ａ は ，炉 内 で の 蒸 気 の 発 生 状 況 の 差 異 か ら ，酸 化 ジ ル コ ニ ウ ム の 質 量
割 合 が 他 の 低 圧 破 損 シ ー ケ ン ス（ Ｔ Ｑ Ｕ Ｖ ，Ｔ Ｂ Ｐ ）よ り 小 さ く な り ，デ ブ
リ の 内 部 エ ネ ル ギ ー が 小 さ く な る と 考 え ら れ る 。ま た ，Ｆ Ｃ Ｉ は 低 温 の 水 に
落 下 す る 場 合 の 方 が 厳 し い 事 象 で あ り ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ は 破 断 口 か ら 高 温 の 冷 却 材
が 流 出 し ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 滞 留 す る た め ，Ｆ Ｃ Ｉ の 観 点 で
厳しい事象とはならないと考えられる。
・Ｔ Ｂ Ｐ に つ い て ，事 象 初 期 の Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ に よ る 一 時 的 な 注 水 を 考 慮 す る と ，ＴＱＵＶに比べて水位低下が遅く事象進展が遅い。
・過 渡 事 象 の う ち ，原 子 炉 の 水 位 低 下 が 早 い 事 象 を 選 定 す る こ と で 対 応 が 厳 しいシーケンスとなる
以 上 よ り ，Ｆ Ｃ Ｉ の 厳 し さ の 観 点 で Ｔ Ｑ Ｕ Ｖ を 評 価 対 象 Ｐ Ｄ Ｓ と し て 選 定 する。なお，いずれのＰＤＳを選定しても必要な監視機能は維持可能である。
【 事 象（ Ｍ Ｃ Ｃ Ｉ に 寄 与 す る 溶 融 炉 心 の エ ネ ル ギ ー の 大 き さ ）及 び 事 象 緩 和 のための対応の厳しさ】
・ Ｍ Ｃ Ｃ Ｉ の 観 点 か ら は ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 落 下 す る 溶 融 炉 心の割合が多くなる原子炉圧力容器が低圧で破損に至るシーケンスが厳しい。
こ の 観 点 で ，高 圧 状 態 が 維 持 さ れ る Ｐ Ｄ Ｓ で あ る Ｔ Ｑ Ｕ Ｘ ，Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ ，
長期ＴＢはＭＣＣＩの観点で厳しい事象とはならないと考えられる。
・ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ は ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）へ の 冷 却 材 の 流 入 の 可 能 性 が あり，ＭＣＣＩへの対応を考慮する上で厳しい事象とはならないと考えられる。
・過 渡 事 象 の う ち ，原 子 炉 の 水 位 低 下 が 早 い 事 象 を 選 定 す る こ と で 対 応 が 厳 しいシーケンスとなる。

第 1.2-3 表

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (3／ 7)

格納容器破損モード

該当するＰＤＳ選定したＰＤＳ

水素燃焼－

・ＬＯＣＡ＋ＳＢＯ

1－67

選定したＰＤＳの考え方【有効性評価に関する審査ガイドの選定基準等との整合】・審 査 ガ イ ド で は「 Ｐ Ｒ Ａ に 基 づ く 格 納 破 損 シ ー ケ ン ス の 中 か ら 水 素 燃 焼 の 観
点 か ら 厳 し い シ ー ケ ン ス を 選 定 す る 。」 と 記 載 さ れ て い る が ， 東 海 第 二 発 電
所 で は 格 納 容 器 内 を 窒 素 で 置 換 し て い る た め ，レ ベ ル １ ．５ Ｐ Ｒ Ａ で は 水 素
燃焼により格納容器容器が破損するシーケンスは考慮していない。このた
め ，東 海 第 二 発 電 所 に お い て 評 価 す る こ と が 適 切 と 考 え ら れ る 評 価 事 故 シ ーケンスを選定するものとする。
【評価において着目するパラメータ】
・東 海 第 二 発 電 所 で は ，格 納 容 器 内 が 窒 素 置 換 さ れ ，初 期 酸 素 濃 度 が 低 く 保 た
れ て い る 。ま た ，炉 心 損 傷 に 伴 い ，水 素 は 容 易 に 可 燃 限 界 を 超 え る こ と か ら ，
水 素 燃 焼 防 止 の 観 点 で は 酸 素 濃 度 が 重 要 と な る 。こ の た め ，水 の 放 射 線 分 解に伴う酸素濃度の上昇に着目する。
【東海第二発電所において評価するシーケンス】
・東 海 第 二 発 電 所 に お い て 、国 内 外 の 先 進 的 な 対 策 を 考 慮 し て も 炉 心 損 傷 を 防
止 で き な い 事 故 シ ー ケ ン ス で あ る が ，格 納 容 器 に お い て 事 象 進 展 を 緩 和 で きる と 考 え ら え る 事 故 シ ー ケ ン ス と し て ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ と Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水 機 能 喪 失 が重 畳 す る 事 故 シ ー ケ ン ス が 抽 出 さ れ て い る 。こ の た め ，評 価 シ ー ケ ン ス と して は ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水 機 能 喪 失 ）を 想 定 す る こ と が 適 切
で あ る と 考 え ら れ る 。 こ れ に 加 え ，「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格納 容 器 過 圧・過 温 破 損 」の 評 価 シ ー ケ ン ス で は ，対 応 の 厳 し さ の 観 点 で Ｓ Ｂ
Ｏ の 重 畳 を 想 定 し て い る こ と を 考 慮 し ，Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ Ｓ Ｂ Ｏ を Ｐ Ｄ Ｓ と し て 選定する。

第 1.2-3 表

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (4／ 7)
補足：ＰＤＳの分類の定義

1－68

ＰＤＳ

格納容器破損時期

原子炉圧力

炉心損傷時期

電源確保

ＴＱＵＶ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＱＵＸ

炉心損傷後

高圧

早期

長期ＴＢ

炉心損傷後

高圧

後期

ＴＢＵ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＢＰ

炉心損傷後

低圧

早期

ＴＢＤ

炉心損傷後

高圧

早期

ＴＷ／ＴＢＷ

炉心損傷前

－

後期

－

ＴＣ

炉心損傷前

－

早期

－

ＬＯＣＡ

炉心損傷後

低圧

早期

交流電源
直流電源

ＩＳＬＯＣＡ

炉心損傷前

－

早期

－

交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源
交流電源
直流電源

有
有
有
有
無
有
無
有
無
有
無
無

有
有

注：ハ ッ チ ン グ は 炉 心 損 傷 前 に 格 納 容 器 破 損 に 至 る 事 故 シ ー ケ ン ス で あ る こ と か ら ，解 釈 １ － ２（ ｂ ）に 基 づ き ,「 炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る 対 策 に 有 効 性 が あ る 」こ と を 確 認 す る 。こ の た め ，格 納 容 器 破 損 防 止 対 策 の有効性評価の対象外とするＰＤＳを示す。

第 1.2-3 表
格納容器破損モード
雰 囲 気 圧 力・温度による静的負荷（格納容器過
圧破損）

選定した
ＰＤＳ
・Ｌ Ｏ Ｃ Ａ＋ＳＢＯ

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (5／ 7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス

・ＬＯＣＡ（大，中，小ＬＯＣＡ）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格
納容器注水（ドライウェル）失敗
・ＬＯＣＡ（中，小ＬＯＣＡ）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減
圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋格納容器
注水（ドライウェル）失敗

・ＬＯＣＡ（大，中，小Ｌ
Ｏ Ｃ Ａ ）＋ 高 圧 炉 心 冷 却
失敗＋低圧炉心冷却失
敗＋損傷炉心冷却失敗＋（デブリ冷却成功）＋
格 納 容 器 注 水（ ド ラ イ ウェル）失敗・ＬＯＣＡ（大，中，小Ｌ
Ｏ Ｃ Ａ ）＋ 高 圧 炉 心 冷 却
失敗＋低圧炉心冷却失
敗＋損傷炉心冷却失敗＋ 格 納 容 器 注 水（ ペ デ スタル）失敗

・大 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧 炉
心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋全
交流動力電源喪失

・Ｌ Ｏ Ｃ Ａ＋ＳＢＯ・ＬＯＣＡ（大，中，小ＬＯＣＡ）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ペデスタル）失敗
・ＬＯＣＡ（中，小ＬＯＣＡ）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減
圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋格納容器注水（ペデスタル）失敗

高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）

・Ｔ Ｑ Ｕ Ｘ

・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗＋炉心損傷後の手動減圧失敗＋ＤＣＨ
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗＋炉心損傷後の手動減圧失敗＋ＤＣＨ
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧
失敗＋炉心損傷後の手動減圧失敗＋ＤＣＨ

1－69

雰 囲 気 圧 力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）

・過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗＋
炉心損傷後の手動減圧
失敗＋ＤＣＨ（ 過 圧・過 温 の 各 々 において損傷炉心冷
却失敗までは同じ
事故シーケンスとな り ，各 事 故 シ ー ケ
ンスの対策は損傷
炉 心 へ の 注 水（ 損 傷
炉 心 冷 却 ）の 点 で 同
じとなることから，有効性評価では過圧・過 温 を 同 じ 事 故シーケンスで評価
し て い る 。）
・過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心
冷却失敗＋手動減
圧失敗＋炉心損傷
後の手動減圧失敗＋ＤＣＨ

第 1.2-3 表

1－70

格納容器破損モード
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相
互作用
（ＦＣＩ）

選定した
ＰＤＳ
・Ｔ Ｑ Ｕ Ｖ

溶 融 炉 心・コ ン
クリート相互作用（ＭＣＣＩ）・Ｔ Ｑ Ｕ Ｖ

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (6／ 7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス

・ 過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 損 傷 炉 心 ・過渡事象＋高圧炉心冷却
失敗＋低圧炉心冷却失
冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
敗＋損傷炉心冷却失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低＋ＦＣＩ（ペデスタル）
圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷
却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）・ 過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 低 圧 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ 損 傷 炉 心 ・過渡事象＋高圧炉心冷却
失敗＋低圧炉心冷却失
冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
敗＋損傷炉心冷却失敗
・過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低＋ デ ブ リ 冷 却 失 敗（ ペ デ
圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデ
スタル）
スタル）
・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）・手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）
・サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心
冷 却 失 敗 ＋ 損 傷 炉 心 冷 却 失 敗 ＋ デ ブ リ 冷 却 失 敗（ ペ デ ス タ ル ）・サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デ
ブリ冷却失敗（ペデスタル）

・過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心
冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋損傷
炉心冷却失敗＋Ｆ
ＣＩ（ペデスタル）・過 渡 事 象 ＋ 高 圧 炉 心
冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗＋損傷
炉心冷却失敗＋デ
ブ リ 冷 却 失 敗（ ペ デスタル）

第 1.2-3 表
格納容器破損
モード
水素燃焼

選定した
ＰＤＳ
・Ｌ Ｏ Ｃ Ａ＋ＳＢＯ

評 価 事 故 シ ー ケ ン ス の 選 定 （ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (7／ 7)
事故シーケンス

選定した事故シーケンス

評価事故シーケンス
・大 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ＋ 高 圧 炉
心冷却失敗＋低圧
炉心冷却失敗＋全
交流動力電源喪失（＋格納容器ベン
ト無し）

1－71

－

－

（ ジ ル コ ニ ウ ム・水 反応による水素の過剰な発生を抑制する観
点 か ら ，炉 心 損 傷 後 に交流電源を復旧して原子炉注水を実施し，その後の事象進展に対応するシナリオを評価するものとする。
ま た ，格 納 容 器 ベ ン ト
を 実 施 す る 場 合 ，格 納容器内の水素及び酸素が大気中に放出され ．格 納 容 器 内 の 水 素
及び酸素濃度が大きく低下することから，格納容器ベントを実施しないシナリオを評 価 す る も の と する 。）

第 1.2-4 表

重要事故シーケンスの選定（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）

事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

全交流動力電源喪失

原子炉冷却材の流出

1－72
反応度の誤投入

事故シーケンス・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉
心冷却失敗
・外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失
敗・外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失
敗・原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊
熱除去・炉心冷却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊
熱除去・炉心冷却失敗
・原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
・反応度の誤投入

選定した事故シーケンス（重要事故シーケンス）
・残 留 熱 除 去 系 の 故 障（ Ｒ Ｈ Ｒ 喪 失 ）＋ 崩 壊 熱 除去・炉心冷却失敗

・外 部 電 源 喪 失 ＋ 交 流 電 源 失 敗 ＋ 崩 壊 熱 除 去・炉
心冷却失敗

・原 子 炉 冷 却 材 の 流 出（ Ｒ Ｈ Ｒ 切 替 時 の Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

・反応度の誤投入（代表性の観点から停止中に実施される試験等に よ り ，最 大 反 応 度 価 値 を 有 す る 制 御 棒 1 本 が
全 引 き 抜 き さ れ て い る 状 態 か ら ，他 の 1 本 の 制
御棒が操作量の制限を超える誤った操作によっ て 引 き 抜 か れ ，臨 界 近 接 を 認 知 で き ず に 臨 界に 至 る 事 象 を 想 定 す る 。）

第 1.4-1 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表－運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故－
事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

適用コード
ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

高圧注水・減圧機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

全交流動力電源喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

崩壊熱除去機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

原子炉停止機能喪失

ＲＥＤＹ
ＳＣＡＴ

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

格納容器バイパス

ＳＡＦＥＲ（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
津波浸水による注水機能喪失

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

1－73

第 1.4-2 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表－運転中の原子炉における重大事故－
格納容器破損モード

適用コード

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容

ＭＡＡＰ

器過圧・過温破損）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

ＭＡＡＰ

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互

ＭＡＡＰ

作用
水素燃焼

ＭＡＡＰ

溶融炉心・コンクリート相互作用

ＭＡＡＰ

1－74

第 1.4-3 表

有効性評価に使用する解析コード一覧表－運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故－
運転停止中原子炉における燃料損傷防止

適用コード

崩壊熱除去機能喪失－

全交流動力電源喪失－

原子炉冷却材の流出－

反応度の誤投入

ＡＰＥＸ
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）

1－75

第 1.4-4 表
分

類

炉心
（核）

炉心
（燃料）

重要現象

Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 1／ 2）
解析モデル

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移

燃料棒表面熱伝達モデル

燃料被覆管酸化ジルコニウム－水反応モ
デル
膨れ・破裂評価モデル

燃料被覆管変形

1－76

沸騰・ボイド率変化，
気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・
対向流，三次元効果

二相流体の流動モデル

気液熱非平衡

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心(熱 流 動 )不確かさ
入力値に含まれる。最確条件を包絡できる条件を設定することにより崩壊熱を大きくするよう考慮している。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数 を 低 め に 評 価 す る 可 能 性 があり，他の解析モデルの不確かさともあいまってコード全体として，スプレ イ 冷 却 の あ る 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 に 比 べ て 10℃ ～ 50℃ 程 度 高めに評価する。また，低圧代替注水系による注水での燃料棒冷却過程におけ る 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ は 20℃ ～ 40℃ 程 度 で あ る 。
酸 化 量 及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く 見 積 も る Baker-Just 式 に よる計算モデルを採用しており，保守的な結果を与える。
膨れ・破裂は，燃料被覆管温度と円周方向応力に基づいて評価され，燃料被覆管温度は上述のように高めに評価され，円周方向応力は燃焼期間中の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定 し 保 守 的 に 評 価 し て い る 。従 っ て ，
ベストフィット曲線を用いる場合も破裂の判定は保守的となることを確認した。
T B L ，R O S A - Ⅲ ，F I S T - A B W R の 実 験 解 析 に お い て ，二 相 水 位 変 化 は ，解 析 結 果に重畳する水位振動成分を除いて，実験結果と概ね同等の結果が得られている。低圧代替注水系の注水による燃料棒冷却（蒸気単相冷却又は噴霧流
冷 却 ） の 不 確 か さ は ＋ 20℃ ～ ＋ 40℃ 程 度 で あ る 。
ま た ，原 子 炉 圧 力 の 評 価 に お い て ，R O S A - Ⅲ で は ，2 M P a よ り 低 い 圧 力 で 系 統
的に圧力低下を早めに予測する傾向を呈しており，解析上，低圧注水系の起動タイミングを早める可能性が示される。しかし，実験で圧力低下が遅れた理由は，水面上に露出した上部支持格子等の構造材の温度が燃料被覆
管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上 昇 し ， LPCS ス プ レ イ の 液 滴 で 冷 却 さ れ た
際に蒸気が発生したためであり，低圧代替注水系を注水手段として用いる
本事故シーケンスでは考慮する必要のない不確かさである。このため，燃料被覆管温度に大きな影響を及ぼす低圧代替注水系の注水タイミングに特段の差異を生じる可能性はないと考えられる。
TBL， ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数 を 低 め に 評 価 す る 可 能 性 があり，他の解析モデルの不確かさとも相まってコード全体として，スプレ
イ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 に 比 べ て 10℃ ～ 50℃ 程 度 高 めに評価する。

第 1.4-4 表
分

類

重要現象
冷却材放出
（臨界流・差圧流）

沸騰・ボイド率変化
気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・
原子炉
対向流
圧力容器
（逃がし安全弁含む）
ECCS 注 水 （ 給 水 系 ・ 代
替注水含む）Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 2／ 2）
解析モデル

臨界流モデル

二相流体の流動モデル

原子炉注水系モデル

不確かさ
TBL， ROSA-Ⅲ ， FIST-ABWR の 実 験 解 析 に お い て ， 圧 力 変 化 は 実 験 結 果 と 概
ね同等の解析結果が得られており，臨界流モデルに関して特段の不確かさを考慮する必要はない。
下部プレナムの二相水位を除き，ダウンカマの二相水位（シュラウド外水位）に関する不確かさを取り扱う。シュラウド外水位については，燃料被覆管温度及び運転員操作のどちらに対しても二相水位及びこれを決定する
二相流動モデルの妥当性の有無は重要でなく，質量及び水頭のバランスだけで定まるコラプスト水位が取り扱えれば十分である。このため，特段の不確かさを考慮する必要はない。
入力値に含まれる。各系統の設計条件に基づく原子炉圧力と注水流量の関係を使用しており，実機設備仕様に対して注水流量を少なめに与え，燃料被覆管温度を高めに評価する。

1－77

第 1.4-5 表
分

類

重要現象
核分裂出力
反応度フィードバック効果

Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 1／ 2）
解析モデル

核特性モデル
反応度モデル(ボ イ ド ・ ド ッ プ ラ )炉心(核 )反応度モデル(ボ ロ ン )1－78
炉心(熱 流 動 )

原子炉
圧力容器
（逃がし安
全弁含む）

崩壊熱

崩壊熱モデル

沸騰・ボイド率変化

炉心ボイドモデル

冷 却 材 流量変化

再循環系モデルコ ー ス トダ ウ ン 特性
自 然 循 環流量
冷 却 材 放 出 ( 臨 界 流・差
圧流)

不確かさ
反応度フィードバック効果の不確かさに含まれる。
原子炉スクラム失敗を仮定した主蒸気隔離弁の誤閉止の事象に対して，初期の運転状態から炉心流量，原子炉圧力，炉心入口エンタルピ及び軸方向
出力分布が変化した場合の，炉心一点近似手法による不確かさに，反応度係数計算及び取替炉心設計段階における不確かさを考慮し，反応度係数の保守因子の変動範囲の検討から，事象進展期間にわたる保守因子の変動範囲として以下を確認した。
・ 動 的 ボ イ ド 係 数 ： 0.70～ 1.53
・ 動 的 ド ッ プ ラ 係 数 ： 0.81～ 1.25
高温停止に必要なボロン反応度の不確は，平衡炉心におけるほう酸水注入
系 の 三 次 元 未 臨 界 性 評 価 に お け る 停 止 余 裕 基 準 の - 1 . 5 % Δ k に ，炉 心 変 更 等の 不 確 か さ と し て 停 止 余 裕 基 準 と 同 等 の 1 . 5 % Δ k を 考 慮 し て ，- 3 % Δ k を 不
確かさとした。
学 会 推 奨 値 等 と 崩 壊 熱 モ デ ル 式 の 比 較 か ら ，崩 壊 熱 計 算 の 不 確 か さ が - 0 . 1 %～ +0.8%で あ る こ と を 確 認 し た 。
設計データとの比較手法から，炉心流量補正の不確かさとして，補正なし
を下限，最大補正二次関数を上限として設定した。
再 循 環 ポ ン プ 慣 性 時 定 数 の 不 確 か さ は ， 再 循 環 ポ ン プ の 設 計 仕 様 か ら -10%
～ +10%で あ る こ と を 確 認 し た 。
モデルの仮定に含まれる。

逃がし安全弁モデル

モ デ ル に お け る 吹 出 し 容 量 は ，「 日 本 工 業 規 格 J IS B 8 2 1 0 」 付 属 書 記 載 の 算出式により計算された値をインプットデータとして用いており，吹出し容量 の 不 確 か さ は -0%～ +16.6%で あ る こ と を 確 認 し た 。

第 1.4-5 表
分類

原子炉
圧力容器
(逃 が し 安
全弁含む)
格納容器

重要現象

Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 2／ 2）
解析モデル

ECCS 注 水( 給 水 系・代 替 の 注 水 設
備含む)

給水系モデル

ほう酸水の拡散

ほう酸水拡散モデル

サプレッション・プー
ル冷却

格納容器モデル

不確かさ
給水モデルの不確かさは入力値に含まれる。
ＨＰＣＳ流量の不確かさは入力値に含まれる。
サプレッション・プール水の初期エンタルピの不確かさは入力値に含まれる。
従来型ＢＷＲ向けの試験結果から，保守的な値を使用していることを確認しており，不確かさは入力値に含まれる。
モデル式の確認により保守的に評価することを確認しており，不確かさはモデルの保守性に含まれる。

1－79

第 1.4-6 表
分

類

炉心
（核）
炉心
（燃料）

重要現象

解析モデル

不確かさ

出力分布変化

出力分布モデル

入力値に含まれる。

燃料棒内温度変化

熱 伝 導 モ デ ル ，燃 料 ペ レ ッ
ト－被覆管ギャップ熱伝達モデル
熱 伝 達 モ デ ル ，リ ウ ェ ッ トモデル

入力値に含まれる。

燃料棒表面熱伝達

1－80

炉心
（熱流動）

ＳＣＡＴにおける重要現象の不確かさ等

沸騰遷移

沸騰遷移評価モデル

気液熱非平衡熱 伝 達 モ デ ル ，リ ウ ェ ッ ト
モデル

NUPEC BWR 燃 料 集 合 体 熱 水 力 試 験 の 試 験 解 析 か ら ， 沸 騰 遷 移 後 の 膜 沸 騰 状
態 で 修 正 D o u g a l l - R o h s e n o w 式 及 び 相 関 式 2 を 適 用 す る こ と に よ り ，燃 料 被覆管温度を高めに評価する傾向となることを確認した。
ATLAS 試 験 の 測 定 限 界 出 力 と GEXL 相 関 式 の 予 測 限 界 出 力 か ら 求 め ら れ る 標
準 偏 差 は 3.6％ 以 下 で あ る こ と を 確 認 し た 。
NUPEC BWR 燃 料 集 合 体 熱 水 力 試 験 の 試 験 解 析 か ら ， 沸 騰 遷 移 後 の 膜 沸 騰 状
態 で 修 正 D o u g a l l - R o h s e n o w 式 及 び 相 関 式 2 を 適 用 す る こ と に よ り ，燃 料 被覆管温度を高めに評価する傾向となることを確認した。
また，発生した過熱蒸気の影響が隣接する燃料棒に波及しないことを確認
し て お り ， 不 確 か さ の 影 響 は 修 正 Dougall-Rohsenow 式 に 含 ま れ る 。

第 1.4-7 表
分

類

重要現象
崩壊熱
燃料棒内温度変化
燃料棒表面熱伝達

Ｍ Ａ Ａ Ｐ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 1／ 4）
解析モデル

炉 心 モ デ ル（ 原 子 炉 出 力 及び崩壊熱）
炉 心 モ デ ル（ 炉 心 熱 水 力 モデル）
溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル（ 炉心ヒートアップ）

燃料被覆管変形炉心
燃料被覆管酸化

1－81
原子炉
圧力容器
（逃がし安
全弁含む）

沸騰・ボイド率変化
気 液 分 離 （ 炉 心 水位 ）・ 対 向 流 （ 炉 心 （ 熱流 動 ））

炉 心 モ デ ル（ 炉 心 水 位 計 算
モデル）

冷却材放出（臨界流・差圧流）
ECCS 注 水 （ 給 水 系 ・ 代
替注水設備含む）

原 子 炉 圧 力 容 器 モ デ ル（ 破断流モデル）
安 全 系 モ デ ル（ 非 常 用 炉 心
冷却系）

不確かさ
入力値に含まれる。
T M I 事 故 解 析 に お け る 炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ 時 の 水 素 発 生 ，炉 心 領 域 で の 溶 融 進
展 状 態 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結 果 と 良 く 一 致 す る こ と を 確 認 し た 。
CORA 実 験 解 析 に お け る ， 燃 料 被 覆 管 ， 制 御 棒 及 び チ ャ ン ネ ル ボ ッ ク ス の 温度変化について，測定データと良く一致することを確認した。
炉心ヒートアップ速度の増加（燃料被覆管酸化が促進される場合）を想定
し ，仮 想 的 な 厳 し い 振 り 幅 で は あ る が ，ジ ル コ ニ ウ ム - 水 反 応 速 度 の 係 数 を2 倍とした感度解析により影響を確認した。
・T Q U V ，大 破 断 L O C A シ ー ケ ン ス と も に 炉 心 溶 融 の 開 始 時 刻 へ の 影 響 は 小さい。
・下部プレナムへのリロケーション開始時刻は，ほぼ変化しない。
TQUX 及 び 中 小 破 断 LOCA シ ー ケ ン ス に 対 し て ， MAAP コ ー ド と SAFER コ ー ドの比較を行い，以下の傾向を確認した。
・ MAAP コ ー ド で は CCFL を 取 り 扱 っ て い な い こ と 等 か ら 水 位 変 化 に 差 異が 生 じ た も の の ， 水 位 低 下 幅 は MAAP コ ー ド の 方 が 保 守 的 で あ り ， その後の注水操作による有効燃料棒頂部までの水位回復時刻は両コードで同等である。
逃がし安全弁からの流量は，設計値に基づいて計算される。
入力値に含まれる。

第 1.4-7 表
分類

Ｍ Ａ Ａ Ｐ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 2／ 4）

重要現象

解析モデル

不確かさ

格納容器各領域間の流動

格 納 容 器 モ デ ル（ 格 納 容 器の熱水力モデル）

H D R 実 験 解 析 で は ，格 納 容 器 圧 力 及 び C S T F 実 験 解 析 で は ，格 納 容 器 温 度 及
温度について，温度成層化を含めて び非凝縮性ガス濃度の挙動につい傾 向 は 良 く 再 現 で き る こ と を 確 認 し て ，解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と 良 く 一
た。格納容器雰囲気温度を十数℃程 致することを確認した。
度高めに，格納容器圧力を 1 割程度
高めに評価する傾向が確認されたが，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの種の不確かさは小さくなると考えられる。また，非凝縮性ガス濃度の挙動について，解析結果が測定データと良く一致することを確認した。
入力値に含まれる。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデ
ルの不確かさはない。
窒素置換による格納容器雰囲気の不活性化が行われており，酸素発生は水の放射線分解に起因する。
入力値に含まれる。
MAAP コ ー ド で は 格 納 容 器 ベ ン ト に つ い て は 設 計 流 量 に 基 づ い て 流 路 面 積 を入力値として与え，格納容器各領域間の流動と同様の計算方法が用いられている。
入力値に含まれる。

構造材との熱伝達及び内部熱伝導
気液界面の熱伝達

格納容器

1－82

スプレイ冷却

安 全 系 モ デ ル（ 格 納 容 器 ス
プレイ）

放射線水分解等による
水素・酸素発生格納容器ベント

格納容器モデル（水素発生）
格 納 容 器 モ デ ル（ 格 納 容 器の熱水力モデル）

サプレッション・プー
ル冷却

安 全 系 モ デ ル（ 非 常 用 炉 心冷却系）

第 1.4-7 表
分

類

重要現象
リロケーションＭ Ａ Ａ Ｐ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 3／ 4）
解析モデル

不確かさ

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル（ リロケーション）T M I 事 故 解 析 に お け る 炉 心 損 傷 挙 動 に つ い て ，T M I 事 故 分 析 結 果 と 良 く 一 致することを確認した。
リロケーションの進展が早まることを想定し，炉心ノード崩壊のパラメー
タを低下させた感度解析により影響を確認した。
・ T Q U V ，大 破 断 L O C A シ ー ケ ン ス と も に ，炉 心 溶 融 時 刻 ，原 子 炉 圧 力 容 器の破損時刻への影響が小さいことを確認した。
原 子 炉 圧 力 容 器 内 FCI に 影 響 す る 項 目 と し て ， 溶 融 ジ ェ ッ ト 径 ， エ ン ト レ
インメント係数及びデブリ粒子径をパラメータとして感度解析を行い，いずれのパラメータについても原子炉圧力容器破損時点での原子炉圧力に対する感度は小さいことを確認した。

構造材との熱伝達

1－83

原子炉
圧力容器
（炉心損傷
後）
（逃がし安全弁含む）

原 子 炉 圧 力 容 器 内FCI( 溶 融 炉 心 細 粒 化 )原 子 炉 圧 力 容 器 内FCI( デ ブ リ 粒 子 熱 伝
達)下部プレナムでの溶融
炉心の熱伝達溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル（ 下部プレナムでの溶融炉心の挙動）

原子炉圧力容器破損

溶 融 炉 心 挙 動 モ デ ル（ 原 子
炉圧力容器破損モデル）

原 子 炉 圧 力 容 器 内 FP 挙動

核 分 裂 生 成 物（ F P ）挙 動 モ
デル

溶 融 炉 心 挙 動 モ デ ル（ 下 部
プレナムでの溶融炉心挙動）

T M I 事 故 解 析 に お け る 下 部 プ レ ナ ム の 温 度 挙 動 に つ い て ，T M I 事 故 分 析 結 果と良く一致することを確認した。
下部プレナム内の溶融炉心と上面水プールとの間の限界熱流束，下部プレ
ナムギャップ除熱量に係る係数に対する感度解析を行い，原子炉圧力容器
破損時期等の事象進展に対する感度は小さいことを確認した。
原子炉圧力容器破損に影響するパラメータとして，制御棒駆動機構ハウジ
ング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に対する感度解析を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 が 約 13 分 早 ま る こ と を 確 認 し た 。た だ し ，仮想的な厳しい条件に基づく解析結果であり，実機における影響は十分小さ
いと判断される。
PHEBUS-FP 実 験 解 析 に よ り ， FP 放 出 の 開 始 時 間 を 良 く 再 現 で き て い る も のの ，燃 料 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 す る こ と に よ り ，急 激 な F P 放 出 を 示 す 結果となった。ただし，この原因は実験における小規模な炉心体系の模擬によるものであり，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると考えられる。

第 1.4-7 表
分類

Ｍ Ａ Ａ Ｐ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 4／ 4）

重要現象

解析モデル

不確かさ

原 子 炉 圧 力 容 器 外 FCI( 溶融炉心細粒化)
原 子 炉 圧 力 容 器 外 FCI(デ ブ リ 粒 子 熱 伝 達 )格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル（ 格
納容器下部での溶融炉心の挙動）

原 子 炉 圧 力 容 器 外 FCI 現 象 に 関 す る 項 目 と し て エ ン ト レ イ ン メ ン ト 係 数 及
び デ ブ リ 粒 子 径 を パ ラ メ ー タ と し て 感 度 解 析 を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 外 F C Iによって生じる圧力スパイクへの感度が小さいことを確認した。

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル（ 格
納容器下部での溶融炉心の挙動）

MAAP コ ー ド で は 溶 融 炉 心 の 拡 が り 実 験 や 評 価 に 関 す る 知 見 に 基 づ き ， 落 下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると仮定し，それを入力で与えている。
MCCI 現 象 へ の 影 響 の 観 点 で ， エ ン ト レ イ ン メ ン ト 係 数 ， 上 面 熱 流 束 及 び 溶
融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を行った。評価の結果，コンクリート浸食量に対して上面熱流束の感度が支配的であることを確認した。また，上面熱流束を下限値とした場合でも，コン
ク リ ー ト 浸 食 量 が 22.5cm 程 度 に 収 ま る こ と を 確 認 し た 。
上記の感度解析は，想定される範囲で厳しい条件を与えるものであり，実績でのコンクリート浸食量は，感度解析よりも厳しくなることはないと考
えられ，これを不確かさととして設定する。
ACE 実 験 解 析 及 び SURC-4 実 験 解 析 に よ り ， 溶 融 炉 心 堆 積 状 態 が 既 知 で あ る
場合の溶融炉心とコンクリートの伝熱及びそれに伴うコンクリート浸食挙動について妥当に評価できることを確認した。
実験で確認されている浸食の不均一性については，実験における浸食のばら つ き が MAAP コ ー ド の 予 測 値 の 20%程 度 の 範 囲 内 に 収 ま っ て い る こ と から，上面熱流束の感度に比べて影響が小さいことを確認した。
ABCOVE 実 験 解 析 に よ り ， 格 納 容 器 内 の エ ア ロ ゾ ル 沈 着 挙 動 を 適 正 に 評 価 できることを確認した。

溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱

1－84

格納容器
（炉心損傷
後）

溶融炉心とコンクリー
トの伝熱
コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生格 納 容 器 内 FP 挙 動

核 分 裂 生 成 物（ F P ）挙 動 モ
デル第 1.4-8 表
分

類

重要現象
核分裂出力

出力分布変化
炉心
(核 )

1－85

反応度フィードバック効果

制御棒反応度効果

Ａ Ｐ Ｅ Ｘ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 1／ 2）
解析モデル

不確かさ

一 点 近 似 動 特 性 モ デ ル (炉出力)
出力分布は二次元拡散モ
デル
核定数は三次元体系の炉
心の空間効果を考慮し二次元体系に縮約
二 次 元 (RZ)拡 散 モ デ ル
エンタルピステップの進行に伴う相対出力分布変化を考慮
ドップラ反応度フィード
バック効果は出力分布依
存で考慮
熱 的 現 象 は 断 熱 ，ボ イ ド 反
応度フィードバック効果
は考慮しない三次元拡散モデル
動特性計算では外部入力

ドップラ反応度フィードバック及び制御棒反応度効果の不確かさに含まれる。

解析では制御棒引抜に伴う反応度印加曲線を厳しく設定し，さらに局所出
力 ピ ー キ ン グ 係 数 は 対 象 領 域 に あ る 燃 料 の 燃 焼 寿 命 を 考 慮 し た 最 大 値 (燃焼 度 0GWd／ t で の 値 )を 用 い る と い っ た 保 守 的 な モ デ ル を 適 用 し て い る こ とから，出力分布変化の不確かさは考慮しない。
ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク の 不 確 か さ は ， Hellstrand の 試 験 等 と の 比較 か ら 7～ 9%で あ る こ と を 確 認 し た 。
実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ， MISTRAL 臨 界 試 験 と の 比 較 か ら 4%で あることを確認した。

制御棒反応度の不確かさは，起動試験時及び炉物理試験時に行われた制御
棒 価 値 の 測 定 結 果 と 解 析 結 果 の 比 較 か ら 9%以 下 で あ る こ と を 確 認 し た 。
実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ， MISTRAL 臨 界 試 験 と の 比 較 か ら 4%で あることを確認した。

第 1.4-8 表
分

類

重要現象
燃料棒内温度変化

燃料棒表面熱伝達
炉心(燃 料 )沸騰遷移

Ａ Ｐ Ｅ Ｘ に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ 等 （ 2／ 2）

1－86

解析モデル

不確かさ

熱伝導モデル
燃 料 ペ レ ッ ト -被 覆 管 ギ ャップ熱伝達モデル
単相強制対流：Dittus-Boelter の 式
核沸騰状態：
Jens-Lottes の 式
膜 沸 騰 状 態 ( 低 温 時 ):NSRR の 実 測 デ ー タ に 基 づ いて導出された熱伝達相関式
低温時:Rohsenow-Griffith の 式 及び Kutateladze の 式「反応度投入事象評価指針」において燃料棒内メッシュの「制御棒落下」
解 析 結 果 へ の 影 響 は 0%と 報 告 さ れ て お り ， 類 似 の 事 象 で あ る 本 事 故 シ ー
ケ ン ス に つ い て も ， 影 響 は ほ と ん ど 生 じ な い た め ,考 慮 し な い 。
「反応度の誤投入」事象は挙動が緩やかであるために出力上昇も小さく，
事 象 発 生 後 は ス ク ラ ム 反 応 度 印 加 に よ り 速 や か に 収 束 す る た め ，除 熱 量 に
不 確 か さ が あ る と し て も ，燃 料 エ ン タ ル ピ の 最 大 値 に 対 す る 影 響 は ほ と ん
どないため，考慮しない。

事象を通じての表面熱流束は限界熱流束に対して充分小さくなっている
こ と か ら ，沸 騰 遷 移 の 判 定 式 の 不 確 か さ が 燃 料 エ ン タ ル ピ の 最 大 値 に 与 え
る影響はほとんどないため，考慮しない。

第 1.7-1 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 ）（ 1／ 3）
評価事象

分類

評価
指標
物理
現象

炉心（核）

1－87

炉心（燃料） 炉心（熱流動）

核分裂出力
出力分布変化
反応度フィードバック効果
制御棒反応度効果
崩壊熱
三次元効果
燃料棒内温度変化
燃料棒表面熱伝達
沸騰遷移
燃料被覆管酸化燃料被覆管変形
三次元効果
沸騰・ボイド率変化
気液分離（水位変化）
・対向流
気液熱非平衡
圧力損失
三次元効果

格納容器バイパス（インターフェイスシス テ ム LOCA）
燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力

津波浸水による注水機能喪失高圧・低圧注
水機能喪失

高圧注水・減 全 交 流 動 力
圧機能喪失
電 源 喪 失崩壊熱除去機能喪失

原 子 炉 停 止 機 LOCA時 注 水 機
能喪失
能喪失

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力
及び温度

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

〇
〇
〇
－
〇
〇※1
〇
〇
〇
－
－
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

－
－
－
－
〇
－
－
〇
〇
〇
〇
－
〇

〇

〇

〇

〇

－

〇

〇

〇

〇
－
〇

〇
－
〇

〇
－
〇

〇
－
〇

〇
－
〇※1

〇
－
〇

〇
－
〇

〇
－
〇

燃料被覆管温度
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象※ 1： 三 次 元 効 果 の 模 擬 は ，REDY/SCATコ ー ド 体 系 で は 困 難 で あ る た め ，米 国 に お い て 中 性 子 束 振 動 の 評 価 実 績 の あ る 原 子 炉 過 渡 解 析
コ ー ド （ TRAC） を 使 用 し て ， 参 考 的 に 解 析 し て 影 響 を 確 認 し て い る 。

第 1.7-1 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 ）（ 2／ 3）
高圧・低圧注 高圧注水・減
水機能喪失
圧機能喪失

評価事象

全 交 流 動 力
電 源 喪 失崩壊熱除去機
能喪失

原子炉停止機能喪失

LOCA時 注 水 機
能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシス テ ム LOCA）

津波浸水による注水機能喪失分類

評価 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温
度
度
度
度
度
度
度
度
指標
原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

冷却材流量変化

－

－

－

－

〇

－

－

－

冷却材放出（臨界流・差圧
流）

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

沸騰・凝縮・ボイド率変化

〇

〇

〇

〇

－

〇

〇

〇

気液分離（水位変化）・対
向流

〇

〇

〇

〇

－

〇

〇

〇

気液熱非平衡

－

－

－

－

－

－

－

－

圧力損失

－

－

－

－

－

－

－

構造材との熱伝達

－

－

－

－

－

－

－

ECCS 注 水 （ 給 水 系 ・ 代 替 注
水設備含む）

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

ほう酸水の拡散

－

－

－

－

〇

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

物理
現象

原子炉圧力容器（逃がし安全弁含む）

1－88

三次元効果

－
－

〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象

第 1.7-1 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 ）（ 3／ 3）
高圧・低圧注
水機能喪失

評価事象

高圧注水・減 全 交 流 動 力
圧機能喪失
電 源 喪 失崩壊熱除去機 原子炉停止機
能喪失
能喪失

LOCA時 注 水 機
能喪失

格納容器バイパス（インターフェイスシス テ ム LOCA）

津波浸水による注水機能喪失分類

評価 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温 燃料被覆管温
度
度
度
度
度
度
度
度
指標
物理
現象
冷却材放出
格納容器各領域間の流動

格納容器

1－89

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 冷 却
気液界面の熱伝達構造材との熱伝達及び内部
熱伝導
スプレイ冷却
放 射 線 水 分 解 等 に よ る 水
素・酸素発生格納容器ベント

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力
及び温度

－

－

－

－

〇

〇

〇

〇

－
－

〇

〇

〇※

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

〇

－

〇

－

－

－

〇

－

原子炉圧力容 原子炉圧力容器圧力器圧力格納容器圧力及び温度

原子炉圧力容器圧力
格納容器圧力
及び温度

－

－

－

〇

－

〇

－

－

〇

－

〇

－

〇

－

〇

〇

－

〇

－

〇

－

－

－

－

－

－

－

〇※

〇
－

－

〇

－

〇

－

〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象※ ： 評 価 事 象 「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 の 有 効 性 評 価 で は ，「 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 」 と 「 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 」 に つ いて有効性を確認しており，取水機能が喪失した場合には，サプレッション・プール冷却が，残留熱除去系が故障した場合には格納容器ベントがそれぞれ重要現象となる。

第 1.7-2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ）（ 1／ 5）
雰 囲 気 圧 力・温 度 に
高 圧 溶 融 物 放 出 /格 原 子 炉 圧 力 容 器 外よ る 静 的 負 荷（ 格 納
納容器雰囲気直接加 の 溶 融 燃 料 － 冷 却
容器過圧・過温破
熱
材相互作用
損）

水素燃焼

溶 融 炉 心・コ ン ク リート相互作用

物理現象

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート浸食
量

核分裂出力

－

－

－

－

－

出力分布変化

－

－

－

－

－

反応度フィードバック効果

－

－

－

－

－

制御棒反応度効果

－

－

－

－

－

崩壊熱

〇

〇

〇

〇

〇

三次元効果

－

－

－

－

－

燃料棒内温度変化

〇

〇

〇

〇

〇

燃料棒表面熱伝達

〇

〇

〇

〇

〇

沸騰遷移

－

－

－

－

－

燃料被覆管酸化

〇

〇

〇

〇

〇

燃料被覆管変形

〇

〇

〇

〇

〇

三次元効果

－

－

－

－

－

沸騰・ボイド率変化

〇

〇

〇

〇

〇

気液分離（水位変化）・対向流

〇

〇

〇

〇

〇

評価事象

分類

評価指標

炉心（核）

1－90

炉心（燃料）
炉心（熱流動）気液熱非平衡

－

－

－

－

－

圧力損失

－

－

－

－

－

三次元効果

－

－

－

－

－

〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象

第 1.7-2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (2／ 5)
雰 囲 気 圧 力・温 度 に
高 圧 溶 融 物 放 出 /格 原子炉圧 力容器 外のよ る 静 的 負 荷（ 格 納
納 容 器 雰 囲 気 直 接 溶融燃料－冷却材相
容 器過圧・過温破
加熱
互作用
損）

水素燃焼

溶 融 炉 心・コ ン リ ー
ト相互作用

格納容器圧力及び
温度

原子炉圧力

酸素濃度

コンクリート侵食量

冷却材流量変化

－

－

－

－

－

冷却材放出（臨界流・差圧流）

－

〇

－

－

－

沸騰・凝縮・ボイド率変化

－

－

－

－

－

気液分離・対向流

－

－

－

－

－

気液熱非平衡

－

－

－

－

－

圧力損失

－

－

－

－

－

構造材との熱伝達

－

－

－

－

－

ECCS注 水 （ 給 水 系 ・ 代 替 注 水 設
備含む）

〇

－

－

○

○

ほう酸水の拡散

－

－

－

－

－

三次元効果

－

－

－

－

－

評価事象

分類

評価指標
物理現象

格納容器圧力

原子炉圧力容器（逃がし安全弁含む）

1－91〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象

第 1.7-2表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (3／ 5)
雰 囲 気 圧 力・温 度 に
高 圧 溶 融 物 放 出 /格 原 子 炉 圧 力 容 器 外よ る 静 的 負 荷 (格 納
納容器雰囲気直接 の溶融燃料－冷却
容器過圧・過温破
加熱
材相互作用
損)

水素燃焼

溶 融 炉 心・コ ン ク リート相互作用

物理現象

格納容器圧力及び
温度

原子炉圧力

酸素濃度

コンクリート侵食
量

冷却材放出

－

－

－

－

－

格納容器各領域間の流動

〇

－

〇

〇

－

〇※１

－

－

〇

－

気液界面の熱伝達

〇

－

－

－

－

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導

〇

－

－

－

－

スプレイ冷却

〇

－

－

〇

－

放射線水分解等による水素・酸
素発生

〇※２

－

－

〇※２

－

格納容器ベント

〇※１

－

－

〇

－

評価事象

分類

評価指標

1－92

格納容器

サプレッション・プール冷却

格納容器圧力〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象※ １ ： 評 価 事 象 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）」 の 有 効 性 評 価 に お い て は ，「 代 替 循 環 冷 却 系 を 使
用 す る 場 合 」と「 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 」の 有 効 性 を 確 認 し て お り ，代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 は サ プ レ ッション・プール冷却が，代替循環冷却系を使用しない場合は格納容器ベントがそれぞれ重要現象となる。
※ ２：物 理 現 象「 放 射 線 水 分 解 に よ る 水 素・酸 素 発 生 」の 評 価 指 標 へ の 影 響 に つ い て は ，評 価 事 象「 水 素 燃 焼 」に お い て ，解 析 条
件の不確かさとして整理し，評価指標への影響を確認する。

第 1.7-2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (4／ 5)
雰 囲 気 圧 力・温 度 に
高圧溶融物放出／ 原子炉圧力容器外よ る 静 的 負 荷（ 格 納格納容器雰囲気直 の溶融燃料－冷却
容器過圧・過温破
接加熱
材相互作用
損）

水素燃焼

溶 融 炉 心・コ ン ク リート相互作用

格納容器圧力及び
温度

原子炉圧力

酸素濃度

コンクリート侵食
量

〇※１

〇

〇

〇

〇

－

〇

－

－

－

－

〇

－

－

－

溶融炉心の再臨界

－

－

－

－

－

構造材との熱伝達

〇※１

〇

〇

〇

〇

下部プレナムでの溶融炉心の熱
伝達

〇※１

〇

－

－

〇

原子炉圧力容器破損

〇※１

〇

〇

〇

〇

放射線水分解等による水素・酸素
発生

〇※２

－

〇※２

－

〇

－

〇

〇

評価事象

分類

評価指標
物理現象
リロケーション

原子炉圧力容器（炉心損傷後）

1－93

原 子 炉 容 器 内 Ｆ Ｃ Ｉ（ 溶 融 炉 心細
粒化）
原 子 炉 容 器 内 Ｆ Ｃ Ｉ（ デ ブ リ 粒子
熱伝達）

原子炉圧力容器内ＦＰ挙動

格納容器圧力－－〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象※ １ ： 評 価 事 象 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）」 の 有 効 性 評 価 で は ， 当 該 物 理 現 象 の 発 生 に 至 らな い が ， 当 該 物 理 現 象 に よ る 評 価 指 標 へ の 影 響 に つ い て は ， 評 価 事 象 「 高 圧 溶 融 物 放 出 ／ 格 納 容 器 雰 囲 気 直 接 加 熱 」「 原 子
炉 圧 力 容 器 外 の 溶 融 燃 料 － 冷 却 材 相 互 作 用 」「 溶 融 炉 心 ・ コ ン ク リ ー ト 相 互 作 用 」 の 有 効 性 評 価 の 中 で 確 認 で き る 。
※ ２：物 理 現 象「 放 射 線 水 分 解 に よ る 水 素・酸 素 発 生 」の 評 価 指 標 へ の 影 響 に つ い て は ，評 価 事 象「 水 素 燃 焼 」に お い て ，解 析 条
件の不確かさとして整理し，評価指標への影響を確認する。

第 1.7-2 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（ 運 転 中 の 原 子 炉 に お け る 重 大 事 故 ） (5／ 5)

評価事象

分類

評価指標
物理現象

格納容器（炉心損傷後）

1－94

原子炉圧力容器破損後の高圧溶
融炉心放出
格納容器雰囲気直接加熱
格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり
内部構造物の溶融、破損
原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融
炉心細粒化）
原子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）
格納容器直接接触
溶融炉心と格納容器下部プール
水との伝熱
溶融炉心とコンクリートの伝熱
コンクリート分解及び非凝縮性
ガス発生
溶融炉心の再臨界
格納容器内ＦＰ挙動

雰 囲 気 圧 力・温 度 に
高 圧 溶 融 物 放 出 /格 原 子 炉 圧 力 容 器 外よ る 静 的 負 荷（ 格 納
納容器雰囲気直接 の溶融燃料－冷却
容器過圧・過温破
加熱
材相互作用
損）

水素燃焼

溶 融 炉 心・コ ン ク リート相互作用

格納容器圧力及び温度

原子炉圧力

格納容器圧力酸素濃度

コンクリート侵食
量

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

〇

－

－

－

－

－

〇※１

－

〇

－

〇

〇※１

－

〇

－

〇

－

－

－

－

－

〇※１

－

－

－

〇

〇※１

－

－

－

〇

〇※１

－

－

〇

〇

－
〇

－
－

－
－

－
〇

－
－

〇 ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 現 象 を 与 え る 影 響（ 重 要 現 象 ）－ ： 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 有 意 な 影 響 を 与 え な い 現 象※ １ ： 評 価 事 象 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）」 の 有 効 性 評 価 で は ， 当 該 物 理 現 象 の 発 生 に 至 らな い が ，当 該 物 理 現 象 に よ る 評 価 指 標 へ の 影 響 に つ い て は ，評 価 事 象「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 の 溶 融 燃 料 － 冷 却 材 相 互 作 用 」「溶
融炉心・コンクリート相互作用」の有効性評価の中で確認できる。

第 1.7-3 表

評価項目となるパラメータに有意な影響を与える
重要現象一覧

（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）
評価事象

反応度の誤投入

分類

評価指標

炉心（核）
炉心（燃料）
炉心（熱流動）逃( が し 安 全 弁 含 む
原子炉圧力容器)物理現象

燃料エンタルピ

核分裂出力○

出力分布変化○

反応度フィードバック効果○

制御棒反応度効果

○

崩壊熱

－

三次元効果

－

燃料棒内温度変化○

燃料棒表面熱伝達

○

沸騰遷移

○

燃料被覆管酸化－燃料被覆管変形

－

三次元効果

－

沸騰・ボイド率変化－

気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・ 対 向 流－

気液熱非平衡

－

圧力損失

－

三次元効果

－

冷却材流量変化－

冷却材放出（臨界流・差圧流）－

沸騰・凝縮・ボイド率変化－

気 液 分 離 （ 水 位 変 化 ）・ 対 向 流－

気液熱非平衡－圧力損失－

構造材との熱伝達－

ECCS 注 水 （ 給 水 系 ・ 代 替 注 水 設 備 含
む）－

ほう酸水の拡散

－

三次元効果

－

〇：評価項目となるパラメータに有意な現象を与える影響（重要現象）－：評価項目となるパラメータに有意な影響を与えない現象

1－95

過渡事象

原子炉停止

圧力
バウンダリ
健全性

高圧炉心
冷却

原子炉減圧

低圧炉心
冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗

1－96

失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗
失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス

炉心損傷なし炉心損傷なし過渡事象＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なし(4)

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(4)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(1)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(3)

過渡事象＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失(5)高圧・低圧注水機能喪失(2)

原子炉停止機能喪失(6)

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗(5)

炉心損傷なし炉心損傷なし過渡事象＋原子炉停止失敗

第 1.2-1 図No.

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 1／ 6）

外部電源喪失

原子炉停止

直流電源

交流電源

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

成功

過渡事象へ

成功

成功
成功
失敗
失敗

成功

成功
失敗
失敗
成功
失敗
失敗

失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス

過渡事象へ

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
過渡事象＋ＲＨＲ失敗

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
崩壊熱除去機能喪失(7)(4)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）(8)

崩壊熱除去機能喪失(5)

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(9)

崩壊熱除去機能喪失(4)

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）(10)

原子炉停止機能喪失(6)

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉
心冷却失敗
過渡事象＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗
過渡事象＋原子炉停止失敗

1－97
第 1.2-1 図No.

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 2／ 6）

手動停止／
圧力バウンダリサポート系喪失
健全性（手動停止）

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

成功
成功
失敗
失敗

成功

1－98

成功
失敗
失敗
失敗

第 1.2-1 図

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なし(14)

炉心損傷なし手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失(14)

高圧・低圧注水機能喪失(11)

高圧注水・減圧機能喪失(13)

炉心損傷なし炉心損傷なし手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なし手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉
鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

No.

炉心損傷なし手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗

手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス(15)

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(15)高圧・低圧注水機能喪失(12)

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 3／ 6）

サポート系
喪失（自動停止 ※ ）

原子炉停止

圧力
バウンダリ
健全性

高圧炉心
冷却

原子炉減圧

低圧炉心
冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

成功

失敗
失敗

失敗
成功
成功
失敗

1－99

失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗
失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス

炉心損傷なし炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失

サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗(19)

炉心損傷なし炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(19)

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心
冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(16)

サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧
失敗

高圧注水・減圧機能喪失(18)

サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗

炉心損傷なし炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失(20)

炉心損傷なし炉心損傷なしサポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失(20)

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(17)

原子炉停止機能喪失(21)

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗※サポート系喪失において、原子炉自動停止に至る事象のうち、直流電源故障については別途評価

第 1.2-1 図No.

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 4／ 6）

サポート系喪失（直流電源故障）

原子炉停止

交流電源

圧力バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却成功

サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）（ＲＣＩＣ成功）サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗
崩壊熱除去機能喪失
サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却
全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）
失敗

(19)

成功

サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失

(20)

失敗

サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁
再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(24)

原子炉停止機能喪失

(21)

成功
成功
失敗
失敗
失敗

サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

1－100
第 1.2-1 図No.

サポート系喪失（自動停止）へ

サポート系喪失（自動停止）へ

成功

失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 5／ 6）

(22)

(23)

冷却材
喪失事象

原子炉停止

高圧炉心冷却

原子炉減圧

低圧炉心冷却

崩壊熱除去

成功
成功
失敗
成功

成功
成功
成功
失敗

失敗
失敗

失敗
失敗

事故シーケンスグループ

事故シーケンス

炉心損傷なしNo.

炉心損傷なしＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失

炉心損傷なし(27)

炉心損傷なしＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗

崩壊熱除去機能喪失(27)

ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失(25)

ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

ＬＯＣＡ時注水機能喪失(26)

原子炉停止機能喪失(28)

事故シーケンス

事故シーケンス
グループ

No.

インターフェイスシステムＬＯＣＡ

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）(29)

ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗

1－101
インターフェイスシステムＬＯＣＡ

第 1.2-1 図

内 部 事 象 出 力 運 転 時 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 6／ 6）

地震

地震加速度大

原子炉建屋

格納容器

原子炉
圧力容器

格納容器
バイパス

Ｅ－ＬＯＣＡ

計装・制御

直流電源

交流電源

外部電源

発生なし

発生する起因事象

－
健全
健全
健全
健全
発生なし
発生なし
健全

1－102

健全
健全
発生

喪失
喪失

喪失
喪失

直流電源喪失計装・制御系喪失

発生

RHR_A_CH_2MD.f

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ
格納容器バイパス

LPCI_B_TRAN.ft RHR_A_ST_2MD.f

損傷
LPCS_TRAN.ft

LPCI_B_TRAN.ft

損傷

地震レベル１ＰＲＡ階層イベントツリー

原子炉圧力容器損傷
格納容器損傷RHR_A_ST_2MD.f

第 1.2-2 図

外部電源喪失交流電源喪失RHR_A_ST_2MD_R

発生

損傷

過渡事象

原子炉建屋損傷

過渡事象

圧力
主蒸気
原子炉停止 逃がし安全 バウンダリ
健全性
弁開放

高圧炉心
冷却

原子炉減圧

低圧炉心
冷却

崩壊熱除去

成功
成功
1.60E-01

失敗
成功

成功
成功
成功

失敗
失敗

成功

失敗

RHR_A_ST_2M

P1

成功
成功
失敗

1－103

成功
失敗

HPCS_SORV.ft

成功
成功

失敗

失敗
失敗

失敗

事故シーケンス

炉心損傷なし過渡事象＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(4)

炉心損傷なし(4)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧・低圧注水機能喪失(1)

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

高圧注水・減圧機能喪失(3)

炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
炉心損傷なし過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低
圧炉心冷却失敗

過渡事象＋原子炉停止失敗

第 1.2-3 図

No.

崩壊熱除去機能喪失

過渡事象＋ＲＨＲ失敗

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ

失敗

事故シーケンスグループ

地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 1／ 3）

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(5)

炉心損傷なし崩壊熱除去機能喪失(5)高圧・低圧注水機能喪失(2)

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ(34)

原子炉停止機能喪失(6)外部電源喪失

原子炉停止

主蒸気逃がし安全弁
開放

直流電源

交流電源

圧力
バウンダリ
健全性

高圧炉心冷却

成功

過渡事象へ

成功

成功
成功

失敗
失敗
成功

成功
失敗
失敗

成功

成功
失敗
失敗
失敗

1－104

失敗

事故シーケンス

No.

過渡事象へ

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
過渡事象＋ＲＨＲ失敗

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
崩壊熱除去機能喪失(7)(4)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）(8)

崩壊熱除去機能喪失(5)

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(9)

崩壊熱除去機能喪失(4)

外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）(10)

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ(34)

原子炉停止機能喪失(5)

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉
心冷却失敗
過渡事象＋ＲＨＲ失敗

過渡事象＋原子炉停止失敗

第 1.2-3 図

事故シーケンスグループ

地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 2／ 3）交流電源喪失

原子炉停止

主蒸気逃がし安全弁開放

圧力バウンダリ
健全性

成功
成功
失敗
成功
成功
成功

失敗
失敗
失敗

失敗

1－105

直流電源喪失原子炉停止

主蒸気逃がし安全弁開放

圧力バウンダリ
健全性

成功
失敗
成功
成功
失敗
失敗
失敗
失敗

第 1.2-3 図

No.

過渡事象＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

(4)
(7)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＵ）(8)

事故シーケンス

崩壊熱除去機能喪失(5)

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉
心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）(9)

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ(34)

交流電源喪失＋原子炉停止失敗

交流電源喪失＋原子炉停止失敗(37)

事故シーケンスグループ

No.

崩壊熱除去機能喪失(4)

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）(10)

崩壊熱除去機能喪失(4)

外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）(10)

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ

Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ－ＬＯＣＡ(34)

直流電源喪失＋原子炉停止失敗

直流電源喪失＋原子炉停止失敗(36)

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗

高圧炉心冷却

成功

成功

事故シーケンスグループ

高圧炉心冷却

事故シーケンス

過渡事象＋ＲＨＲ失敗
外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗
過渡事象＋ＲＨＲ失敗

地 震 レ ベ ル １ Ｐ Ｒ Ａ イ ベ ン ト ツ リ ー （ 3／ 3）

津波（津波高さ）

原子炉建屋内浸水（T.P.+23m～）

最終ヒートシンク喪失（T.P.+20m～23m）

発生する起因事象

発生なし

－

発生なし
発生

発生

最終ヒートシンク喪失（T.P.+20m～23m）
原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失 ※（全交流動力電源喪失＋最終ヒートシンク喪失）（T.P.+23m～）※：炉心損傷直結のためイベントツリーは展開しない

1－106

第 1.2-4 図

津波レベル１ＰＲＡ階層イベントツリー

最終ヒートシンク喪失

圧力バウンダリ健全性

高圧炉心冷却

成功

事故シーケンス

事故シーケンスグループ

No.

最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）

津波浸水による注水機能喪失(37)

最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗

津波浸水による注水機能喪失(38)

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

津波浸水による注水機能喪失

(39)

成功
失敗

失敗

第 1.2-5 図

津波レベル１ＰＲＡイベントツリー

1－107

プラント
損傷状態

格納容器
隔離

原子炉圧力容器破損前
原子炉
減圧

原子炉圧力容器
破損直後

原子炉
圧力容器
注水

格納容器破損モード

原子炉
圧力容器
破損

ＦＣＩ

ＤＣＨ

無

後続事象（原子炉圧力容器健全）へ

成功
無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

有成功
有ｆ．溶融燃料－冷却材相互作用（ペデスタル）

成功

1－108

無

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ失敗
有ｆ．溶融燃料－冷却材相互作用（ペデスタル）
無

失敗
有

失敗

後続事象（原子炉圧力容器破損）へ

ｅ．高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

ｉ．格納容器隔離失敗

第 1.2-6 図

格納容器イベントツリー

残留熱除去系の故障

崩壊熱除去・炉心冷却

成功

－

失敗

外部電源
喪失

直流電源

交流電源

事故シーケンス

残残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

崩壊熱除去・
炉心冷却
成功

成功
失敗

事故シーケンス－
外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

事故シーケンスグループ

燃料損傷なし崩壊熱除去機能喪失

成功
成功

1－109

失敗
失敗

成功
失敗
失敗

原子炉冷却材の流出

崩壊熱除去・炉心冷却成功
失敗

第 1.2-7 図－

燃料損傷なし外部電源喪失＋交流電源喪失
全交流動力電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗－
外部電源喪失＋直流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

事故シーケンス－

燃料損傷なし全交流動力電源喪失

事故シーケンスグループ
燃料損傷なし原子炉冷却材の流出
原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

内部事象停止時レベル１ＰＲＡイベントツリー

第 1.5-1 図

原子炉停止後の崩壊熱

1－110

添付資料 1.2.1
定期検査工程の概要
反応度誤投入はサイクル初期を想定
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失（ 残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 等 の 故 障 に よ る 残 留 熱
除 去 系 （ 停 止 時 冷 却 系 ） の 機 能 喪 失 ）， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ， 及び原子炉冷却材の流出の有効性評価で想定する原子炉の状態

発電機出力

約 6.9MPa

約 6.9MPa

約 6.9MPa

原子炉圧力
（大気圧）

約 280℃

約 280℃

冷却材温度
約 50℃

主復水器

約 -93kPa[gage]

約 -93kPa[gage]

真空度
ＲＰＶ満水

原子炉内
インベントリ

通常水位

出力運転時に

発電機並列

制御棒引き抜き開始

主復水器真空度上昇

起動準備

ＲＰＶ漏えい試験

ＲＰＶ閉鎖

ＲＰＶ開放

制御棒全挿入主復水器真空破壊

ＰＲＡ評価で設定したプラント状態

通常水位
発電機解列

主要操作

原子炉ウェル満水

出力運転時に

Ｓ

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

含まれる期間含まれる期間

保安規定上の要求設備とＳＡ対策として新規に要求する設備
燃料交換（原子炉水位がオーバーフロー水位付
燃料
燃料
近，または残留熱除去系（原子炉停止時
交換
交換冷却系）が停止した場合も冷却材温度を65℃以下に保てる期間）

原子炉の状態

運転

運転→
高温
停止

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）―

1 系列 1 系列
2 系列 運転， 運転，動作可能 1 系列 1 系列
待機※１ 待機※２

残留熱除去系海水系

2 系列

非常用炉心
冷却系

高圧炉心
スプレイ系
低圧炉心
スプレイ系

1 系列
運転，
1 系列
待機※２

1 系列運転※２

冷温停止

起動→運転

1 系列運転，
1 系列待機※１―

期待されている残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を維持する系列

1 系列
3 系列

原子炉隔離時冷却系

1 系列※３
7 系列

格納容器
スプレイ系
復水移送系
低圧代替注水系

※ ４

2 系列
1 系列

1 系列

低圧注水系

自動減圧系

冷温
停止

1 系列
非常用炉心
冷却系 2 系
列または非常用炉心冷
却系 1 系列
及び復水移
送系 1 系列

3 系列
非常用炉心冷却系 2 系列または非常用炉
心冷却系 1 系列及び復水移送系 1 系列―

1 系列※３7 系列※４

2 系列

2 系列

―

―

1 系列（常設）

1 系列（常設）
1 系列※５

代替燃料プール注水系
非常用ディーゼル発電機
常設代替交流電源設備

1 系列（可搬型）
3

1 系列（可搬型）
2ＳＡ対応として新規に 1 系列確保

3
※６

を想定

※ １ ： 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ） が 停 止 し た 場 合 に お い て も ， 原 子 炉 冷 却 材 温 度 を 100℃ 以 下 に 保 つ こ と が で き る 場 合 を 除 く※ ２ ： 残 留 熱 除 去 系 （ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ） が 停 止 し た 場 合 に お い て も ， 原 子 炉 冷 却 材 温 度 を 65℃ 以 下 に 保 つ こ と が で き る 場 合 を 除 く※ ３ ： 原 子 炉 圧 力 が 1.03MPa[gage]以 上 の 場 合※ ４ ： 原 子 炉 圧 力 が 0.84MPa[gage]以 上 の 場 合※ ５ ： 炉 心 に 燃 料 が あ り プールゲートが閉の期間は，低圧代替注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）を各々1 系列動作可能とする※６：必要な電源容量を満足する台数を確保

添付 1.2.1－1

添付資料 1.3.1
重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

重大事故等対策の有効性評価において行われる各作業について，作業（操作）の概要，作業（操作）時間及び操作の成立性について下記の要領で確認した。
個別確認結果とそれに基づく重大事故等対策の成立性確認を「表重大事故等対策の成立性確認」に示す。

「操作名称」
1．作業概要：各作業の操作内容の概要を記載
2．操作時間（1）想定時間（要求時間）： 移動時間＋操作時間に余裕を見て 5 分単位で値を設定。ただし，時間余裕が少ない操作については，1 分単位で値を設定（2）操作時間（実績又は模擬）： 現地への移動時間（重大事故発生時における放射線防護具
着用時間含む，訓練による実績時間，模擬による想定時間等を記載

3．操作の成立性について（1）状況： 対応者，操作場所を記載（2）作業環境： 現場の作業環境について記載
アクセス性，重大事故等の状況を仮定した環境による影響，
暗所の場合の考慮事項など（3）連絡手段： 各所との連絡手段について記載（4）操作性： 現場作業の操作性について記載（5）その他： 対応する技術的能力条文番号を記載

添付 1.3.1-1

表
作業 項目

作業 ・操 作 の内 容

高圧注水機能喪失の判断●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手
動起 動操 作 （失 敗）事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.1
2.2
2.6
3.2

添付 1.3.1-2

低圧 注水 機 能喪 失の 判断●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系）の手動起動操作（失敗）

2.1
2.6

全交流動力電源喪失の確認●高圧炉心スプレイ系ディーゼル系発電機の手動起動操 作（ 失 敗）

2.3.1
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

全交流動力電源喪失の確認●非常用ディーゼル発電機
等の 手動 起 動操 作（ 失敗 ）

2.3.1
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

機能喪 失
の確 認

取水機能喪失の判断●残留熱除去系海水系の手
動起 動操 作 （失 敗）

崩壊熱除去機能喪失の確認●残留熱除 去 系によるサプ
レッション・プール冷却操
作（失敗）

2.4.1
2.8

2.4.2

操作・作業
の
想定 時間

2分

4分

1分

2分

4分

10分

訓練 等
から の
実績 時間

2分

3分

1分

2分

2分

5分

重大事故等対策の成立性確認（1／14）
連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

作業 環境
状

況
放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照 度 を確保 する 。

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はな い。な お，直流 非 常周辺には支障灯が使用できない場合となる設備はには ，中央 制御 室内 に 配ない 。
備している可搬型照明により，照度を確保する。
直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はな い。な お，直流 非 常周辺には支障灯が使用できない場合となる設備はには ，中央 制御 室内 に 配ない 。
備している可搬型照明により，照度を確保する。
非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照 度 を確保 する 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

温度 ・湿 度

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

周辺には支障となる設備は
ない 。

表
作業 項目

機能喪 失
の確 認

作業 ・操 作 の内 容

添付 1.3.1-3

状況 判断●原子炉自動スクラム失敗の操 作●手動スクラムボタンによる手 動ス ク ラム 操作●原子炉モードスイッチ「SHUT DOWN」へ の切 替 え
操作●再循環ポンプトリップの確認
状況 判断●主蒸気隔離弁の閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧 力制 御 の確 認
●タ ービ ン 停止 の確 認
●高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）自動 起動 の 確認

炉心 損傷 の 確認
●炉 心損 傷 の確 認

原子炉圧力容器破損の判断●原子炉圧力容器破損の確認事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.5

2.5

3.2

3.2

操作・作業
の
想定 時間

3分

4分

2分

5分

訓練 等
から の
実績 時間

重大事故等対策の成立性確認（2／14）
況
照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

温度 ・湿 度

放射 線環 境

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備は
ない 。

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

3分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備は
ない 。

1分

4分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

作業 環境
状

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

表
作業 項目

作業 ・操 作 の内 容

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作●常設代替高 圧 電源装置2台
起動及び緊急用母線受電操作

添付 1.3.1-4

常 設 代 替高 圧 電 源
装置か ら
の受電 操
作

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作●常設代替高 圧 電源装置5台
起動及び緊急用 母線受電操作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.
2.1
2.3.2
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
4.1
4.2
5.2

2.3.1

操作・作業
の
想定 時間

4分

15分

35分

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作●受 電前 準 備

2.3.1
2.3.2
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

70分

訓練 等
から の
実績 時間

4分

11分

9分

65分

重大事故等対策の成立性確認（3／14）
作業 環境
状

況
放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照 度 を確保 する 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はな い。な お，直流 非 常灯が使用できない場合には ，中央 制御 室内 に 配備している可搬型照明により，照度を確保する。

運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応じ て 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

通常運転時と同程度。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある
場合 】
2.6mSv/h以 下

蓄電池内蔵型照明を作
業エリアに配備しているた め ，建 屋内 非常 用 照
明消灯時における作業性を確保している。また ，ヘ ッ ド ライ ト やLED
ライトを携行している
ため ，蓄電 池内 蔵型 照 明が使用できない場合に
おい ても ，操作 に影 響 は
ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

温度 ・湿 度

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.15

周辺には支障となる設備はない 。

アクセスルー
ト上に支障となる設備はない。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機，PHS端 末）,送受話 器 の う ち ,使用 可
能な 設備 に より，中央制御室との連絡が可 能で あ る。

1.14
通常運転時等に行
う NFB 操 作 と 同 様 であり，容易 に操 作 で
きる 。

表
作業 項目

添付 1.3.1-5

常 設 代 替高 圧 電 源
装置か ら
の受 電操
作

作業 ・操 作 の内 容

事故
ｼｰｹｰﾝｽ
No.

常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作●緊急用高圧母線から非常用母線2C系への受電操作● 非 常 用 母 線 2C 系 か ら 非 常
用母線2D系への受電操作

2.3.1
2.3.2
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台
追加起動操作

2.3.2
2.4.1
2.8
3.1.2
3.1.3
3.2
5.2

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作●緊急用直流母線から非常用直流母線の受電操作

2.3.2

操作・作業
の
想定 時間

5分

8分

65分

6分

直流電源の負荷切離し操作●不 要負 荷 の切 離し 操作

訓練 等
から の
実績 時間

4分

7分

58分

4分

重大事故等対策の成立性確認（4／14）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

42分

明直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応じ て 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

運転 員
（現 場）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

蓄電池内蔵型照明を作
業エリアに配備しているた め ，建 屋内 非常 用 照
明消灯時における作業性を確保している。また ，ヘ ッ ド ライ ト やLED
ライトを携行している
ため ，蓄電 池内 蔵型 照 明が使用できない場合に
おい ても ，操作 に影 響 は
ない 。

運転 員
重大 事 故等
対応 要員
（現 場）

通常運転時と同程度。

その 他（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応じ て 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

蓄電池内蔵型照明を作
業エリアに配備しているた め ，建 屋内 非常 用 照
明消灯時における作業性を確保している。また ，ヘ ッ ド ライ ト やLED
ライトを携行している
ため ，蓄電 池内 蔵型 照 明が使用できない場合に
おい ても ，操作 に影 響 は
ない 。

2.3.1

50分

照

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話 機 ，PHS端末）,
送受話器のうち,使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である 。

通常運転時等に行
う NFB 操 作 と 同 様 であり，容 易に 操 作できる 。

アクセスルー
ト上に支障となる設備はない。

周辺には支障となる設備はない 。

―

中央制御室での操
作は ，通 常の 運 転操作で実施する操作と同様であることから ，容 易に 操 作できる 。

アクセスルー
ト上に支障となる設備はない。

携行型有線通話装置，電力保安通信用電話設備（固定電話 機 ，PHS端末）,
送受話器のうち,使用可能な設備により，中央制御室との連絡が可能である 。

通常運転時等に行う遮断器操作と同じで あり ，容 易 に操
作で きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.14

表
作業 項目

作業 ・操 作 の内 容

低圧代替注水系（常設）の起動 準備 操 作
●原子炉注水，格納容器ス
プレイ及び原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替注
水系 （常 設 ）準 備操 作
●原子炉注水，格納容器ス
プレイ及び原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

添付 1.3.1-6

低圧代 替
注水 系（ 常設）によ る
原子炉 注
水操作 及
び代替 格
納容器 ス
プレイ 冷
却系に よ
る格納 容
器除熱 操
作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.3.2
2.4.1
2.8
5.2

3.1.2
3.1.3
3.2

低圧代替注水系（常設）起動準 備操 作●注入弁開許可信号発信のためのインターロックバ
イパ ス操 作

2.3.2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替注
水系 （常 設 ）準 備操 作
●原子炉冷却材浄化系吸込弁の 閉操 作

3.1.2
3.1.3

低圧代替注水系（常設）の起動 準備 操 作
●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水 系統
構成

2.1
2.3.2
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8
5.2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替注
水系 （常 設 ）準 備操 作
●代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納
容器スプレイ及び低圧代
替注水系（常設）による原子 炉注 水 系 統構 成

3.1.2
3.1.3

操作・作業
の
想定 時間

4分

4分

1分

2分

3分

3分

訓練 等
から の
実績 時間

3分

3分

重大事故等対策の成立性確認（5／14）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

放射 線環 境運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

1分

運転 員
（中 央制 御 室）

1分

運転 員
（中 央制 御 室）

3分

3分

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

周辺には支障となる設備は
ない 。

連絡 手段

操作 性

―

通常運転時等に行
う NFB 操 作 と 同 様 であり，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.3
1.4
1.6
―

通常運転時等に行
う NFB 操 作 と 同 様 であり，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.4
1.6

表
作業 項目

添付 1.3.1-7

低圧代 替
注水 系（ 常設）に よ る
原子炉 注
水操作 及
び代替 格
納容器 ス
プレイ 冷
却系に よ
る格納 容
器除熱 操
作

作業 ・操 作 の内 容
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプレイ操作及び低圧代替
注水系（常設）による原子炉注 水操 作●代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器スプレイ開始操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプレイ操作及び低圧代替
注水系（常設）による原子炉注 水操 作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器ス
プレイ操作及び低圧代替注
水系（常設）による原子炉注
水操作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量調
整操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器ス
プレイ操作及び低圧代替注
水系（常設）による原子炉注
水操作●代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器スプレイ一時停止操作
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプ レイ 操 作
●代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器スプレイ開始操作（原子炉 圧 力 容 器 破 損 後 ）【300m３ ／h】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプ レイ 操 作
●代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納
容器スプレイの流量低下
操作（原子炉圧力容器破損後） 【300m ３ ／h→ 130m
３
／h】

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

3.1.2
3.1.3

3.1.2
3.1.3

3.1.2
3.1.3

3.1.2
3.1.3

3.2

3.2

操作・作業
の
想定 時間

4分

2分

6分

3分

1分

4分

訓練 等
から の
実績 時間

4分

2分

5分

2分

1分

3分

重大事故等対策の成立性確認（6／14）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.4
1.6

表
作業 項目

作業 ・操 作 の内 容逃がし安全弁による原子炉
減圧操作●逃がし 安全 弁7弁の 開放操
作

逃がし 安
全弁に よ
る原子 炉
減圧 操作

逃がし安 全弁2弁 によ る原子炉急速減圧操作●逃がし 安全 弁2弁に よる原
子炉急速減圧操作

添付 1.3.1-8

逃がし安全弁による原子炉の低圧状態維持●逃がし安全弁の開放操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.
2.1
2.3.1
2.3.2
2.4.1
2.4.2
2.6
2.7
2.8

3.2

5.1
5.2

燃料補給準備●可搬型設備用軽油タンク
からタンクローリへの補給燃料補給操作●可搬型代替注水大型ポン
プへの給油

1分

1分

2分

110分
2.1
2.3.1
2.4.2
2.6
3.1.3
4.1
4.2

各機器 へ
の給 油

操作・作業
の
想定 時間

訓練 等
から の
実績 時間

1分

1分

2分

102分

適宜 実施
3.5時 間 に1回給 油 ※
※燃料が枯
渇しないた
めに必要な
補給時間の
間隔（許容時間）

25分

重大事故等対策の成立性確認（7／14）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

放射 線環 境【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないた
運転 員
め高線量となるこ（中 央制 御 室）とは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間【 炉 心損 傷 が な い場
中央制御室の室温合】につ いて は ，空 調 の炉心損傷がないた
停止により緩慢に運転 員
め高線量となるこ
上昇する可能性が（中 央制 御 室）とは ない 。
ある が ，作 業に 支 障【炉心損傷があるを及ぼす程の影響
場合 】
はな い。
67mSv／7日 間
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に 炉心損傷がないた
運転 員
上昇する可能性が め高線量となるこ（中 央制 御 室）ある が ，作 業に 支 障 とは ない 。
を及ぼす程の影響
はな い。
【 炉 心損 傷 が な い場合】
炉心損傷がないため高線量となるこ
重大 事故 等とは ない 。
対応 要員
屋外 での 作 業。
【 炉 心損 傷 が あ る場
（現 場）合】
<ベン ト 前>
3.5mSv／ h以 下
<ベン ト 後>5.4mSv／ h以 下
【 炉 心損 傷 が な い場合】
炉心損傷がないため高線量となるこ
重大 事故 等とは ない 。
対応 要員
屋外 での 作 業。
【 炉 心損 傷 が あ る場
（現 場）合】
<ベン ト 前>
3.5mSv／ h以 下
<ベン ト 後>5.4mSv／ h以 下
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照度 を確保 する 。
非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照度 を確保 する 。
直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

車両 の作 業 用照 明・ヘ ッ
アクセスルー
ドラ イ ト・ LEDラ イト に
ト上に支障とより ，操 作 可能 であ る 。
なる設備はな
夜間 にお い ても ，操作 にい。
影響 はな い 。

車両 の作 業 用照 明・ヘ ッ
アクセスルー
ドラ イ ト・ LEDラ イト に
ト上に支障とより ，操 作 可能 であ る 。
なる設備はな
夜間 にお い ても ，操作 にい。
影響 はな い 。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

衛星 電話 設 備（固定型 ， 携 帯 型 ），無 線
連絡 設備 （ 固定型，
携 帯 型 ）， 電 力保 安
通信 用電 話 設備（固定 電 話 機 ， PHS 端末 ）， 送 受 話 器の う
ち，使用 可 能な設備によ り，災 害対策本部との連絡が可能
であ る。
衛星 電話 設 備（固定型 ， 携 帯 型 ），無 線
連絡 設備 （ 固定型，
携 帯 型 ）， 電 力保 安
通信 用電 話 設備（固定 電 話 機 ， PHS 端末 ）， 送 受 話 器の う
ち，使用 可 能な設備によ り，災 害対策本部との連絡が可能
であ る。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.3

燃料補給の各操作には複雑な操作手
順は なく ，容易 に 操
作で きる 。

1.14

燃料補給の各操作には複雑な操作手
順は なく ，容易 に 操
作で きる 。

表
作業 項目

作業 ・操 作 の内 容

代替淡 水
貯槽へ の
補給

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給準備●可搬型代替注水大型ポン
プの移動，ホース敷設等

緊 急 用 海水 系 の 起動操作

緊急用海水系を用いた海水
通水操作●緊急用海水系による海水
通水 系統構成

添付 1.3.1-9

代 替 循 環冷 却 系 の起動

格 納 容 器圧 力 逃 がし 装 置 によ る 格 納容 器 除 熱操作

代替循環冷却系準備操作●代替循環冷却系系統構成

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3

3.1.2
3.2

3.1.2
3.2

格納容器ベント準備操作●格納容器ベント準備（系
統構 成）

操作・作業
の
想定 時間

160分

20分

35分

5分

訓練 等
から の
実績 時間

130分

16分

27分

4分

重大事故等対策の成立性確認（8／14）

45分

40分

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

衛星 電話 設 備（固定型 ， 携 帯 型 ），無 線
連絡 設備 （ 固定型，
携 帯 型 ）， 電 力保 安
通信 用電 話 設備（固定 電 話 機 ， PHS 端末 ）， 送 受 話 器の う
ち，使用 可 能な設備によ り，災 害対策本部との連絡が可能
であ る。

可搬型代替注水大型ポンプからのホース 接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能であ る。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はな く ，十 分な 作 業
スペースを確保し
てい る。

1.13

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.7

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.7

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照度 を確保 する 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

へッ ド ライ ト やLEDラ イ
アクセスルー
トを 携行 し てい るた め ，ト上に支障と建屋内非常用照明が消なる設備はな
灯し た場 合 にお いて も ，い。
操作 に影 響 はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機，PHS端 末）,送受話 器 の う ち ,使用 可
能な 設備 に より，中央制御室との連絡が可 能で あ る。

況
温度 ・湿 度

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

2.1
2.4.2
2.6
3.1.3
格納容器ベント準備操作●現場移動（第二弁）

連絡 手段

作業 環境
状

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

屋外 での 作 業。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時と同程度。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）【 炉 心損 傷 が な い場合】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【 炉 心損 傷 が あ る場合】
<ベン ト 前>
3.5mSv／ h以 下
<ベン ト 後>5.4mSv／ h以 下

車両 の作 業 用照 明・ヘ ッ
アクセスルー
ドラ イ ト・ LEDラ イト に
ト上に支障とより ，操 作 可能 であ る 。
なる設備はな
夜間 にお い ても ，操作 にい。
影響 はな い 。

67mSv／7日 間

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照度 を確保 する 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある
場合 】
3.5mSv/h以 下

1.5
1.7
通常運転時等に行う弁の手動操作と同様 であ り ，容 易 に操作 でき る 。

表
作業 項目

格 納 容 器圧 力 逃 がし 装 置 によ る 格 納容 器 除 熱操作

残 留 熱 除去 系 に よる 格 納 容器 除 熱 及び 原 子 炉
注水操作

添付 1.3.1-10

可 搬 型 代替 注 水 大型 ポ ン プの準備

低 圧 代 替
注水系（可搬型）を用い た 原 子炉 注 水 操作 及 び 代替 格 納 容器 ス プ レ
イ 冷 却 系
（可搬型）に よ る 格納 容 器 除熱操作

作業 ・操 作 の内 容

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント操作●格納容器圧力逃がし装置
等による格納容器ベント操作

残留熱除去系による格納容器スプレイ及び原子炉注水操作●残留熱除去系海水系の起動 操作

残留熱除去系による格納容器スプレイ及び原子炉注水
操作●残 留 熱 除 去 系 に よ る 原子
炉注 水操 作

可搬型代替注水大型ポンプの準備●可搬型代替注水大型ポン
プ準備，代替淡水貯槽からの ホー ス 敷設 等

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作● 原子炉注水のための系統構成

代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器
スプレイ操作●格納容器スプレイのため
の系統構成

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

操作・作業
の
想定 時間

訓練 等
から の
実績 時間

2.1
2.4.2
2.6

格納 容器
ベン ト実
施後 適宜
状態 監視

4分

2分

2分

3.1.3

2.3.1

4分

重大事故等対策の成立性確認（9／14）
況

運転 員（中 央制 御 室）

2分

2.3.1

2分

2分

2.3.1

140分

119分

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

重大 事故 等
対応 要員
（現 場）
4.1
4.2

2.3.1

2.3.1

145分

125分

175分

119分

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.5
1.7

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

【炉心損傷がない
場合 】
炉心損傷がないため高線量となることは ない 。
【炉心損傷がある場合 】
67mSv／7日 間

非常用照明又は直流非常灯が点灯することにより 操作 に 影響 はな い 。 周 辺 に は 支 障必要に応じて中央制御 と な る 設 備 は室 内 に 配 備 し て い る 可 ない 。
搬型 照明 に より ，照度 を確保 する 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

車両 の作 業 用照 明・ヘ ッ
アクセスルー
ドラ イ ト・ LEDラ イト に
ト上に支障とより ，操 作 可能 であ る 。
なる設備はな
夜間 にお い ても ，操作 にい。
影響 はな い 。

衛星 電話 設 備（固定型 ， 携 帯 型 ），無 線
連絡 設備 （ 固定型，
携 帯 型 ）， 電 力保 安
通信 用電 話 設備（固定電 話機 ，ＰＨＳ端末 ）， 送 受 話 器の う
ち，使用 可 能な設備によ り，災 害対策本部との連絡が可能
であ る。

可搬型代替注水大型ポンプからのホース 接続 は ，専 用 の結合金具を使用して容易に接続可能であ る。
作業エリア周辺には ，支 障と なる 設 備
はな く ，十 分な 作 業
スペースを確保してい る。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

へッ ド ライ ト やLEDラ イ
アクセスルー
トを 携行 し てい るた め ，ト上に支障と建屋内非常用照明が消なる設備はな
灯し た場 合 にお いて も ，い。
操作 に影 響 はな い。。

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

屋外 での 作 業。

照

明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）

温度 ・湿 度

1.5

121分

113分

連絡 手段

作業 環境
状

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

通常運転時と同程度。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

へッ ド ライ ト やLEDラ イ
アクセスルー
トを 携行 し てい るた め ，ト上に支障と建屋内非常用照明が消なる設備はな
灯し た場 合 にお いて も ，い。
操作 に影 響 はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機，PHS端 末）,送受話 器 の う ち ,使用 可
能な 設備 に より，中央制御室との連絡が可 能で あ る。
携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機，PHS端 末）,送受話 器 の う ち ,使用 可
能な 設備 に より，中央制御室との連絡が可 能で あ る。

1.13

通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。
1.4
1.6
通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。

表
作業 項目

自動減 圧
系起動 阻
止操 作

ほう酸 注
入系起 動
操作

添付 1.3.1-11

低圧炉 心
スプレ イ
系の 起動

残留熱 除
去系の 破
断箇所 隔
離

残 留 熱 除去 系 に よるサ プ レ
ッ シ ョ
ン・プール
冷却操作

作業 ・操 作 の内 容

自動減圧系等の作動阻止操作●自動減圧系／過渡時自動減圧回路の作動阻止操作

ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作
●ほ う酸 水 注入 系起 動操 作

事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

2.5

操作・作業
の
想定 時間

1分

訓練 等
から の
実績 時間

1分

重大事故等対策の成立性確認（10／14）
作業 環境
状

況

運転 員
（中 央制 御 室）

温度 ・湿 度

放射 線環 境通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設備は
ない 。

連絡 手段

―

2.5

2分

1分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

―

低圧炉心スプレイ系の起動
操作●低圧炉心スプレイ系の起
動操 作

2.7

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

―

残留熱除去系の注入弁閉止操作●残 留熱 除 去系 の注 入弁 の閉止 操作
●残 留熱 除 去系 レグ シー ル
ポン プの 停 止操 作

2.7

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備は
ない 。

―

109分

運転 員
重大 事故 等
対応 要員
（現 場）

操作現場の温度は
40 ℃ 程 度 ， 湿 度 は100% 程 度 と な る 可
能性 があ る が，保 護具を装着すること
から ，問 題 はな い 。

操作現場の放射線
線量率は最も高い
地 点 で 約 5.2mSv／ h
であ り ，作 業時 間 は60 分 ※ １ で あ る た
め ，約5.2mSvの 被 ばくと なる 。

へッ ド ライ ト やLEDラ イ
アクセスルー
トを 携行 し てい るた め ，ト上に支障と建屋内非常用照明が消なる設備はな
灯し た場 合 にお いて も ，い。
操作 に影 響 はな い。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響はな い。

現場における破損系統の注入弁の閉止操作●保護具装備/装備補助●現 場移 動●残 留熱 除 去系B系 の注 入
弁の 閉止 操 作
残留熱除去系によるサプレ
ッション・プール冷却操作●残留熱除去系によるサプ
レッション・プール冷却モ
ード操作
残留熱除去系によるサプレ
ッション・プール冷却操作●低圧注水モードからサプ
レッション・プール冷却モ
ードへの切替え操作（1系
列）

2.7

2.7

2.2

115分

6分

4分

6分

4分

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

周辺には支障となる設備はない 。

携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機，PHS端 末）,送受話 器 の う ち ,使用 可
能な 設備 に より，中央制御室との連絡が可 能で あ る。

―

―

操作 性
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.1

―

1.3
通常運転時等に行う電動弁の手動操
作と 同様 で あり ，容易に 操作 で きる 。

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―※１：2 次格納施設内での作業時間にて被ばく評価を実施。

表
作業 項目
残 留 熱 除去 系 に よるサ プ レ
ッ シ ョ
ン・プール
冷却操作

作業 ・操 作 の内 容残留熱除去系によるサプレ
ッション・プール冷却操作●低圧注水モードからサプ
レッション・プール冷却モードへの切替え操作（2系列）

格納 容器 下 部注 水系（ 常 設）
によるペデスタル（ドライウェ ル部 ） 注水 操作●格 納容 器 下部 注水 系（ 常設）によ るペ デス タ ル（ ドライ ウェ ル 部） 注水 開始
操作

添付 1.3.1-12

溶融炉 心
落下前 の
格納容 器
下部注 水
系（ 常設 ）に よ る 水 格納 容器 下 部注 水系（ 常 設）
張り 操作によるペデスタル（ドライウェ ル部 ） 注水 操作●格 納容 器 下部 注水 系（ 常設）によ るペ デス タ ル（ ドライ ウェ ル 部） 注水 停止
操作
格納 容器 下 部注 水系（ 常 設）
によるペデスタル（ドライウェ ル部 ） 注水 操作●格 納容 器 下部 注水 系（ 常設）によ るペ デス タ ル（ ドライ ウェ ル 部） 注水 再開
操作 【80m ３ /h】
溶 融 炉 心 格納 容器 下 部注 水系（ 常 設）
落 下 後 の によるペデスタル（ドライ格 納 容 器 ウェ ル部 ） 注水 操作
下 部 へ の ●格 納容 器 下部 注水 系（ 常注水操 作設）によ るペ デス タ ル（ ド（崩壊 熱ライ ウェ ル 部） 注水 流量相当の 注調整 【80m ３ /h→崩 壊熱 相水）
当】格納 容器 下 部注 水系（ 常 設）
によるペデスタル（ドライウェ ル部 ） 注水 操作●格 納容 器 下部 注水 系（ 常設）によ るペ デス タ ル（ ドライ ウェ ル 部） 注水 停止
操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

操作・作業
の
想定 時間

訓練 等
から の
実績 時間

2.5

6分

6分

3.1.2
3.1.3

6分

5分

3.2

3.1.2
3.1.3
3.2

3.2

3.2

3.2

7分

4分

1分

3分

4分

重大事故等対策の成立性確認（11／14）
況
放射 線環 境運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

周辺には支障となる設備はない 。

運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響はな い。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

1分

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

3分

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備は
ない 。

3分

運転 員
（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。
中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

照

明

その 他
(ｱｸｾｽﾙｰﾄ等)

温度 ・湿 度

6分

3分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

作業 環境
状

1.8

表
作業 項目

使用済 燃
料プー ル
への注 水
操作

待機中 の
残留熱 除
去系を 用
いた低 圧
注水系 に
よる注 水
操作

添付 1.3.1-13
待機中 の
残留熱 除
去系を 用
いた原 子
炉停止 時
冷却モ ー
ドによ る
崩壊熱 除
去機能 復
旧

作業 ・操 作 の内 容

代替燃料プール注水系（可搬型 ）の 系 統構 成
●代替燃料プール注水系（可搬型）の電動弁の開操
作
待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水●待 機中 残 留熱 除去 系（ 低
圧注 水系 ） によ る原 子炉
注水事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

4.1
4.2

5.1
5.3

操作・作業
の
想定 時間

3分

5分

訓練 等
から の
実績 時間

3分

4分

重大事故等対策の成立性確認（12／14）
況

運転 員（中 央制 御 室）

運転 員
（中 央制 御 室）

温度 ・湿 度

放射 線環 境中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

照明

非常用照明が点灯する
ことにより操作に影響
はな い。

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）周辺には支障となる設備はない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。
直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。
直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却●待 機中 残 留熱 除去 系（ 低
圧注 水系 ） の停 止

5.1

2分

2分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

残留 熱除 去 系（ 原子 炉停 止時冷 却系 ） によ る原 子炉 冷却
●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 モ ード ）の 系統
構成

5.1

30分

18分

運転 員
（中 央制 御 室）

通常運転時と同程度。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（現 場）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調の停止により緩慢に上昇する可能性がある が，作 業に 支障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

残留 熱除 去 系（ 原子 炉停 止時冷 却系 ） によ る原 子炉 冷却
●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 モ ード ）へ の系
統構 成

残留 熱除 去 系（ 原子 炉停 止時冷 却系 ） によ る原 子炉 冷却
●残 留熱 除 去系 海水 系の 起
動操 作

残留 熱除 去 系（ 原子 炉停 止時冷 却系 ） によ る原 子炉 冷却
●残 留熱 除 去系 （原 子炉 停止時 冷却 系 ）の 起動 操作

5.1

5.2

5.2

45分

4分

6分

38分

2分

5分

連絡 手段

操作 性

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

1.11

作業 環境
状

―

―

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。
中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響
周辺には支障はな い 。必 要に 応 じて 中となる設備は央制御室内に配備してない 。
いる 可搬 型 照明 によ り ，
照度 を確 保 する 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

へッ ド ライ ト やLEDラ イ
アクセスルー
トを 携行 し てい るた め ，ト上に支障と建屋内非常用照明が消なる設備はな
灯し た場 合 にお いて も ，い。
操作 に影 響 はな い。

携行型有線通話装置，電力 保 安通信用
電話 設備（ 固定電話
機 ， Ｐ Ｈ Ｓ 端末 ） ,送 受 話 器 の うち ,使用可能な設備により，中央 制 御室との連絡 が可 能 である。

通常運転時等に行う弁の手動操作と同様 であ り ，容 易 に操作 でき る 。

―

―

表
作業
項目

作業 ・操 作 の内 容

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧
準備 操作

原子炉 保
護系母 線
の復 旧

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧操作

添付 1.3.1-14

原子 炉保 護 系母 線の 受電 操
作
●原 子炉 保 護系 母線 の復 旧操作事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

5.1
5.2

5.1
5.2

5.1
5.2

操作・作業
の
想定 時間

10分

40分

85分

訓練 等
から の
実績 時間

9分

28分

76分

重大事故等対策の成立性確認（13／14）
作業 環境
状

況

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

温度 ・湿 度

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

運転 員（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

―

炉心損傷がないため高線量となることは ない 。

蓄電池内蔵型照明を作
業エリアに配備しているため，建屋内非常用
照明消灯時における作業性を確保している。
また，ヘッドライトやLED ラ イ ト を 携 行 し ているため，蓄電池内蔵型照明が使用できない
場合においても，操作に影 響は な い。

アクセスルー
ト上に支障となる設備はな
い。

―

運転 員
（現 場）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

通常運転時等に行
う NFB操 作 と 同 様 であり ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

―

表
作業
項目

作業 ・操 作 の内 容原子 炉建 屋 ガス 処理 系及 び
中央 制御 室 換気 系の 起動 操作
●原 子炉 建 屋ガ ス処 理系 及び中 央制 御 室換 気系 の起
動操 作

中央 制御 室 待避 室の 準備 操作
●中 央制 御 室待 避室 内の 正
圧化 準備 操 作

添付 1.3.1-15

居住 性の
確保

格納 容器 ベ ント 準備 操作●デ ータ 表 示装 置（待 避 室）の起 動操 作中央 制御 室 待避 室の 準備 操作
●可 搬型 照 明の 設置

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 等によ る格 納 容器 除熱 操作●中 央制 御 室待 避室 内の 正
圧化事故
ｼｰｹｰﾝｽNo.

3.1.2
3.1.3
3.2

3.1.3

3.1.3

3.1.3

3.1.3

操作・作業
の
想定 時間

15分

20分

15分

4分

5分

訓練 等
から の
実績 時間

8分

15分

10分

3分

4分

重大事故等対策の成立性確認（14／14）
作業 環境
状

況
温度 ・湿 度

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

運転 員
（中 央制 御 室）

中央制御室の室温につ いて は ，空 調 の停止により緩慢に上昇する可能性がある が ，作 業に 支 障を及ぼす程の影響
はな い。

放射 線環 境照明

その 他
（ｱｸｾｽﾙｰﾄ等 ）67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備はない 。

67mSv／7日 間

直流非常灯が点灯する
ことにより操作に影響はない。必要に応じて中央制御室内に配備している可搬型照明により， 照度 を 確保 する 。

周辺には支障となる設備は
ない 。

連絡 手段

操作 性

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 できる 。

―

中央制御室での操
作は ，通常 の運 転 操
作で実施する操作と同様であることから ，容易 に操 作 で
きる 。

技術 的
能力
審査 基準
No.

1.16

添 付 資 料 1.4.1
有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について重大事故等対策の有効性評価のうち，シビアアクシデント解析業務はプラントメーカに委託しているものの，解析コード／評価手法の開発に
あ た っ て は ，以 下 の と お り 当 社 と し て も 従 前 よ り 積 極 的 に 関 与 し て い る 。

・各種解析コードの妥当性を審議する検討会（当時の通産省原子力発電
技術顧問会（基本設計）ＬＯＣＡ検討会「沸騰水側原子炉のＬＯＣＡ／ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 解 析 コ ー ド（ Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ ）に つ い て 」（ 昭 和 ６ １ 年 ７ 月 ）等 ）における，検討のために必要な材料を当社より当時の通産省に対し積極的に提供している。
（ Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ ，Ｃ Ｈ Ａ Ｓ Ｔ Ｅ ，Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ ，Ｓ Ｃ Ａ
Ｔ，ＡＰＥＸ）
・安全評価を実施する上で適切な保守性を担保しつつ最新知見に基づく合理的な評価手法について検討した日本原子力学会標準「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準」（ ２ ０ ０ ３ 年 発 行 ）や
「統計的安全評価の実施基準」（ ２ ０ ０ ９ 年 発 行 ）の 策 定 に あ た り ，当社より委員として参画した上で，検討のために必要な材料を積極的に提 供 し て い る（ Ｒ Ｅ Ｄ Ｙ ，Ｓ Ｃ Ａ Ｔ ）。ま た ，シ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析の知見を活用した日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準」（レベル１及びレベル２）等の策定にあたり，当社より委員として参画した上で，検討の た め に 必 要 な 材 料 を 積 極 的 に 提 供 し て い る （ Ｍ Ａ Ａ Ｐ ）。
・アクシデントマネジメント整備の検討を開始した当初（１９９０年代前半）より，シビアアクシデント現象の研究及びアクシデントマネジ

添付 1.4.1－1

メント検討に当社も参画し，アクシデントマネジメント策の策定，整備 に 対 し て 貢 献 し て い る （ 表 １ 参 照 。 Ｍ Ａ Ａ Ｐ ）。
・現在においても，以下【参考】及び表１に示す通り，通常の業務の中でシビアアクシデント解析及び評価手法の活用及び改良に努めている。
今後も不確かさを含む現象などに対する継続的な検討を進め，さらなる知見の拡充に努めていく。

【参考】シビアアクシデント解析の活用例
・シビアアクシデント解析結果を反映した運転手順書の整備と整備した手順に基づく机上教育及び訓練の実施，さらに，有効性評価等を踏まえた改善等を行い，継続的に教育，訓練を実施している。また，重大事故等発生時の対応の要となる運転員に対しては，自社のシミュレー
タ又はＢＷＲ運転訓練センターにおけるシミュレータを活用し，シビ
アアクシデント時の挙動の把握・対応能力の向上に努めている。
・アクシデントマネジメント手順の改善及びＰＲＡ評価手法の改善のため，国内外関係機関（ＥＰＲＩ，ＢＷＲＯＧ等）の活動状況を踏まえつつ，シビアアクシデント解析の知見をふまえた手順及び評価手法の最新化に努めている。

添付 1.4.1－2

表１

シビアアクシデント解析コード／評価手法の開発に係る当社の
関与例

解析コード
ＭＡＡＰ

時期

件名

平 成 4～ 5 年 度

アクシデントマネジメントにおける運転操作指針の開発研究

平成 5 年度

アクシデントマネジメント検討報告書

平 成 6～ 7 年 度

アクシデントマネジメントにおける運転操作指針の開発（フェーズⅡ）

平 成 8～ 9 年 度アクシデントマネジメントガイドラ
インの高度化に関する研究

平 成 13～ 14 年 度

ＩＶＲ等を考慮したＡＭＧの高度化に関する研究

現在継続中

EPRI MAAP Users Group (MUG)へ の 参
画

添付 1.4.1－3

添 付 資 料 1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ(1)

炉心損傷防止(2)

格納容器破損防止(3)

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（ＦＣＩ）(4)

溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）

なお，本資料中の今回のご提示範囲の中の値は，商業機密事項に相当いたします

ので公開できません。

添付 1.5.1－1

添付１

炉心損傷防止１．解析初期条件データ
項目

原子炉熱出力

原子炉水位

数

値

3293
(100％)

MWt

セパレータスカート下端から+126cm(通 常 運 転 水 位 )備

設計値

プラント仕様

48.3×10 ３(100％)
41.06×10 ３
(85％)

t／h

設計値

t／h

TC解 析 条 件

原子炉給水温度

215.6

℃

設計値

原子炉圧力
（圧力容器ドーム部）

6.93

MPa[gage]

設計値

t／ h

設計値

炉心流量

考

主蒸気流量

6.42×10 ３

ヒートバランス

図１は定格運転状態の場合を提示。
図１参照（ 各 部 の 圧 力 、 流 量 、 エ ン タ 設計値
ルピ等のデータ）

燃料及び炉心9×9燃 料 (Ａ 型 )燃料仕様

燃料集合体数

764

体

設計値

最大線出力密度

44.0

kW／ m

設計値

添付 1.5.1－2

２．解析に関する情報項目

数値

初 期 MCPR

1.24

給水温度低下特性

備考
設計値

給水加熱器出口温度，給水スパージャーまでの時間遅れ特性等のデータ
・初期給水温度から。

包絡値

MSIV 閉 鎖 に よ り ，60 秒 の 一 次 遅れで給水温度低下。
別添 8 参照
原子炉スクラム遅れ時

注記 1

間

0.05 秒安全保護系の遅れ時間
設計値

再循環ポンプトリップ

7.39MPa[gage]： 2 台

台数

水位異常低下Ｌ２：2 台

再循環ポンプトリップ
遅れ時間
再循環ポンプ回転数半
減時間

設計値

0.2 秒

設計値

5.25 秒

設計値

スクラム後の事象シース ク ラ ム 後 の 給 水 制 御 ，圧 力 制 御 ，

ケンス

再循環制御等の事象シーケンスの
説明

注記 3

事象進展シナリオ

別添 1 参照

注 記 1： 時 間 は 、 ス ク ラ ム 信 号 発 生 時 刻 を 時 刻 0 と 定 義 す る 。
注 記 2： 注 入 特 性 は 、 格 納 容 器 破 損 防 止 資 料 の Ⅲ .工 学 的 安 全 施 設 等 に 示したデータを提示した。

添付 1.5.1－3

３．幾何形状データ(1) 主 蒸 気 管 ， 燃 料 棒 等 に 関 す る デ ー タ
項目

対象

データ

備考

蒸気ドーム部出口から

長 さ ，断 面 積 (内 径 )， 図 2参 照

注 記 1， 2

主蒸気隔離弁までのデ

容積，エレベーショ

設計値

ータ

ン

主蒸気隔離弁から主蒸

長 さ ，断 面 積 (内 径 )， 図 2 参 照

注記 2

気加減弁までのデータ

容積，エレベーショ

設計値（主蒸気ヘッダを含む）

ン

主蒸気ラインからター

長 さ ，断 面 積 (内 径 )， 図 2 参 照

注記 2

ビンバイパス弁までの容積，エレベーショ

設計値

データ

ン

燃 料 集 合 体 （ 9×9 燃 料

長さ

図 3-1 参 照

（ Ａ 型 ）） の デ ー タ

各燃料型式毎に記載
設計値

蒸気ドーム部のデータ

長さ，容積

図 4 参照設計値

燃 料 棒 （ 9×9 燃 料 （ Ａ

長さ，半数，ギャッ

図 5-1 参 照各燃料型式毎に記載型 ）） の デ ー タ

プ熱伝達係数（炉心

設計値

平均，ホット）
水位計のタップ位置

圧力容器底部からの高さ

設計値

注 記 1：蒸 気 ド ー ム 部 か ら Ｍ Ｓ Ｉ Ｖ ま で の 配 管 長 さ 等 の デ ー タ に つ い て は 、各 ラ イ ン （ 4本 ） の 個 別 デ ー タ を 提 示 し た 。
注 記 2： 配 管 の 始 点 ・ 終 点 の 明 確 化 の た め 名 称 を 併 せ て 記 載 し た 。
（ 例 ） 蒸 気 ド ー ム 部 ～ Ｍ Ｓ Ｉ Ｖ 入 口 ，長 さ ××mm，断 面 積 ××mm ２・・・

添付 1.5.1－4

(2) Ｒ Ｐ Ｖ に 関 す る デ ー タ
項目

寸法

対象

(

備考

)

原子炉のエレベー

・蒸気ドーム部ションに関するデ（ベッセル内）高さ

設計値

ータ

・蒸気乾燥器頂部高さ

設計値

・蒸 気 出 口 ノ ズ ル 下 端 高 さ 及

設計値

び内径
・蒸気乾燥器底部高さ

設計値

・気水分離器頂部高さ

設計値

・通常運転水位解析では狭帯域と広帯域の初期水位は同
一とする。
設計値

・シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド・ド ー ム

設計値

頂部高さ（内側）・シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド・ド ー ム

設計値

底部高さ
・チ ャ ン ネ ル ボ ッ ク ス 上 端 高

設計値

さ・燃料有効長頂部高さ

設計値

・ジェットポンプ底部高さ

設計値

・ジ ェ ッ ト ポ ン プ・ス ロ ー ト

設計値

入口高さ
・燃料有効長底部高さ

設計値

・再 循 環 水 出 口 ノ ズ ル 下 端 高

設計値

さ及び内径
・支持板底部高さ

設計値

・制御棒案内管頂部高さ

設計値

・制御棒案内管底部高さ

設計値

・給 水 ス パ ー ジ ャ ノ ズ ル 高 さ

設計値（ＲＰＶ底部からの高さ）

添付 1.5.1－5

項目

対象

原子炉の体積に関・下 部 プ レ ナ ム 底 部 か ら 炉 心 支

するデータ(1)下 部 プ レ ナ ム(2)炉 心（チャンネル内）

体積

ボイド率

３

（％）

（m ）

備考

－

設計値

・制御棒案内管体積－

設計値

・下 部 体 プ レ ー ト 内 部 及 び 燃 料

－

設計値

38

設計値

持板までの体積（制御棒案内管体積は除く）

サポート内部・燃 料 有 効 長 底 部 か ら 燃 料 有 効
長頂部までの体積及び平均
ボイド率
・燃 料 有 効 長 頂 部 か ら チ ャ ン ネ

64

ルボックス上端までの体積

設計値

及び平均ボイド率(3)バ イ パ ス（シュラウド内）

・炉 心 支 持 板 か ら チ ャ ン ネ ル ボ0

設計値

ックス上端までの体積及び平均ボイド率(4)上 部 プ レ ナ ム・チ ャ ン ネ ル ボ ッ ク ス 上 端 か ら60

シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド・ド ー ム 頂

設計値

部までの体積及び平均ボイ
ド率－・気水分離器（ 全 数 ，ス タ ン ド パ イ プ 及 び 気

設計値

水分離器スカート内を除く
溢水レベルまで）
・スタンドパイプ（全数）添付 1.5.1－6

－

設計値

項目

対象

(1)蒸 気 ド ー ム（主蒸気管体積を除く）

・通常水位から蒸気乾燥器底部までの体積
・蒸気乾燥器底部から蒸気乾燥器底部までの体積・支持板頂部からジェットポンプ頂部（スロート入口）までの体積
・ジェットポンプサクションからのシュラウドヘッド頂部までの体積
・シュラウドヘッド頂部から通常水位までの体積(2)ダ ウ ン カ マ（再循環配管体積及びジェットポンプ体
積を除く）

体積（ m３ ）

備考
設計値
設計値
設計値
設計値

設計値

(3)再 循 環 配 管(4)ジ ェ ッ ト ポ ン プ

・1 ループの再循環配管体積
・再循環配管の底部から頂部までの高さと体積の関係
・体積
・高さと内径の関係

添付 1.5.1－7

設計値

設計値

４．核データ・熱水力関連データ
項目
ボイド反応度

ドップラ反応度

ボ ロ ン 反 応 度（ Ａ Ｔ Ｗ Ｓ
解析用）

スクラム反応度対象
炉心平均ボイド率（％）とボイド反応
度 係 数 （ (Δ ｋ ／ ｋ )／％ボイド率）のデ
ジタル値

データ
別 添 2① 参 照

保 守 係 数 (設 置 許 可
申請書添付八記載の1.25倍 等 )に つ い ても記載
燃 料 棒 平 均 温 度（ ℃ ） 別 添 2② 参 照とドップラ反応度係
数 （ Δ k／ k／ ℃ ） の
デジタル値
保 守 係 数 (設 置 許 可
申請書添付八記載の0.9倍 等 )に つ い て も記載
ボ ロ ン 濃 度（ ppm）及
びボイド率と反応度
係 数（ Δ k／ k／ ppm））のデジタル値（ 注 ）ボ ロ ン 濃 度 0～600ppmに 対 し て
制御棒挿入割合とス
クラム反応度（＄）のデジタル値

図 2 参照③参照（ボイド率の影響は
冷却材密度の変化として考慮，５ほう酸ナトリウム濃度：13.4wt％ ）図 2④ 参 照設計用スクラム曲線

添付 1.5.1－8

備考
設計値

設計値

反応度Ｋ，ボロン反応度Ｂ，ボイド率αとして，
Ｋ ＝ ｆ (Ｂ ， α )のテーブルで記載
設計値
設計値

項目
スクラム挿入速度（ＢＷＲの仕様）

対象
スクラム挿入割合（％）とスクラム時
間 *（ 秒 ）の デ ジ タ ル

データ
ＳＯＭ：
0.2秒
5％ ス ト ロ ー ク ：0.375秒20％ ス ト ロ ー ク
0.90秒
50％ ス ト ロ ー ク
2.0秒
90％ ス ト ロ ー ク
3.5秒

中性子関連

中 性 子 寿 命 （ μ sec）
実効遅発中性子割合
βＳＡＦＥＲ，ＲＥＤ
Ｙ，ＳＣＡＴの各解析コードで使用している平均チャンネル
とホッテストチャン
ネルのデジタル値
平均チャンネルと高出力チャンネル

別 添 2⑤ 参 照

軸方向出力分布

集合体出力

集合体入口流量

平均チャンネルと高出力チャンネル（ウォーターロッド流量
含まず）
バイパス流量率（ウォーターロッドを含む）

備考＊：スクラム時間
は SOMを 含 む 。
(SOM： ス ク ラ ム 信 号
を CRD系 が 受 信 し てから動作開始までの時間)
SOM～ 5％ 、 5％ ～
20％ 、 20％ ～ 50％ 、
50％ ～ 90％ は そ れ ぞれ直線近似とした。
設計値
設計値

SAFER： 別 添 2 ⑥ 参 照 ＊２
REDY：別 添 3 ② 参 照 ＊ １
SCAT：別 添 3 ① 参 照 ＊ ２

設計値

平 均 ： 4.3MW
ホット：
7.2MW（ SCAT） ＊ ３
8.7MW（ SAFER） ＊ ４
平 均 ： 57.8 t／ h
ホ ッ ト ： 47.0 t／ h ＊ ５
SCAT： 39.2 t／ h ＊ ６

計算コード内部計算値

平 均 ： 14 ％ホ ッ ト ： 15 ％

設計値

設計値

＊ 1： 下 方 ピ ー ク （ 初 期 ボ イ ド 率 を 高 め に 設 定 、 過 圧 時 の 反 応 度 印 加 割 合 を 大 き く し た 。 ）＊ 2： 中 央 ピ ー ク （ 代 表 的 な 出 力 分 布 と し て 設 定 ）＊ 3： 初 期 Ｍ Ｃ Ｐ Ｒ を Ｏ Ｌ Ｍ Ｃ Ｐ Ｒ と 一 致 す る よ う に 設 定 。 Ｔ Ｃ 解 析 条 件 8 5％ 炉 心 流 量 の 値 を 記 載 。
＊ 4： 燃 料 棒 本 数 、 最 大 線 出 力 密 度 、 軸 方 向 出 力 分 布 、 有 効 発 熱 部 長 さ に 基 づ い て 設 定 し 、 燃 料 被 覆 管
温度を厳しめに評価した。
＊ 5： Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ で は 下 記 の よ う に 設 定 さ れ る 。
（ 全 炉 心 流 量 ） *（ 流 量 配 分 比 ） ／ （ 体 数 ） － （ バ イ パ ス 流 量 ） と し て 設 定 さ れ る 。
ＳＣＡＴではホッテストチャンネル出力に応じた流量として設定される。
＊ ６ ： Ｔ Ｃ 解 析 条 件 85 ％ 炉 心 流 量 の 値 を 記 載 。

添付 1.5.1－9

項目

出口クオリティ、出口ボイ
ド率

崩壊熱曲線

対

象

平均チャンネルとホッテストチャンネル

SA有 効 性 評 価 (炉 心 損 傷
防 止 )解 析 で 用 い る 崩 壊
熱データ(ANSI／ ANS-5.1-1979燃
焼 度 33GWd／ t)

添付 1.5.1－10

データ
平均：
クオリティ
ボイド率
ホット：
クオリティ
ボイド率

備

考

設計値
14％
64％
33％
80％

原子炉停止機能喪失 :別 添 4
原子炉停止機能喪失以外：別添5

原子炉停止機能喪失：
計算コード内部計算値
原子炉停止機能喪失以外：崩 壊 熱 評 価 式 (ANSI／ ANS-5.1-1979)に よる計算値

５．機器特性データ他項目
ジェットポンプに関するデータ
ＲＩＰ又は再循環ポンプの特性データ

対象・ジェットポンプ基数
・ジェットポンプ駆動流量・ジェットポンプ吐出流量・単相ホモロガス曲線
ま た は ポ ン プ Q-H特 性 及 び
Q-T特 性

データ

備

20基

設計値

設計値

・ト ル ク (Ｎ ｍ )､水 頭 (ｍ )､回 転
数 (rad／ sec)､流 量 (m ３ ／s)､モ ー メ ン ト (kg-m ２ )水 頭 換 算 水 密 度 (kg/m ３ )ＲＩＰ又は再循環ポ

・逆流時の抵抗係数

設計値

ンプ逆流時の特性
再循環流量制御系

REDYで 使 っ て い る 原 子 炉 再 循
環 流 量 制 御 系 の 運 転 モ ー ド (自動 ／ 手 動 )及 び 下 記 制 御 器 の 特性（伝達関数ブロック図）
・主制御器
・速度制御器

添付 1.5.1－11

再循環流量制御系は手動モード。事象発
生直後に 2 台ともトリップするため制御系は使用していない。

考項目
原子炉給水制御系

対象
原子炉検出水位，主蒸気流
量 ，給 水 流 量 を 入 力 と し ，原
子炉への給水流量を算出す
る 3要 素 制 御 系 の 制 御 特 性（伝達関数ブロック図）
制 御 特 性（ 伝 達 関 数 ブ ロ ッ ク
図）

原子炉圧力制御系

水位計

狭帯域及び広帯域水位計のタップ位置と初期水位の値

データ
別 添 6「 給 水 制 御 系 ブ
ロック図」参照

備考
設計値

原子炉停止機能喪失：圧力制御はＭＳ
ＩＶ閉鎖による逃がし弁機能にて実施しているため圧力制御
系は使用していない。
３ ． (1)参 照

設計値

セパレータスカート下端から（図 4 の⑬参照）

初期水位の値
設計値

タップ位置

逃がし弁設計値
ＲＥＤＹ
0.2秒 （ 包 絡 値 ）
0.1秒
下表参照

開遅れ時間
全閉－全開時間
閉設定値

ＳＡＦＥＲ
0.1秒
同左
同左
（表中の値は全て設計値）

逃がし／安全弁（逃がし弁）（安全弁）

吹出圧力（ MPa[gage]）

弁個数

容量／個（吹出圧力において）（ t／ h）

吹出圧力（ MPa[gage]）

弁個数

容量／個
（ t／ h）

7.37

2

354.6

7.79

2

385.2

7.44

4

357.8

8.10

4

400.5

7.51

4

361.1

8.17

4

403.9

7.58

4

364.3

8.24

4

407.2

7.65

4

367.6

8.31

4

410.6

（表中の値は全て設計値）

添付 1.5.1－12（表中の値は全て設計値）

初期定格状態のパラメータ（ 炉 心 出 力 100 ％ 、 炉 心 流 量

100％、蒸気ドーム圧力

6.93

MPa[gage]）・ 流 量 ： 6.42×10 ３ t／ h
・ 圧 力 ： 6.93MPa[gage]

・蒸気湿り度：
蒸気ドーム

0.3％

・ 差 圧 ： 0.38 MPa[gage]・ 圧 力 ： 6.93MPa[gage](ﾄﾞｰﾑ部 と ﾀｰﾋﾞﾝ入 口 間 )

主蒸気配管

炉心部

ドライヤ

・圧損：

・流量

中 央 領 域 :0.12 MPa
周 辺 領 域 :0.05 MPa

上部
ﾀﾞｳﾝｶﾏ・燃料集合体内流量：
３43.5×10 t／ h

セパレータ

・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：ｽﾀﾝﾄﾞﾊﾟｲﾌﾟ

給水配管

下部
ﾀﾞｳﾝｶﾏ・圧力・バイパス流量：： 6.52×10 ３ t／ h

上 部 ﾌﾟﾚﾅﾑ

925.3kJ／ kg： 6.93 MPa[gage]・ ｾﾊﾟﾚｰﾀｷｬﾘｰｱﾝﾀﾞ率 ：4.8×10 ３ t／ h

0.25

中 央 領 域 :0.04 MPa
周 辺 領 域 :0.11 MPa

炉心バイパス

平均出力炉心高出力炉心・ ｵﾘﾌｨｽ圧 損 ：・圧力： 7.01 MPa[gage]・圧力： 7.01 MPa[gage]・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ： 1.47 MJ／ kg

・流量：
中 央 領 域 :64.7 t／ h(1 体 )周 辺 領 域 :33.9 t／ h(1 体 )制御棒案内管・圧 力

下 部 ﾌﾟﾚﾅﾑ
(上 )：7.19 MPa[gage]・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ： 1.23 MJ／ kg

下 部 ﾌﾟﾚﾅﾑ(下 )・燃料集合体への流量：
46.6×10 ３ t／ h・圧力・ 炉 心 ﾊﾞｲﾊﾟｽへ の 流 量 ：：・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：

7.06 MPa[gage]
1.23 MJ／ kg

・圧力： 8.47 MPa[gage]・流量： 16.2×10 ３ t／ h・ ｴﾝﾀﾙﾋﾟ：

1.7×10 ３ t／ h

図１

圧力容器内ヒートバランスデータ
添付 1.5.1－13

1.23 MJ／ kg

原子炉
圧力容器

添付 1.5.1-14

主蒸気隔離弁主蒸気配管データ
・内径、長さ、エレベーション

主蒸気止め弁主蒸気ヘッダデータ
・内径、長さ、エレベ
ーション

蒸気加減弁

ﾀｰﾋﾞﾝﾊﾞｲﾊﾟｽ弁
主蒸気ヘッダバイパス配管データ
・内径、長さ、エレベーション

注記１：主蒸気ヘッダから主蒸気止め弁及びタービンバイパ
ス弁へのラインは同一エレベーションである。

Ｌ１

Ｌ２

Ｌ４
ウォーターロッド
Ｌ５
Ｌ３

燃料棒

項

Ｌ６

目

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）備考Ｌ １ (mm)
Ｌ ２ (mm)
Ｌ ３ (mm)
Ｌ ４ (mm)
Ｌ ５ (mm)コーナ部曲率半径

Ｌ ６ (mm)ギャップ
コンダクタンス(W／ m ２ ･K)

平均：
REDY 7380 W／ (m 2 ･K)
SAFER 別 添 2 参 照（軸方向一定値）
ホット：
SAFER 別 添 2 参 照
SCAT 別 添 3 参 照

添付 1.5.1-15

⑪ 蒸 気 ﾄﾞｰﾑ 部 （ 通 常
水位から上の部分 ）の 自 由 空 間 体
積及び炉内構造物 体 積（ ド ラ イ ヤ
を含む）

蒸気ドーム
① RSD（ 蒸 気 ド ー ム 内② LV65
⑧ L60
③ Ld2

⑨ L55
④ Ld3

⑤ Ld1

⑩ L50
ﾄﾞﾗｲﾔｽｶｰﾄ

⑫
⑬ Lss
セパレータ
ベッセル底部からの絶対高
さ

⑥ DDR

⑦ DRV

図 4

蒸気ドーム周辺略図
添付 1.5.1-16

蒸気出口

Ｒ FCOＲ FCI

Ｒ REL
燃 料 ﾍﾟﾚｯﾄ

Ｒ GP

被覆管

項

目

仕

様

Ｒ PEL(mm)

燃料ペレット半径

Ｒ FCI(mm)

被覆管内半径Ｒ GP(mm)

ギャップ幅

Ｒ FCO(mm)

被覆管外半径Ｌ F(mm)

燃 料 棒 有 効 長 (標 準 )燃 料 棒 有 効 長 (部 分 長 )下 端 位 置 (部 分 長 )上 端 位 置 (部 分 長 )ペレット
径方向発熱分布

入力値

備

考

部分長の下端／上端
位置は標準の下端を基 準 (0mm) と し た ときの値とする。
SAFER： 平 坦
SCAT： 別 添 3①参照

ペレット密度(kg／ m ３ )ペレット物性値

温 度 (K)と 熱 伝 導 率 (W／ m･K)の テ ー ブ ル 表 5-1-1 参 照 温 度 300 ～ 3000K の
温 度 (K)と 比 熱 (J／ kg･K)の テ ー ブ ル範囲
３(kg／ m )被覆管密度
被覆管物性値

ギャップ
コンダクタンス(W／ m ２ ･K)

温 度 (K)と 熱 伝 導 率 (W／ m･K)の テ ー ブ ル 表 5-1-2 参 照 温 度 300～ 1100K
温 度 (K)と 比 熱 (J／ kg･K)の テ ー ブ ル(被 覆 管 の 物 性 値 として現実的な範囲)
平均：
図 3-1 9×9 燃 集 合 体 の ギ ャ ッ プ コ
料 (A 型 )集 合 ン ダ ク タ ン ス の た
ホット：
体略図参照
め 、 図 3-1 へ の 記 載
とする。

図 5-1

9×9 燃 料 (Ａ 型 )燃 料 棒 略 図

添付 1.5.1-17

表 5-1-1
ペレット温度
（ K）
300
400
500
600
700
800
900
1000
1100
1200
1300
1400
1500
1600
1700
1800
1900
2000
2100
2200
2300
2400
2500
2600
2700
2800
2900
3000

ペレット物性値

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ）熱伝導率（ W／ (m・ K)）

添付 1.5.1-18

比熱（ Ｊ ／ Kg・ K）

表 5-1-2
被覆管温度
（ K）
300
400
500
600
700
800
900
1000
1100

被覆管物性値

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ）熱伝導率（ W／ (m・ K)）

添付 1.5.1-19

比熱（ Ｊ ／ Kg・ K）

項

目

数値

再 循 環 吸 込 側 配 管 内 径 (D1)
再 循 環 吐 出 側 配 管 内 径 (D2)
再 循 環 リ ン グ ヘ ッ ダ 内 径 (D3)
再 循 環 外 部 ラ イ ザ 管 内 径 (D4)
再 循 環 内 部 ラ イ ザ 管 内 径 (D5)再 循 環 吸 込 側 配 管 長 さ (L1)
再 循 環 吐 出 側 配 管 長 さ (L2)
再 循 環 リ ン グ ヘ ッ ダ 長 さ (L3)
再 循 環 外 部 ラ イ ザ 管 長 さ (L4)
再 循 環 内 部 ラ イ ザ 管 長 さ (L5)
再 循 環 外 部 ラ イ ザ 管 イ ン タ ー バ ル (I1～ I2)

図 6

547.7 mm
547.7 mm
367.9 mm289.0 mm257.5 mm
15.42 ｍ12.21 ｍ10.759 ｍ
3.26 ｍ
5.92 ｍ30°間 隔備考

設計値

ノズル出口まで

再循環配管の底部から頂部までの高さと内径の関係

添付 1.5.1-20

項目
スロート上端内 径 (D1)
スロート下端内 径 (D2)
デ フ ュ ー ザ 下 端 内 径 (D3)ノズル
内 径 (D4)
テイル部
長 さ (L1)
デフューザ
長 さ (L2)
ス ロ ー ト （ 下 部 ） 長 さ (L3)ス ロ ー ト （ 上 部 ） 長 さ (L4)ノズル
個 数 (N1)

図 7

数値
161.0 mm214.9 mm
473.7 mm33.0 mm
275.6 mm3197.9 mm
1016.8 mm
588.3 mm
5 個

備

考

ジェットポンプの底部から頂部までの高さと内径の関係

添付 1.5.1-21

別添 1
原子炉側
シーケンス
高圧・低圧
注水機能喪
失

設備
給水制御
圧力制御

給水制御

圧力制御

MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒

給水制御
圧力制御
再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

長 期 TB

給水制御
圧力制御
再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

TBD

給水制御
圧力制御
再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

崩壊熱除去
機能喪失
(取 水 機 能
喪失)

再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

崩壊熱除去
機能喪失
(RHR 機 能 喪
失)

給水制御
圧力制御

津波浸水に
よる注水機
能喪失

給水制御
圧力制御

再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

LOCA 時 注 水
機能喪失

設備

起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 ＠ 25 分
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
水 位 低 Ｌ １ +10 分 後 ， 過 渡 時 ADS 2 弁 自 動 減 圧
LPCS＠ 減 圧 後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
LPCI 3 系 統 注 水 ＠ 減 圧 後
停止：Ｌ８
SBO の た め 事 故 と 同 時 に 喪 失MSIV 閉 @0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 ＠ 8 時 間 1 分
RCIC(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低圧代替注水系（可搬型）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
24 時 間 5 分 後 停 止
RHR-LPCI 注 水 開 始 ＠ 24 時 間 10 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
SBO の た め 事 故 と 同 時 に 喪 失MSIV 閉 @0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 ＠ 25 分
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
S/C 圧 力 279kPa 到 達 後 Ｌ ８ に て 停 止
RHR-LPCI 注 水 ＠ PCV ス プ レ イ 停 止 後 Ｌ ３ +5 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
起因事象のため喪失

再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水
高圧注水・
減圧機能喪
失

PCV 側
動作

給水制御
圧力制御

MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 @S/C 水 温 65℃
RCIC(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
S/C 圧 力 279kPa 到 達 後 Ｌ ８ に て 停 止
代 替 RHRS-LPCI 注 水 ＠ PCV ｽﾌﾟﾚｲ停 止 後 Ｌ ３ +5 分
停 止 ： Ｌ ８ ／ 起 動 ： Ｌ ３ +5 分
起因事象のため喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 ＠ S/C 水 温 65℃
RCIC(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
HPCS(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
HPCS 停 止 ： 21 分
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
起因事象のため喪失
MSIV 閉 ＠ 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉事故と同時に全台トリップ
SRV 7 弁 手 動 減 圧 ＠ S/C 水 温 65℃
RCIC(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御事故と同時に喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒

原子炉停止
機能喪失

給水制御

圧力制御
再循環流量制御
原子炉注水

ISLOCA（ RHR-B
Hx)

給水制御
圧力制御
再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
25 分 後 ， SRV 7 弁 手 動 減 圧
低圧代替注水系（常設）＠減圧後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
S/C 水 位 13.53m 到 達 後 は 崩 壊 熱 相 当 の 流 量
給 水 流 量 は 3 要 素 制 御 。M S I V 閉 鎖 か ら 、5 秒 で 6 8 ％
給 水 流 量 ま で 低 下 後 、復 水 器 水 位 低 に よ り 給 水 ポ ン
プ が 停 止 し 5 秒 で 給 水 流 量 0％ 。
MSIV 閉 の た め 、 圧 力 制 御 は SRV の 開 閉 に よ る 。
MSIV 閉 に 伴 う 炉 圧 高 で 2 台 RPT
RCIC(起 動 ： Ｌ ２ )(Ｌ １ +150 と Ｌ １ +250cm で 維 持 操 作 )S/P 水 温 106℃ で ト リ ッ プ
HPCS（ 起 動 ： PCV 圧 力 高 ）(Ｌ １ +150 と Ｌ １ +250cm で 維 持 操 作 )事故と同時に喪失
MSIV 閉 @水 位 異 常 低 下 Ｌ ２ 又 は 0 秒
MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
水位異常低下Ｌ２で全台トリップ
配管破断による減圧
15 分 後 ， SRV 7 弁 手 動 減 圧
RCIC(～ 10 分 ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ２ ／ Ｌ ８ )
10 分 ～ ： 起 動 ／ 停 止 ： Ｌ ３ ／ Ｌ ８
RCIC 停 止 ： 減 圧 と 同 時
低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） 起 動 ＠ 17 分
Ｌ ３ +1 分 ～ ： Ｌ ３ 維 持 の 水 位 制 御
5 時間 1 分後停止
LPCS 起 動 ＠ 減 圧 後
起動：Ｌ３／停止：Ｌ８にて水位制御
LPCS 停 止 ： Ｌ ３ +1 分
再注水開始＠5 時間

動作

PCV ベ ン ト

S/C 圧 力 279KPa 到 達 時 開 始 、 217kPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止
S/C 圧 力 310KPa 到 達 時

RHR1 系 列 -S/C 冷 却

冷 却 開 始 @水 位 高 Ｌ ８ +5 分

代 替 PCV ス プ レ イ

S/C 圧 力 279KPa 到 達 時 開 始 、 217kPa 到 達 時 停 止
24 時 間 5 分 後 停 止
PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ LPCI 注 水 停 止 後 Ｌ ８ +5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止

RHR-PCV ス プ レ イ

RHR-S/C 冷 却

S/C 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

RHR-PCV ス プ レ イ

PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ S/C 圧 力 279kPa 到 達 時
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止

RHR-S/C 冷 却

S/C 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

代 替 RHRS-PCV ス プ レ イ

PCV ス プ レ イ 起 動 ＠ S/C 圧 力 279KPa 到 達 時
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分
PCV 圧 力 13.7kPa 到 達 時 停 止
S/C 冷 却 起 動 ＠ PCV 圧 力 13.7kPa+5 分
停 止 ： Ｌ ３ ／ 起 動 ： Ｌ ８ +5 分

代 替 RHRS-S/C 冷 却

MSIV 閉 鎖 後 は SRV 開 閉
再循環流量制御
原子炉減圧
原子炉注水

代 替 PCV ス プ レ イ

代 替 PCV ス プ レ イ
PCV ベ ン ト

S/C 圧 力 279KPa 到 達 時 開 始 、 217kPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止
S/C 圧 力 310KPa 到 達 時

PCV ベ ン ト

S/C 圧 力 310kPa 到 達 時

代 替 PCV ス プ レ イ

S/C 圧 力 279kPa 到 達 時 開 始 、 217kPa 到 達 時 停 止
S/C 水 位 13.53m 到 達 時 停 止

PCV ベ ン ト

S/C 圧 力 310kPa 到 達 時

RHR事 象 開 始 か ら 17 分 で 冷 却 開 始

RHR(A)-S/C 冷 却
RHR(B)隔 離 操 作 完 了S/C 冷 却 起 動 ＠ 25 分
5 時間

添付 1.5.1-22

別添 2①ボイド反応度
１ ． ボ イ ド 反 応 度 （ ×10 － ４ Δ k／ k ／ ％ ボ イ ド ）
ボイド率
（％）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
0
10
20
30
40
50
60
70

保 守 係 数 ： 1 . 2 5 （ 9 × 9 燃 料 （ Ａ 型 ））②ドップラ係数
２ ． ド ッ プ ラ 反 応 度 （ ×10 － ５ Δ k／ k／ ℃ ）（ 減 速 材 ： ， ボ イ ド 率 ＝ 40 ％ ）
燃料温度
（℃）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
520
750
1000
1250
1500
1750
2000
2250
2500
2750
3000

保 守 係 数 ： 0 . 9 （ 9 × 9 燃 料 （ Ａ 型 ））③ボロン反応度
３．ボロン反応度
サイクル初期
ボ ロ ン 価 値 （ ％ Δ k／ ppm）

④スクラム反応度
４．スクラム反応度（＄）
設計用スクラム曲線（サイクル末期）

挿入割合
0.00
0.05
0.10
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.70
0.80
0.90
1.00

⑤中性子関連６．中性子関連
9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
43

項目
中 性 子 寿 命 （ μ sec）

9×9 燃 料 （ Ａ 型 ） 炉 心
平衡サイクル末期
0.0053

グループ
トータルβ⑥平均／ホッテストチャンネル軸方向（ＳＡＦＥＲ）【ＳＡＦＥＲ】
軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

軸方向出力分布0.53170.75171.03421.27581.38171.36251.22081.04420.845

0.5525

ギャップコンダクタンス
ホット
9×9Ａ
軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Btu/hr-ft2-F

781.561126.44

1571.76

1938.24

2082.962063.88

1847.88

1585.81230.12816.84W/(m2-K)4437.96396.28924.911005.8

11827.6

11719.3

10492.89004.66984.94638.2

添付 1.5.1-23

別添 3①【ＳＣＡＴ】
軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

軸方向出力分布

0.431

0.511

0.596

0.692

0.797

0.912

1.037

1.158

1.253

1.318

軸方向ノード

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

軸方向出力分布

1.363

1.393

1.403

1.378

1.333

1.268

1.193

1.118

1.048

0.972

軸方向ノード

21

22

23

24

25

軸方向出力分布

0.887

0.792

0.672

0.516

0.346

【ＳＣＡＴ】
半径方向出力分布
9×9Ａ 燃 料
規格化
半径
0.00
0.10
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.70
0.80
0.90
1.00

No
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11

相対出力
0.929
0.929
0.930
0.932
0.937
0.944
0.955
0.971
0.991
1.027
1.478

ギャップコンダクタンス【ＳＣＡＴ】
単位換算[Btu/hr-ft2-F]*5.678264

9X9A 燃 料
平均

軸方向一定値

Btu/hr-ft2-F

1900

W/(m2-K)

10788.7

ホットロッド軸方向ノード

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Btu/hr-ft2-F

860.5

989.7

1126.91280.31527.71820.32108.42334.32576.22822.8W/(m2-K)

16028.6

4886.15619.86398.87269.98674.710336.1

11972.1

13254.8

14628.3

軸方向ノード

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

Btu/hr-ft2-F

2990.53058.43081

3024.52879.82633.12418.32261.42131.5

1958.6

W/(m2-K)

14951.4

13731.712840.8

12103.2

11121.4

16980.8

17366.4

17494.7

17173.9

16352.3

軸方向ノード

21

22

23

24

25

Btu/hr-ft2-F

1759.71514.8

1248

997.8

714.6

W/(m2-K)9992.08601.47086.55665.84057.7②【ＲＥＤＹ】
規格化高さ

相対出力

0.000

0.00

0.042

0.44

0.167

0.77

0.292

1.14

0.500

1.46

0.625

1.35

0.708

1.07

0.792

0.94

0.917

0.69

1.000

0.40

サブクール環境計算のための分布

添付 1.5.1-24

別添 4
崩壊熱曲線（原子炉停止機能喪失）
時 間 (s)

崩壊熱割合

0.1

0.064470.2

0.063960.3

0.063490.4

0.06305

0.5

0.062620.6

0.062220.7

0.061830.8

0.061450.9

0.061091

0.0607420.057830.05558

40.0538350.0523960.0511870.0501480.0492290.04841100.0476820

0.0428830

0.0401340

0.0381950

0.0366960

0.0354870

0.0344680

0.0335990

0.03283100

0.03217200

0.02812300

0.02602400

0.0246500

0.02351600

0.02261700

0.02183800

0.02116900

0.020551000

0.020012000

0.016393000

0.014384000

0.01315000

0.01226000

0.011537000

0.011018000

0.010599000

0.01023

10000

0.00993

添付 1.5.1-25

別添 5
崩壊熱曲線（原子炉停止機能喪失以外）
時 間 (s)
崩壊熱割合0.1

0.064450.2

0.063940.3

0.063470.4

0.06303

0.5

0.06260.6

0.06220.7

0.06180.8

0.061430.9

0.061061

0.0607220.05778

30.05557

40.0538250.0523960.05118780.050140.04923

90.04842100.0476920

0.042930

0.04015400.0382250

0.0367360

0.0355170

0.0344980

0.0336290

0.03287100

0.0322200

0.02817300

0.02607400

0.02465500

0.02355600

0.02265700

0.02187800

0.02119900

0.020591000

0.020042000

0.016413000

0.01444000

0.013115000

0.012216000

0.011547000

0.011028000

0.010599000

0.01024

10000

0.009944

20000

0.008262

30000

0.007455

40000

0.006928

50000

0.006542

60000

0.006242

70000

0.006001

80000

0.005802

90000

0.005634

1000000.00549

2000000.004574

3000000.003971

4000000.003565

5000000.003265

6000000.00303

7000000.00284

8000000.002684

9000001000000

0.002554
0.002443

2000000

0.001813000000

0.001495

4000000

0.001294

5000000

0.001157

6000000

0.001052

7000000

0.0009714

8000000

0.0009032

9000000

0.0008464

10000000

0.0007959

添付 1.5.1-26

別添 6

図 1

PLR ポ ン プ 特 性

ポンプ流量／台

回転速度

最大流量運転添付 1.5.1-27

揚程

別添 6

図 2

給水制御ブロック図

添付 1.5.1-28

別添 6

図 3

図 4

添付 1.5.1-29

別添 7
3.00
低圧代替注水系（常設）

原子炉圧力 (MPa[gage])

2.50

2.00

1.50

1.00

0.50

0.00
0

100

200
300
注水流量 (m3/h)

原子炉圧力

注水流量

(MPa[gage])(m ３ ／ h)

2.38
1.00
0.00

0
286
378

添付 1.5.1-30

400

500

別添 8

250

給水温度（℃）

200
150
100
50
0
0

200

400
600
時間（sec）
図 1

給水温度時間変化

添付 1.5.1-31

800

1000

別添 9

添付 1.5.1-32

添付資料 1.5.2
コ メ ン ト No.171-25 に 対 す る 回 答

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について

重大事故等対策の有効性評価において，ＬＯＣＡ事象を想定するシーケンスの破断位置及び口径の設定の考え方については，以下のとおり。

1．

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(1)

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

ａ．破断位置燃 料 被 覆 管 破 裂 が 発 生 し な い 範 囲 の 破 断 面 積 （ 約 3.7cm ２ ） を
考 慮 し ，気 相 部 配 管 ，シ ュ ラ ウ ド 外 の 液 相 部 配 管 及 び シ ュ ラ ウ ド
内 の 液 相 部 配 管 の 各 配 管（ 第 1 表 ）に つ い て ，流 出 量 の 観 点 か ら
最も低い位置に存在する配管で破断が発生した場合の感度解析を実施した。
そ の 結 果 ，第 2 表 に 示 す と お り ，燃 料 被 覆 管 温 度 が 最 も 高 く な
る 再 循 環 配 管 を「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」で 想 定 す る 破 断 位 置として選定した。

添付 1.5.2-1

第 1表

原 子 炉 圧 力 容 器 に 接 続 す る 配 管 （ 計 装 配 管 を 除 く 。）

第 2表

破断位置の感度解析結果

破断位置

破断面積

①気相部配管（主蒸気配管）②シュラウド外の液相部配管（再循環配管）③シュラウド内の液相部配管（原子炉圧力容器底部ドレン配管）

約 3. 7 ㎝ ２

燃料被覆管
最高温度
338 ℃

燃料被覆管の酸化量
約 0. 1％626 ℃

約 0. 1％617 ℃

約 0. 1％ｂ．破断面積炉 心 損 傷 防 止 対 策 の 有 効 性 を 確 認 す る 上 で ，「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水
機 能 喪 失 」 の 事 象 進 展 の 特 徴 を 代 表 で き る 破 断 面 積 約 3.7cm ２（ 0.004ft ２ ） を 設 定 し た 。

添付 1.5.2-2

破 断 面 積 が 大 き く ，炉 心 損 傷（ 燃 料 被 覆 管 破 裂 を 含 む 。）に 至る 場 合 に つ い て は ，「 3.1雰 囲 気 圧 力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格

納容器過圧・過温破損）」にて確認する。
な お ，第 3 表 に 示 す と お り ，破 断 面 積 の 感 度 解 析 の 結 果 ，再 循
環 配 管（ シ ュ ラ ウ ド 外 の 液 相 部 配 管 ）の 破 断 に つ い て ，燃 料 被 覆
管 破 裂 が 発 生 し な い 破 断 面 積 の 限 界 は ， 約 9.5cm ２ と な っ た 。
ま た ，主 蒸 気 配 管（ 気 相 部 配 管 ）及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 ド レ
ン 配 管（ シ ュ ラ ウ ド 内 の 液 相 部 配 管 ）に つ い て は ，燃 料 被 覆 管 破
裂 が 発 生 し な い 破 断 面 積 の 限 界 は ， そ れ ぞ れ 約 224cm ２ 及 び 約
9.2cm ２ と な っ た 。

第 3表
破断位置
①気相部配管
（主蒸気配管）②シュラウド外の液相部配管（再循環配管）③シュラウド内の液相部配管（原子炉圧力容器
底部ドレン配管）(2)

破断面積の感度解析結果

破断面積

燃料被覆管
最高温度

燃料被覆管の酸化量

破裂の有無

約 22 4 ㎝ ２

約 88 7℃

約 0. 6％

無約 22 5 ㎝ ２

約 90 6℃

約 1. 0％有

約 9. 5 ㎝ ２

約 84 2℃

約 0. 7％

無約 9. 6 ㎝ ２

約 86 2℃

約 1. 4％

有約 9. 2 ㎝ ２約 84 6℃

約 0. 7％

無約 9. 3 ㎝ ２

約 85 3℃

約 1. 4％

有格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

ａ．漏えい位置事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ「 格 納 容 器 バ イ パ ス（ イ ン タ ー フ ェ イ
ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ）」（ 以 下 「 Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 」 と い う 。） で は ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ と 接 続 さ れ る 系 統 に お い て ，高 圧 設

添付 1.5.2-3

計部分と低圧設計部分を分離する隔離弁の誤開等により低圧設
計 部 分 が 過 圧 さ れ ，格 納 容 器 外 で の 原 子 炉 冷 却 材 の 漏 え い が 発 生することを想定する。
東 海 第 二 発 電 所 の 主 要 系 統 の う ち ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ
リから格納容器外に接続する配管は以下のとおりである。
・給水系注入配管
・高圧炉心スプレイ系注入配管
・原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ配管
・原子炉隔離時冷却系蒸気供給配管
・低圧炉心スプレイ系注入配管
・残留熱除去系原子炉注入配管
・残留熱除去系原子炉圧力容器頂部スプレイ配管
・残留熱除去系停止時冷却モード吸込配管・残留熱除去系停止時冷却モード原子炉圧力容器戻り配管
・制御棒駆動水圧系制御棒挿入側配管
・制御棒駆動水圧系制御棒引抜側配管
・ほう酸水注入系注入配管
・原子炉冷却材浄化系入口配管
・主蒸気系配管
・原子炉圧力容器計装系計装配管
・試料採取系サンプリング配管

こ れ ら の 系 統 の う ち ，原 子 炉 圧 力 容 器 接 続 部 の 配 管 口 径 が 小 さ
くＩＳＬＯＣＡの発生を想定した場合でもその影響が軽微である制御棒駆動水圧系並びに高圧バウンダリのみで構成される計添付 1.5.2-4

装 系 配 管 及 び 主 蒸 気 系 配 管 は 除 外 す る 。ま た ，発 生 頻 度 の 観 点 から低圧設計部が 4 弁以上の弁或いは 3 弁以上の弁及び高圧設計の
ポ ン プ で 隔 離 さ れ て い る 給 水 系 ，残 留 熱 除 去 系 原 子 炉 圧 力 容 器 頂部 ス プ レ イ 配 管 及 び ほ う 酸 水 注 入 系 配 管 は 除 外 す る 。さ ら に ，通常運転中に隔離弁の開閉試験を実施しない残留熱除去系停止時
冷 却 モ ー ド 配 管 に つ い て は ，隔 離 弁 2 弁 の 内 部 リ ー ク に よ り Ｉ Ｓ
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ が 発 生 す る 場 合 が あ る が ，弁 間 差 圧 等 に よ り 1 弁 の 内 部
リークが発生した時点で容易に認知可能と考えられることから対象外とする。
したがって，以下の配管が評価対象として選定される。
・高圧炉心スプレイ系注入配管
・原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ配管
・低圧炉心スプレイ系注入配管
・残留熱除去系原子炉注入配管（Ａ系，Ｂ系）
・残留熱除去系原子炉注入配管（Ｃ系）

上 記 配 管 の う ち ，Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 発 生 時 の 過 圧 範 囲 に お い て 最 も
大 き な シ ー ル 構 造 で あ り ，主 要 な 漏 え い 源 と な り 得 る 熱 交 換 器 の
水 室 フ ラ ン ジ 部 を 有 す る 残 留 熱 除 去 系 原 子 炉 注 入 配 管（ Ａ 系 ，Ｂ
系 ）の 構 造 健 全 性 評 価 の 結 果 ，Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ が 発 生 す る 可 能 性 が
最 も 高 い 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 フ ラ ン ジ を「 Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 」で 想定する漏えい位置として選定した。

ｂ．漏えい面積
構 造 健 全 性 評 価 の 結 果 を 踏 ま え ，漏 え い 面 積 21cm ２ を 設 定 し た 。
添付 1.5.2-5

2． 重 大 事 故(1)

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温）
ａ．破断位置
破断位置は以下の理由から再循環ポンプ吸込配管を想定してい る 。 （ 第 1図 参 照 ）(a)

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 事 象 は ，破 断 面 積 が 大 き い ほ ど 原 子 炉 水 位 低 下 及 び
炉 心 溶 融 ま で の 事 故 進 展 が 早 く ，格 納 容 器 破 損 防 止 対 策 を 講
じ る た め の 余 裕 時 間 が 厳 し く な る た め ，配 管 面 積 が 大 き い ものを選定する。（第 1 表参照）
な お ，気 相 部 配 管 の 破 断 及 び 液 相 部 配 管（ シ ュ ラ ウ ド 内 及 び
シ ュ ラ ウ ド 外 ）の 破 断 を 原 子 炉 水 位 低 下 及 び 炉 心 溶 融 ま で の時 間 で 比 較 し た 場 合 ，液 相 部 配 管 の 破 断 の 方 が 厳 し い こ と から ，配 管 位 置 が 低 く ，配 管 面 積 が 大 き い 再 循 環 配 管（ 出 口 ノズル）を想定する。

(b)

ま た ，再 循 環 ポ ン プ 吐 出 側 で の 破 断 を 想 定 し た 場 合 ，破 断 口の 上 流 に は 再 循 環 ポ ン プ が あ る た め ，破 断 面 積 と し て は ，再
循 環 配 管 1 本 よ り 小 さ く な り ，破 断 流 量 は 吸 込 側 破 断 よ り 少なくなる。そのため，再循環ポンプ吸込配管を想定する。

(c)

な お ，大 口 径 配 管 で は な い が ，再 循 環 出 口 ノ ズ ル よ り 下 部 に
位 置 す る 原 子 炉 圧 力 容 器 下 部 の ド レ ン 配 管 が あ り ，炉 心 冠 水
後も継続して原子炉圧力容器から格納容器内への流出が継続 し ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 水 位 上 昇 を 早 め る こ と と なる。本影響については，ｃ．において述べる。

添付 1.5.2-6

原子炉圧力容器
主蒸気配管
炉心

再循環系配管

第 1図

再循環ポンプ吸込み側配管破断の概要

ｂ．破断面積破 断 面 積 を 大 き く す る と ，原 子 炉 か ら の 冷 却 材 漏 え い 量 が 多 く
な り ，格 納 容 器 へ の エ ネ ル ギ 放 出 量 が 多 く な る こ と か ら ，再 循 環
ポ ン プ 吸 込 配 管 の 両 端 破 断 （ 0.24m ２ ） を 想 定 す る 。

ｃ．原子炉圧力容器下部ドレン配管からのＬＯＣＡについて
格 納 容 器 破 損 モ ー ド「 雰 囲 気 圧 力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納
容 器 過 圧 ・ 過 温 破 損 ）」に お け る 起 因 事 象 は ，原 子 炉 内 の 保 有 水
量 の 減 少 及 び 炉 心 の ヒ ー ト ア ッ プ を 厳 し く 見 積 も る 観 点 か ら ，原
子炉再循環ポンプ配管の両端破断を選定した。
一 方 ，原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ 配 管 の よ う な 大 口 径 配 管 は 存 在 し な
い が ，炉 心 位 置 よ り も 下 部 に 存 在 す る 配 管 も あ る 。こ の よ う な 配
管は原子炉圧力容器内の保有水量及び炉心のヒートアップの観
点 か ら は 厳 し く な い が ，炉 心 冠 水 過 程 に お い て ，破 断 箇 所 か ら 漏
え い し た 冷 却 材 は ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）へ 流 入 し 続 け るため，当該配管が破断した場合についても考慮する必要がある。
添付 1.5.2-7

し か し な が ら ，全 般 的 に 静 的 な 過 圧 ・過 温 と い う 観 点 で は ，今 回選定した原子炉再循環ポンプ配管の両端破断のシナリオより格納 容 器 圧 力・温 度 は 緩 慢 に 推 移 す る た め ，原 子 炉 圧 力 容 器 下 部 ド
レ ン 配 管 の 破 断 は ，雰 囲 気 圧 力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器
過 圧・過 温 ）と し て 想 定 し た 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ 配 管 の 両 端 破 断
シナリオに包絡される事象となる。

添付 1.5.2-8

添付資料 1.5.3
使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件について

1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
定期検査時において，多くの場合はプールゲートが開放され，使用済燃料プールは原子炉ウェル，Ｄ／Ｓピット，キャスクピットとつながっているが，有効性評価においてはプールゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水分離機器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

使用済燃料プール

ドライヤ
気水分離器
貯
D /蔵
S プ
ピー
ッル
ト

使用済燃料
原子炉ウェルキャスクピット

第 1図

2.

●
評価点

使用済制御棒

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について
想定事故１では，原子炉建屋 6 階における作業は必要ないが，原子炉建屋 6 階において作業することを考慮した。また，想定事故１における遮蔽が維持されているとする基準線量率は，緊急作業時の被ばく
限 度 （ 100mSv） か ら 十 分 余 裕 の あ る 10mSv／ h と し た 。

添付 1.5.3-1

第 2 図 よ り 必 要 な 遮 蔽 水 位 は 約 6.4m と な り ，通 常 水 位 か ら 約 0.9m ※低下した水位である。
※：放射線の遮蔽の維持のために必要な水位の算出方法については
添 付 資 料 4.1.2 に 示 す 。

通 常 水 位 （ NW L）
約 0.9m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）約 6.4m
制御棒ハンガ約 7.26 m

燃料有効長頂部
燃料集合体

約 4.25 m

制御棒ラック

第 2図3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積を第 1 表に示す。

通 常 水 位 （ NW L）① 約 0. 9m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）約 7.26 m② 約 6. 4m
制御棒ハンガ

燃料有効長頂部
燃料集合体③ 約 4. 25m

制御棒ラック

第 3図

東海第二発電所

使用済燃料プールの構造高さ

添付 1.5.3-2

第 1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目

断 面 積 [m ３ ]

容 積 [m ３ ]

①

約 116

約 100

②

約 116

約 737

③

約 83

約 352

合計

約 1,189

第 3 図に示す各領域①～③の保有水の容積は，使用済燃料プール容
積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積については，① の 領 域 で は 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 寸 法 よ り 求 め た 断 面 積 を 使 用 し ，② ，③の領域では求めた各領域の容積から高さを除して求めた。なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面にあるため，保有水量に対する水位の低下という観点で保守的な評価となっている。

4.

想定事故１における時間余裕
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊

熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を厳しく評価するため，使用済燃料プールの初期水温は ， 運 転 上 許 容 さ れ る 65℃ と す る 。 ま た ， 発 生 す る 崩 壊 熱 は 全 て 水 温
上昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。
さらに，注水時においては顕熱を考慮せず注水流量から崩壊熱相当の蒸発量を差し引いた分の水が注水されることを想定した。

添付 1.5.3-3

(1)算定方法，算定条件
ａ ． 冷 却 機 能 停 止 か ら 沸 騰 （ プ ー ル 水 100℃ 到 達 ） ま で の 時 間沸騰までの時間 [ h ]＝100 [ ℃ ]－65[ ℃ ]水の比熱 [ kJ ／ kg ／℃ ]※１

使用済燃料プールの水 量 [ m３ ] 水の密度 [ kg ／ m３ ]※２

燃料の崩壊熱 [ MW ] 10３

3600

ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
１時間あたりの沸騰に よる蒸発量 [ m３／ h ]＝水位低下時間 [ h ]＝燃料の崩壊熱 [ MW ] 10３
３ ※２

蒸発潜熱 [ kJ ／ kg ]※３

水の密度 [ kg ／ m ]通常水位から燃料有効 長頂部までの水量 [ m３ ] 水の密度 [ kg ／ m３ ]※２
３

燃料の崩壊熱 [ MW ] 103600

蒸発潜熱 [ kJ ／ kg ]※３3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度[ m／h ]＝通常水位から燃料有効長頂部までの高低差[ m]
通常水位から燃料有効長頂部まで水位低下にかかる時間[ h ]使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少な
いため，使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料プール上部では水位低下速度は遅い。燃料有効長頂部に水位が到達するまでの時間評価では，保守的に一律の水位低下速度を想定する。

上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１[kJ／kg／℃]
4.185
蒸発潜熱※３[kJ／kg]2256.47

使用済燃料プールの水量[m３]1,189.9

水の密度※２[kg／m３]958

燃料の崩壊熱[MW]
9.058

通常水位から燃料有効長 通常水位から燃料有効長 通常水位から約 0.9m
頂部までの水量[m３]頂部までの高低差[m]までの水量[m３]
837.6
7.26
100

※ １ ： 65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 比 熱 の う ち ， 最 小 と な る 65℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※ ２：65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※ ３：100℃ の 飽 和 水 の エ ン タ ル ピ と 100℃ 飽 和 蒸 気 の エ ン タ ル ピ の 差 よ り 算 出（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）なお，ａ．～ｃ．の算出においては以下の保守的な仮定と非保守的
添付 1.5.3-4

な仮定があるが，使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，総合的に保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡易的な評価とするため，プール水は全て均一の温度と仮定し，
プ ー ル の 全 体 が 100℃ に 到 達 し た 時 間 を 沸 騰 開 始 と し て い る 。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評価の仮定による影響は無視できる程度だと考える。

(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間[h]
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量[m３／h]
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.9m 低下するまでの時間[h]燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間[h]使用済燃料プール水位の低下速度[m／h]

算定結果
約 5.1
約 15.1
約 11.7
約 60.6
約 0.13

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ， 約 5.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ， 蒸
発 に よ り 水 位 低 下 が 始 ま る 。 こ の 時 の 蒸 発 量 は 約 15.1m ３ ／ h で あ る 。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低
水 位 （ 通 常 水 位 よ り 約 0.9m 下 ） ま で 低 下 す る の は 約 11.7 時 間 後 で あり，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。
＜参考＞
有効性評価では崩壊熱が厳しい定検中に全炉心燃料が取り出される想添付 1.5.3-5

定であり，通常運転中の想定は以下のとおりとなる。
使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使用
済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 22.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，そ の 後 使
用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（通常水位
よ り 約 0.9m 下 ） ま で 低 下 す る の は 約 50.7 時 間 後 と な る 。 こ の よ う に 原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃料プールに比べてさらに長い時間余裕がある。
項目
燃料の崩壊熱[MW]
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間[h]
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量[m３／h]
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.9m 低下するまでの時間[h]燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間[h]使用済燃料プール水位の低下速度[m／h]算定結果
約 2.095
約 22.1
約 3.5
約 50.7
約 262.1
約 0.03５．燃料取出スキーム
使用済燃料プール
貯蔵燃料
9 サイクル冷却燃料
8 サイクル冷却燃料
7 サイクル冷却燃料
6 サイクル冷却燃料
5 サイクル冷却燃料
4 サイクル冷却燃料
3 サイクル冷却燃料
2 サイクル冷却燃料
1 サイクル冷却燃料
定検時取出燃料
合計

冷却期間

燃料体数

9×(13 か 月 +30 日 )+9 日
142 体
8×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
7×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
6×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
5×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
4×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
3×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
2×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
1×(13 か 月 +30 日 )+9 日
168 体
9日
764 体
－
2,250 体取出平均燃焼度[GWd/t]
45
45
45
45
45
45
45
45
45
33
－

崩壊熱
[MW]
0.045
0.056
0.059
0.065
0.073
0.086
0.112
0.165
0.293
8.104
9.058

注 １ ： 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 燃 料 保 管 容 量 2,250 体 の 燃 料 が 貯 蔵 さ れ て い る も の と す る 。
注２：炉心燃料の取出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止
後 9 日 を 採 用 す る 。原 子 炉 停 止 後 9 日 と は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。
通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から 徐 々 に 低 下 さ せ る が ，崩 壊 熱 評 価 は ス ク ラ ム の よ う な 瞬 時 に 出 力 を 低 下 さ せ る 保
守的な計算条件となっている。

添付 1.5.3-6

6.

使用済燃料の計算条件
使用済燃料プール内のラックに全てに使用済燃料が貯蔵された状態を仮定し，その時の使用済燃料を線源とする。
計算条件を以下に示す。

○線源形状：使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が満たされた状態○線量材質：使用済燃料及び水を考慮（密度／ cm ３ ）○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，エネルギ 4 群（文献値※１ベース）とする。
※ １ ： Blizard E. P. and Abbott L. S., cd., “ REACTOR HANDBOOK.
2nd cd. Vol. Ⅲ Part B, SHIELDING” , INTERSCIENCE
PUBLISHERS, New York, London, 1962
○線源強度は，以下の条件でＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを使用して算出した。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間 （ 無 限 時 間 を 想 定 ）・原子炉停止後の期間：停止後 9 日（実績を考慮した値を設定）
・燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力：4.31MW／ 体（ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ Ａ 型 ）・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 7.179E+04cm ３ （ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ Ａ 型 ）○計算モデル：直方体線源
線量率計算はＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 4 図に示す。また，使用した線源強度を第 2 表に示す。

添付 1.5.3-7

第 2表使用済燃料の線源強度1

ガンマ線エネルギ（ MeV）
1.0

燃料線源強度（ cm － ３ ・ s － １ ）4.4×10 １ １2

2.0

7.5×10 １ ０3

3.0

1.3×10 ９4

4.0

2.7×10 ７

群

5.2×10 １ １

合計

添付 1.5.3-9

7.

制御棒・破損燃料貯蔵ラックの計算条件
使用済燃料プール内の制御棒・破損燃料貯蔵ラック（以下「制御棒貯 蔵 ラ ッ ク 」と い う 。）の 使 用 済 制 御 棒 を 線 源 と す る 計 算 条 件 を 以 下 に示す。

○線源形状：制御棒貯蔵ラックの制御棒用スペースが全て満たされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※ ： 65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ：計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ
ＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済制
御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックスは，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射期間につい て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt） を 炉 心 中 央 の 平
均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 と し た （ 約 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ラックには冷却期間が異なる使用済制御棒が貯蔵されていることを想定し，制御棒貯蔵ラックに保管されている使用済制御
棒の平均線源強度を式①により算出した。
・ 平均線量強度＝

制御棒タイプ・冷却期 間別の線源強度
制御棒タイプ・冷却期 間別の保管本数
全貯蔵本数

･･･①

制 御 棒 の タ イ プ は Ｂ ４ Ｃ 型 ， 冷 却 期 間 は 0～ 1 サ イ ク ル の 2 種 類 ， 全
貯 蔵 本 数 は 24 本 と し た 。
○計算モデル：直方体線源

添付 1.5.3-10

線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ -Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ 2Ｒ コ ー ド を 用 い て お り ， そ の 評 価 モ
デルを第 5 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 3 表に示す。

添付 1.5.3-11

第 5図

制御棒貯蔵ラックの線量率計算モデル

添付 1.5.3-12

第 3表

制御棒貯蔵ラック内の使用済制御棒の線源強度

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10－２2

2.50×10－２

1.8×10５

1.1×10６

5.1×10６3

3.75×10－２

1.3×10５

8.8×10５

1.1×10７4

5.75×10－２

1.5×10５

9.0×10５

8.9×10８5

8.50×10－２

9.1×10４

5.1×10５

8.3×10７6

1.25×10－１

1.7×10５

1.3×10６

1.8×10８7

2.25×10－１

1.8×10５

1.3×10６

2.6×10８8

3.75×10－１

9.7×10６

2.6×10８

5.9×10８9

5.75×10－１

3.4×10７

1.6×10８

2.7×10８10

8.50×10－１

1.2×10８8.4×10８

1.6×10９11

1.25×10０

7.9×10７

6.9×10８

5.5×10９12

1.75×10０

6.3×10５

2.9×10６

5.0×10６13

2.25×10０

4.2×10４

3.7×10３

2.4×10４14

2.75×10０

9.9×10０

1.1×10１

7.5×10１15

3.50×10０

5.9×10－３

2.1×10－１０

1.0×10－９

16

5.00×10０

6.1×10－５

2.2×10－１２

1.1×10－１１

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

2.8×10８

2.4×10９

1.1×10１０

群

合計

制御棒上部
制御棒中間部
制御棒下部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm－３・s－１） （cm－３・s－１） （cm－３・s－１）
3.6×10７
4.9×10８
1.3×10９

添付 1.5.3-13

8.

制御棒貯蔵ハンガの計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
○線源形状：制御棒貯蔵ハンガの全てに制御棒が吊るされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ）65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ：計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ
ＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済制
御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックスは，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射期間につい て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｈ ｆ 型 ： 4snvt， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt）
を炉心中央の平均熱中性子フラックスで除した値とした（Ｈｆ型：
約 1,160 日 ， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 約 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ハンガには，タイプ別でかつ冷却期間の異なる使用済制
御棒が混在して貯蔵されていることを想定し，貯蔵使用済制御棒全体の放射能を保存して平均した線源強度を式②により算出した。
・ 平均線量強度＝

制御棒タイプ・冷却期 間別の線源強度 制御棒タイプ・冷却期 間別の保管本数
全貯蔵本数

･･･②

制 御 棒 の タ イ プ は Ｈ ｆ ，Ｂ ４ Ｃ の 2 タ イ プ ，冷 却 期 間 は 0～ 10 サ イ ク
ル の 11 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 156 本 と し た 。
○計算モデル：直方体線源

添付 1.5.3-14

線量率計算はＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 6 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 4 表に
示す。

第 6図

使用済制御棒ハンガの線量率計算モデル

添付 1.5.3-15

第 4表

制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒の線源強度

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10－２2

2.50×10－２

1.3×10４

8.7×10４

5.3×10５3

3.75×10－２

7.1×10３

5.0×10４

3.1×10５4

5.75×10－２

8.0×10３

5.6×10４

1.7×10６

58.50×10－２

3.2×10３2.2×10４

2.6×10５

6

1.25×10－１

1.2×10３

8.6×10３

3.3×10５

7

2.25×10－１

4.5×10２

3.1×10３

4.1×10５8

3.75×10－１

1.2×10３

8.6×10３

5.3×10４95.75×10－１

6.5×10３

3.0×10４

5.3×10４10

8.50×10－１

2.5×10４

7.3×10６

1.5×10７11

1.25×10０

3.5×10７

2.4×10８

1.5×10９12

1.75×10０

1.2×10２

5.5×10２

9.7×10２13

2.25×10０

1.8×10２

1.3×10３

7.8×10３14

2.75×10０

5.7×10－１

3.9×10０

2.4×10１15

3.50×10０

4.1×10－１６

1.9×10－１５

2.7×10－１５16

5.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

3.5×10７

2.5×10８

1.5×10９

群

合計

制御棒上部
制御棒中間部
制御棒下部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm－３・s－１） （cm－３・s－１） （cm－３・s－１）
8.0×10４
1.5×10６
5.5×10６

添付 1.5.3-16

○使用済制御棒の冠水時及び露出時の線量率計算モデルについて使用済制御棒は次に示すようにステンレスの使用済制御棒ハンガにハンドル部を通して格納されている。評価ではこの構造材を含めた使用済
制 御 棒 設 置 個 所 を 直 方 体 の 線 源 と し て モ デ ル 化 し て い る （ 第 7 図 ）。
遮蔽計算をする際，線源材にも密度を設定することで自己遮蔽等の計算を行う。本評価では制御棒が①冠水時，②一部露出時，③露出時のいずれにおいても遮蔽性能の低い水として計算している。
こちらは③露出時において，制御棒間等は気中であるが，制御棒は水より密度の大きいステンレスやＢ４Ｃ（又はＨｆ）等で構成されている
こと，線源以外にも使用済制御棒ハンガのような構造材があることから十分保守的なモデルとなっている。
①冠水時，②一部露出時の状態においては使用済制御棒等の遮蔽効果に加えて，制御棒間の隙間等，気中であった箇所に水が入るため，遮蔽効果はさらに高まるが，評価においては③露出時と同様，水と設定して評価をすることでさらに保守的なモデルとなっている。
評価結果において，水位低下により使用済制御棒露出が開始した際の現場の線量率と，完全に露出した後の現場の線量率にあまり差異がない
ことは，評価で上記に示すとおり①冠水時と③露出時を等しく，線源が水 と し て 計 算 し て い る た め で あ る （ 第 8 図 ）。

＜参考＞
一 例 と し て Ｃ ｏ ６ ０ を 線 源 と し た と き の 1／ 10 価 層 は 水 で あ る と 約
70cm で あ る の に 対 し て ， 鉄 （ 密 度 ： 7.87kg／ cm ３ ） で あ る と 約 7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。

添付 1.5.3-17

第 7図

使用済燃料プール概要図

添付 1.5.3-18

①冠水時
遮蔽の効果は水などの触媒の通過距離等を，散乱線は触媒の材質によるビルドアップ係
数でその影響を考慮する。

②一部露出時③露出時

第 8図

冠水時及び露出時の線量率計算モデル

添付 1.5.3-19

9.

線量率の評価線量率は，ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いて計算している。
一般的に点減衰核積分法では，線源領域を細分化し点線源で近似を行い，各点線源から計算点までの媒質の通過距離から非散乱ガンマ線束を求める。これにビルドアップ係数をかけ，線源領域全空間で積分した後，線量率換算係数をかけることで計算点での線量率を求める。
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードでは，式③を用い，線量率を計算している。図 3 にＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体系を示す。
・ D j＝

F j･
i

S ij

･e
2

4･ ･Rijk･t kk･Bij ･･･③

ｊ ： エ ネ ル ギ 群 番 号 （ 18 群 ）ｉ：線源点番号ｋ：領域番号（遮蔽領域）
Ｆ j： 線 量 率 換 算 係 数
Ｓ i j：ｉ 番 目 の 線 源 点 で 代 表 さ れ る 領 域 の 体 積 で 重 み づ け さ れ た エ ネ
ルギｊ群の点線源強度
Ｒ i： ｉ 番 目 の 線 源 点 と 計 算 点 の 距 離
Ｂ ij： ビ ル ド ア ッ プ 係 数
μ jk： 領 域 ｋ に お け る エ ネ ル ギ ｊ 群 の ガ ン マ 線 に 対 す る 線 吸 収 係 数
ｔ k： 領 域 ｋ を ガ ン マ 線 が 透 過 す る 距 離
これにより求まったエネルギ第ｊ群の線量率Ｄj から，全ての線源エ
ネルギ群について加えることによって全線量率を計算している。

添付 1.5.3-20

第 9図

ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体

10. 線 量 率 を 求 め る 際 の 評 価 点 と 放 射 線 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 に つ い て(1)

線量率を求める際の評価点
線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，制御棒ハンガ

真上のオペフロ床面高さとした。なお，評価では第 4 図及び 5 図の線量率計算モデルに示すようにプール筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。
(2)

放射線の遮蔽が維持される水位想定事故１では，原子炉建屋最上階での作業は不要であるため，被ばくの評価で照射時間を想定することは困難であるが，仮に使用済燃料プールの近傍にある補給水系の手動弁の操作であっても長時間の作業とならない。そこで想定事故１の線量率は，緊急作業時の被 ば く 限 度 （ 100mSv） か ら 十 分 余 裕 の あ る 値 で あ り ， か つ 定 期 検 査
作 業 で の 原 子 炉 建 屋 最 上 階 に お け る 現 場 作 業 の 実 績 値 （ 3.5mSv／ h（東海第二発電所

平 成 28 年 8 月

蒸気乾燥器及び気水分離器取り

外 し 作 業 の 例 ）） を 考 慮 し て 10mSv／ h と し た 。
必 要 な 遮 蔽 水 位 は 第 10 図 よ り 東 海 第 二 発 電 所 に お い て 約 6.4m とな り ， 開 始 水 位 か ら 約 0.9m 低 下 し た 水 位 で あ る 。

添付 1.5.3-21

1.0E+07

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

1.0E-03

第 10 図放射線の遮蔽が維持される水位

添付 1.5.3-22

添付資料 1.7.1
コ メ ン ト No.274-04 に 対 す る 回 答

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー
解析条件（操作条件）の不確かさ

解析コードにおける重要現象の不確かさ

解析条件（操作条件）

解析条件（初期条件，事故条
件 及 び 機 器 条 件 ）の 不 確 か さ

訓練実績等
比較
※１

6 因子に分解した要因分析※１

運転員等操作時間に与える影響

操作の不確かさの要因を以下の 6 因子に分解して運転員
等操作時間に与える影響を分析
・認知
・要員配置
・移動
・操作所要時間・他 の 並 列 操 作 有 無・操作の確実さ評価項目となるパラメータに与える影響操作遅れ等を考慮した時間余裕の把握
評価項目となるパラメータに対して余裕が大きくなる方向か？※２

Yes

Yes
No

操 作 時 間 余 裕 は 概 ね
１時間以上か？

定性的な考察により影響を確認する

定 量 的 な 方 法 に よ り
影 響 が 無 い こ と を 容易に判断できるか？※

Yes
No

２

No

解 析 結 果 等 を 用 い て ，影響の程度を確認する

解 析 条 件 の う ち 操 作
条件か？

定 量 的 な 方 法 に よ り
影 響 が な い こ と を 容易に判断できるか？

Yes

No
No
感度解析により影響
を確認する

※２

定性的な考察により影響を確認するYes

解 析 結 果 等 を 用 い て ，影響の程度を確認する

操作開始時間の遅れを考慮した条件を設定し感度解析を実施

評価項目となるパラメータに対する影響評価の考え方

解析コードにおける重要現象の不確かさの場合①真値が解析結果に包含されるもの⇒定性的に影響がないことを確認

解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさの場合①最確条件※３が解析条件に包含される①解析上の操作時間の余裕があるもの
もの⇒定性的に影響がないことを確認⇒定性的に影響がないことを確認
解析条件

解析結果

※３プラントパラメー
タの最確条件には実測値（実績値）を，機器の最確条件には設計値
を用いる

最確条件
真値

②真値が解析結果に包含されないもの⇒定量的に影響を確認又は感度解析にて影響を確認

解析条件（操作条件）の不確
かさの場合

解析上の
操作時間

実際の操作時間②最確条件が解析条件に対して正負の ②解析上の操作時間の余裕がないもの
値をとるもの⇒定量的に影響を確認又は感度解析⇒厳しい側において定量的に影響を確
にて影響を確認
認又は感度解析にて影響を確認

真値

実際の操作時間
解析条件
実績値

解析結果

解析上の操作時間

添付 1.7.1－1

2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.1.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再
閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及び⑥「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）の発生後，高圧及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，
2.1-1

重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧又は低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故
シーケンスグループに対しては，代表として低圧注水機能に対する重大事
故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉減圧後に低圧の注
水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.1-1 図に，対応手順の概要を第 2.1-2
図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.1-1 表に示す。
2.1-2

本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生後 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行
うための招集要員 2 名，現場手動による格納容器ベント操作を行うための招集要員 3 名である。必要な要員と作業項目について第 2.1-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等であ
る。
2.1-3

ｃ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｄ．高圧・低圧注水機能の回復操作対応可能な要員にて高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作を実施する。
ｅ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
低圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力計等である。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格2.1-4

納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作
低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後は，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）である。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常数位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
2.1-5

ｉ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。サ
プレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
ｊ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位計である。
ｋ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
ｌ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により
2.1-6

継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に
行う。

2.1.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣ
2.1-7

ＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.1-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとす
2.1-8

る。
(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当
たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m３ ／h，注水圧力：0〜2.38MPa[dif] ※ ）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉
水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
2.1-9

し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
(f)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水操作）は，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない
高圧代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧
電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動
準備及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール
水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器
2.1-10内の保有水量の推移を第 2.1-4 図から第 2.1-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生
位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.1-9 図から第 2.1-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.1-15 図から第 2.1-18 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ
ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みる
が，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の約 25 分後に，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施することで，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位
2.1-11

は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下し低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，上記の挙動に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5ｍ到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，
事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
2.1-12

真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.1-9 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 35 分後に最高温度の約 338℃に到達
コメント No.181-18 に対する回答

するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下にとどまることから，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.1-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.1-15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.1-16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダ
リにかかる温度は，評価項目の限界温度（200℃）を下回る。
2.1-13

第 2.1-5 図に示すように，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.1-15 図及び第 2.1-16 図に示すように，事象発生の約
28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
（添付資料 2.1.1）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱実施時の敷地境界での実効線量は，格納容器除熱開始までの時間が本事象より短く，格納容器内での放射性物質の減衰効果が少ない「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，高圧・低圧注水機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧代替注水系（常設）の起動後に原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納容器圧力及び雰囲気
2.1-14

温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作），代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員
等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響
2.1-15

はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰
囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余
2.1-16

裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータ対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.1-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
2.1-17

保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等
操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部
2.1-18

電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，低圧代替注水系（常設）の起動準備操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に
2.1-19対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリッ
プ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.1.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始
時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含め
2.1-20

て設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よ
2.1-21

りも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧
力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.1.2）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認
2.1-22

し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）については，同様に高圧・低圧注水機能が喪失し，原子炉減圧操作も 25 分であることから事象進展が同等となる「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足する。
また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，格納容器ベント時の敷地境
界線量も約 4.4mSv となり 5mSv を下回るが，この場合には格納容器雰囲気
放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後のマネジメントに移行するため，重大事故での対策の範囲となる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 14 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，スプレイを実施しない場合，格納容器
圧力が 310kPa[gage]に到達してから，格納容器限界圧力 620kPa[gage]に到達するまで 11 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.2，2.6.5）
2.1-23(4)まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において重大事故等対策に必要な要員は，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 17名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な招集要員は 5 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で確保可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
2.1-24

冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮す
ると，合計約 5,350m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ 及び淡水貯水池に約 5,000m ３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。
ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.1.3）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有してい2.1-25

ることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.1.4）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの，電源供給を考慮する負荷については約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.1.5）

2.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」では，高圧・低圧注
水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対す
る炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
2.1-26

について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止
対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対して有効である。

2.1-27

第 2.1-1 表
操作及び確認

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

・原子炉スクラムを確認する。

高圧注水機能喪失の確認

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設
備（代替原子炉再設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 循 環 ポ ン プ ト リ
ップ機能）
自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を 高圧代替注水系
起動する。

了

原子炉スクラムの確認

2.1-282.1-28高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の確認

・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起動操
作失敗後，一連の操作として低圧炉心スプレイ
系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認
する。

−

−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 高圧 炉心ス プ レイ 系系統 流
量計】【 原子 炉隔離 時 冷却 系系統 流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）

−

−

【

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）
高圧代替注水系系統流量計【 低 圧炉 心ス プレイ 系ポンプ
吐出圧力計】【 残留 熱除去 系 ポン プ吐出 圧
力計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.1-1 表
操作及び確認
高圧／低圧注水機能の回復操
作
低圧代替注水系（常設）の起動
準備操作

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（2／3）
手順・対応可能な要員にて高圧注水機能及び低圧
注水機能の回復操作を実施する。
・低圧注水機能喪失の確認後，低圧代替注水系（常設）を起動する。
・外部電源が喪失している場合は，常設代替
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

常設設備
−

了

2.1-292.1-29常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・低圧代替注水系（常設）の起動準備完了後， 逃 が し 安 全 弁 （ 自による原子炉減圧操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開 動減圧機能）
放することにより，原子炉減圧操作を実施 常 設 低 圧 代 替 注 水系ポンプする。
・原子炉減圧に伴い，低圧代替注水系（常設） 代替淡水貯槽からの原子炉注水が開始され，原子炉水位 常 設 代 替 高 圧 電 源装置が回復することを確認する。
軽油貯蔵タンク・炉心損傷がないことを継続的に確認する。

原子炉水位の調整操作

・低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

計装設備−

常 設低圧 代替注水系ポ ンプ 吐
出圧力計−

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量計
代替淡水貯槽水位計
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（D/W，S/C）
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）−：有効性評価上考慮しない操作

第 2.1-1 表
操作及び確認
代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器冷却

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手

順了

2.1-302.1-30・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施
する。

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量計
代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水位計

格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系−

ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
サプレッション・プール水位計
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（D/W，S/C）
フ ィルタ 装置出口放射 線モ ニタ（高レンジ，低レンジ）
耐 圧強化 ベント系放射 線モ ニタ
代替淡水貯槽水位計

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

・可搬型代替注水ポンプにより代替淡水貯水池から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。

代替淡水貯槽
淡水貯水池

可搬型代替注
水大型ポンプ

タンクローリによる燃料補給
操作・タンクローリによる燃料補給操作を実施する。

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ−

使用済燃料プールの冷却操作・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

−−−：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.1-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300 t／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定了

初期条件

2.1-31
2.1-31

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.1-2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件

初期条件

了

事故条件

2.1-32
2.1-32

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位-4.7cm）

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失

外部電源5,700m３

32℃

外部電源あり条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失
を設定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）
信号で全台停止

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

第 2.1-2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定＜常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）

2.1-33
2.1-33（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]原子炉圧力（ MPa[dif]）

了重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の
範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

代替格納容器スプレイ冷却
系（常設）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230 m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

第 2.1-2 表
項了

2.1-34
2.1-34

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

目

逃がし安全弁

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧
格納容器圧力逃がし装置

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェン
バ間差圧）
排気特性：最小流量特性
13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において）設計値を設定格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.1-2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 操 作条 件

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
事象発生から 25 分後（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

了2.1-35
2.1-35

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代
替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧
電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

←
逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）

常設 高圧代替注水ポンプ（評 価上考慮しない）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

非常 用ディーゼル発電機

Ｇ
常設 代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル※

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.1-36

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油貯蔵タンク←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬型設備用軽油タンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

↑

→
→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

タンクローリ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

←
逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）

常設 高圧代替注水ポンプ（評 価上考慮しない）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

非常 用ディーゼル発電機

Ｇ
常設 代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.1-37

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油貯蔵タンク←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬型設備用軽油タンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
タンクローリ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→↑→

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←→

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ
代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

←
逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）

常設 高圧代替注水ポンプ（評 価上考慮しない）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

非常 用ディーゼル発電機

Ｇ
常設 代替高圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.1-38

サプ レッ シ ョン・プ ール
軽油貯蔵タンク←
残留 熱除 去 系
ポン プＡ

可搬型設備用軽油タンク

残留 熱除 去 系
ポン プＢ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

↑

→
→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽
復水 貯蔵 タ ンク

第 2.1-1 図↑
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

タンクローリ

常設 低圧 代 替注 水ポ ン
プＡ 及び Ｂ→

淡水 貯水 池高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱段階）

(解析 上 の時刻)
(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故等 対応 要 員（ 現場）の 作業：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員（現 場）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １(約20秒)

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

高圧注水機能喪失確認 ※ ２

低圧注水機能喪失確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

水源 補給 準 備

燃料 補給 準 備

高圧 代替 注 水系 の起動 操作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 準備

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

高圧 ／低 圧 注水 機
能の 回復 操 作

水源 補給 準 備完 了

燃料 補給 準 備完 了

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ３ ， ４(約25分)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作 ※ ５(約29分) 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※６

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水Ⅰ
原子炉水位不明
でないことの確認 ※８
水位不明ではない

水位 不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認

原子 炉満 水 操作 ※ １ ０

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

※７

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※９

原子炉水位の調整操作 ※ １ １(約14時 間)【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制 御 棒駆 動水 圧系 に よる 原子 炉 圧 力容 器へ の 注水 が継続 して い るこ とを 確認 す る。 また ， 追 加起 動の 準 備も 開始 する 。
低圧 代替 注 水系 （常 設） と 同等 の流 量 は 確保 でき な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 原 子炉 注
水も 実施 可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ
代替 格納 容 器ス プレ イ（ 常 設） によ る 格 納容 器ス プ レイ を優 先す る が， 代替 格 納 容器 スプ レ イ（ 可搬型 ）に よ る格 納容 器ス プ レイ も実 施 可 能で ある 。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧 強化 ベン ト 系 によ る格 納 容器 除
熱も 実施 可 能で ある 。

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達※１ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
※２ ：中 央 制御 室に て， 機 器ラ ンプ 表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出 圧力 計 ，系 統流 量 計 ，原 子炉 水 位計 （広 帯域）， 原 子炉 圧力 計 等に て確 認す る 。

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ操作 ※ １ ２※３ ：低 圧 代替 注水 系（ 常 設） の起 動 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失
※４ ：外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線受 電 操 作を 実施 す る。

サプレッション・プール
通常水位+5.5m 到達

代代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系（ 常 設） 及び 代替循 環冷 却 系以 外に よる 格 納容 器ス プ レ イ
・代替 格 納容 器ス プ レイ（ 可 搬型 ）に よ る格 納
容器 スプ レ イ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

代替 循環 冷 却系の起 動操 作格納容器ベント準備操作※１３Ⅱ※５ ：逃 が し安 全弁 によ る 原子 炉減 圧 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・低 圧で 注 水可 能な 系統 （ 低圧 代替 注 水 系（ 常設 ）） の準 備 完了
※６ ： 原 子炉 水 位が 燃 料有 効 長 頂部 以 下 とな っ た 場合 は ，格 納 容器 雰 囲 気監 視 系 等に よ り 格納 容 器内 の水素 ・酸 素 濃度 を確 認す る 。
※７ ：炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る。（燃 料損 傷 をも って 炉心 損 傷後 の手 順 に 移行 ）・格納容器雰囲気放射線モニタγ線線量率が設計基準原子炉冷却材喪失事故時追加放出相当の 10 倍 以上※８ ：原 子炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・原 子炉 水 位計 のば らつ き が大 きく 燃 料 有効 長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止操作 ※１４※９：原 子炉 水位 が 燃料 有効 長 頂部 以下 とな った 場 合は，燃 料有 効長 頂 部以 下の 継続 時間 を 測定 し，「最長許容 炉 心露 出 時間 」 の 禁止 領 域に 入 っ てい る か を確 認 する と と もに ， 格納 容 器 雰囲 気 監 視系 γ線モニタ に より 燃料 の健 全 性を 確認 す る 。
※１ ０ ： 原子 炉 水位 不 明の 場 合 は， 原 子 炉圧 力 容 器を 満 水と し ，原 子 炉 圧力 と サ プレ ッ シ ョン ・ チェ ン
バ圧力の 差 圧を 確認 する こ とで ，原 子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂 部以 上 であ るこ と を 確認 する 。

炉心損傷なしの
確認 ※７
炉心損傷なし炉心 損傷 確 認

原子 炉満 水 操作 ※ １ ５※１ １ ： 低圧 代 替注 水 系（ 常 設 ）に よ り ，原 子 炉 水位 を 原子 炉 水位 低 （ レベ ル ３ ）設 定 点 から 原 子炉 水
位高（レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。
※１ ２ ： 代替 格 納容 器 スプ レ イ 冷却 系 （ 常設 ） に よる 格 納容 器 スプ レ イ 操作 は ， サプ レ ッ ショ ン ・チ ェ
ンバ 圧力 が 279kPa[gage]に到 達し た 場合 に実 施し ，こ れ 以降 はサ プ レッ ショ ン・チェ ンバ 圧 力
を 217kPa[gage]か ら 279kPa[gage]の範 囲 に維 持す る 。

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達※１ ３：サ プレ ッシ ョ ン・プ ール 水位 が 通 常水 位＋ 5.5m に到 達 した 場合 は ，格 納容 器ベ ント 準 備の ため ，
中央 制 御 室に て 機器 ラ ン プ表 示 に より 系 統構 成 を 確認 す ると と も に， 格 納 容器 圧 力逃 が し 装置
一次 隔離 弁 を全 開と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 側」を優 先し て 実
施し ，中 央 制御 室か らの 遠 隔操 作及 び 現 場で の手 動 操作 に失 敗し た 場合 は，「ド ラ イウ ェル 側 」の開 操作 を 実施 する 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）※１ ４： 格納容 器ス プレ イ の停 止は ， 以 下に より 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
低 圧 代 替注 水系 （常 設） によ り原 子炉 水 位を維 持し ， 格
納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認す
る 。 ま た， 機能 喪失 して いる 設備 の復 旧 を試み ，残 留 熱
除 去 系 の復 旧後 ，原 子炉 は原 子炉 停止 時 冷却モ ード に よ
り 冷 温 停止 状態 とし ，格 納容 器は 代替 循 環冷却 系又 は 残
留 熱 除 去系 の格 納容 器ス プレ イ冷 却モ ー ド及び サプ レ ッ
シ ョ ン ・プ ール 冷却 モー ドに よる 冷却 が 可能で ある こ と並 び に 水素 濃度 制御 が可 能で ある こと を 確認し た後 に 格
納容 器ベントを停止し，隔離状態とする。

※１ ５ ： 格納 容 器ベ ン ト操 作 前 に， 原 子 炉圧 力 容 器の 隔 離状 態 を確 認 し ，原 子 炉 水位 を 可 能な 限 り高 く
維持 す る こと で ，原 子 炉 格納 容 器 への 放 熱を 抑 制 し， 格 納容 器 圧 力の 上 昇 を緩 和 する （ 解 析上
考慮 しな い）。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器 除熱 操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系

第 2.1-2 図Ⅲ

高圧・低圧注水機能喪失の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

2.1-39高圧 ・ 低圧 注水 機 能 喪失

経過 時間 （ 分）0

実施箇所・必要要員数

1人

発電長

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

事象 発生
原子 炉ス ク ラム

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

中央監視運転操作指揮プラ ント 状 況判 断

操作項目

操作の内容
補佐

通報連絡者
運転員
(中央制御室)

副発電長

災害対策要員
運転員
(現場)

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達

25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認

外部電源喪失の確認及び非常用外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル
発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場
合に実施する電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場 合に実施 する●タービン停止の確認
状況判断

2人
A，B

−

−

10 分

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●再循環ポンプトリップの確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 自動起動失敗の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子 炉圧力制御の確
認

高圧注水機能喪 失
の判断

【1人】
A

−

−

● 高 圧 炉 心 ス プ レイ 系 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の手 動 起 動 操 作
（失敗）

2分

常設代替高圧電 源装置による緊急 用
母線受電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

4分

高圧代替注水系 の
起動操作

【1人】
A

−

−

●高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪 失
の判断

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系)の手動起動
操作（失敗）

高圧／低圧注水機能の回復 操作−−−● 高圧 炉心 スプレイ系 等の 回復 操 作

低圧代替注水系（常設）の起 動準
備操作

【1人】
B

−

−

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁に よる原子炉減圧操作

【1人】
B

−

−

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調 整
操作

【1人】
B

−

−

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

外部電源がない場合に実施する

4分

解析上考慮 しない

4分
対応可能な 要員にて 実施

3分

系統構成

1分
原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.1-3 図

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.1-40高 圧・ 低圧 注 水機 能 喪失

経過 時間 （ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

44

48

52

備 考

事象 発生
実施箇所・必要要員数

25分

操作項目

原 子 炉減 圧開 始
約14時間

【 】は他作業後移動してきた要員

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達

操作の内容

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

運転員
(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調
整操作

【1人】
B

−

−

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

代替格納容器ス
プレイ冷却 系（常設）によ る格納容
器冷却操作

【1人】
B

−

−

●格納容器スプレイ操作

通 常水 位 ＋5.5m到 達
通 常水 位 ＋6.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa［gage］到 達

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●代 替 循環 冷却 系 に よ る原 子 炉注 水操 作

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

解析上考慮 しない
代替 循環 冷却 系の みで 状態

代替循環冷却系
の起動操作

【1人】
B

−

維持 が可 能な 場合 は， 低圧−●代 替 循環 冷却 系 に よ る格 納 容器 スプ レ イ操 作

原子炉満水 操作

使用済燃料プールの冷却操作

格納容器ベント
準備操作

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器除熱操
作 （サプレッショ
ン・チェンバ側）

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給 操作

【1人】
B

−

−

代替 注水 系（ 常設 ）に よる

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

注水を停止 する

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●原子炉注水流量の増加操作

使 用 済 燃 料 プールの除 熱機 能 が喪 失 した 場 合 で も，
プール水 温度が80℃に到達する まで に は 1 日 程 度 の時
間 余 裕 があるため，本 操 作は対 応 可 能な要 員にて実
施する

−

−

−

●使用済燃料プールの冷却操作

【1人】
A

−

−

● 格納 容器 ベ ント 準 備（ 系統 構 成）

−

3人
C,D,E

−

● 現場 移動 (第一 弁 )● 格納 容器 ベ ント 準 備（ 系統 構 成）

【1人】
A

−

−

●中央制御室からの格納容器ベント操作

−

−

【3人】
（招集）

●現場手動による格納容器ベント操作

−

−

8人
a〜h

−

−

【2人】
a,b

5分
125 分

−

必要要員合計

2人
A,B

−

75 分

解析上考慮 しない

160 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

適宜 実施●ポンプ起動及び水源補給操作

2人
（招集）

適宜 実施

8人 a〜h及び招集5人コメント No.147-27 に対する回答

第 2.1-3 図

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.1-41

水源枯渇までは十分余裕がある

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

110 分

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

3人
C,D,E

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

タンクローリによる燃料補給操作

解析上考慮 しない10

逃がし安全弁開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）

逃がし安全弁 7 弁による手動減圧

8

6

原子炉圧力

MPa[abs]）

主蒸気隔離弁閉鎖
による圧力上昇42(MPa[abs])
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

コメント No.147-02,18,
150-47 に対する回答
20

逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉圧力の推移

原子炉水位︵シュラウド内外水位︶

原子炉水位︵シュラウド内 外水位︶

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化
原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下

原子炉減圧に伴う減圧沸騰による水位上昇

シュラウド内（炉心上部プレナム） ※ １

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
除々に水位が回復

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体） ※ １
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム） ※ １

（ｍ）

(m)

第 2.1-4 図

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※２※１

ＳＡＦＥＲでは炉心シュラウド内側を下から炉心下部プレナム，炉心，炉心上部プレナムの領域に分け水位を計算している。ここでは炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード内水位なしの状態），平均出力
燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。例えば，
炉心上部プレナムの水位を「下限の水位」と表現しているのは，その領域の冷却材が完全になくなった状態を示し，炉心部または高出力燃料集合体と炉心下部プレナムの水位を「上限の水位」と表現しているのは，各々の領域が満水となっている状態を示している。
なお，図の点線は炉心上部プレナム，実線は高出力燃料集合体，一点破線は炉心下部プレナムそれぞれの領域の水位を示す。
※２ シュラウド内外水位はボイドを含む二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を 0.9 と制限している。（蒸気単相を仮定している蒸気ドームを除く各領域では，水と蒸気の質量及び二相混合相のボイド率が計算され，二相混合体積から二相水位を求めている。ボイド率が 1.0 となるまで二相混合体積を計算し続けると，水がほぼない状態でも，二相混合体積（水位）として扱われるため水位を高めに評価することとなる。）※３ 高出力燃料集合体とは，「燃料被覆管温度計算の観点から，集合体初期出力を保守的な設定とした燃料集合体」をいう。
（付録 3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて 第 1 部 ＳＡＦＥＲ
コード 3.3 解析モデル 3.3.1 熱水力モデル (1) ノード分割 ⑨ノード 9：燃料集合体 参照）

2.1-42

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

600
低圧代替注水系（常設）による注水(m ３ ／h)
）
400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-6 図

注水流量の推移3000
逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
1000

500

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.1-43500

原子炉圧力 容器内の保有水 量（ｔ）(t)

逃がし安全弁作動による水量減少

400

逃がし安全弁の圧力制御による水量減少300
原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料被覆管温度(℃)

燃料被覆管最高温度発生（約 338℃，約 35 分）（発熱部 10 分割中，下から 9 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

600
原子炉減圧による飽和温度の低下

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200
炉心露出による燃料被覆管温度上昇

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.1-4450

60

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却
沸騰遷移冷却

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3２(W／(mK)）・K))
1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減(−)
0.4

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率の推移

2.1-4560

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1
減圧率の低下に伴うボイド率減少ボイド率0.8

下部プレナムでの水位形成に伴いボイド率が変化

0.6

(−)

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1-12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

1

ボイド率

0.8
減圧率の低下によるボイド率減少0.6

原子炉減圧に伴うボイド率増加

(−)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.1-4660

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線
2(N/mm(N／mm) ２ )

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.1-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.1-47

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器
圧力上昇

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]）

0.6

格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]）
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

原子炉注水のための低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉圧力変化の影響を受ける
0.2

ウェットウェルベント
によりドライウェルに比べて圧力低下が早い
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-15 図

格納容器圧力の推移

コメント No.147-24 に対する回答

300

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

ド ラ イ ウェ ル温 度 は以 下 により 初 期 温度 から
ドライウェル
急激に上昇する・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
作動による温度上昇の抑制

200

格納容器ベントによる温度低下（約 28 時間）
最高温度：約 143℃

(℃)

(℃)

100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.1-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.1-48168

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）
ベントライン（約 15m）
15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）停止（通常水位＋6.5m）
10

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動ー

サプレッシ ョン・ プール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
位

5

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

格納容器ベント（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下

200

最高温度：約 139℃（約 29 時間）ーサプレッション・ プール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動

ル
水
温
度

100

(℃)

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.1-49168

コ メ ン ト No.147-10,11,17,150-01,31,163-05,14,20,42,171-32,181-09,10,
182-04,12,187-04,205-01,03,04,06,265-04,270-01 に 対 す る 回 答添付資料 2.1.1

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）
高圧・低圧注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
−１
mSv と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及 び 維 持 が 可 能 と な る 。（ 別 紙 １ ）

添付 2.1.1−1

（別紙 1）
安定状態の維持について

1.

安定状態の維持に関する定量評価
サプレッション・プール水温度に関する長期間解析及び残留熱除去系の復旧に関する定量評価について以下に示す。

(1)

格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・プール水温度に関する長期間解析
格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水温度の挙動を確認するため，運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故において格納容器ベントを実施するシーケンスのうち，サプレッション・プール水温度が高く推移する「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除
去系が故障した場合）」について，サプレッション・プール水温度が約 100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
第 1 図から第 3 図に格納容器圧力，温度及びサプレッション・プール水
温度の解析結果を示す。第 3 図に示すとおり，事象発生から 7 日後時点では，サプレッション・プール水温度は最高使用温度の 104℃（格納容器設
計条件を決定するための冷却材喪失事故時の解析結果での最高温度に余裕をもたせた温度）を上回っているが，事象発生から 7 日以降の 100℃に低下するまでの全期間にわたって 150℃を下回っている。トップヘッドフラ
ンジや機器搬入用ハッチに使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材は一般特性として耐温度性は 150℃であることから，格納容器の放射性物質の閉じ込め機能は維持される。
したがって，事故発生 7 日以降にサプレッション・プール水温度が最高
使用温度を上回っていても格納容器の健全性が問題となることはない。

（別紙 1）-1

0.8
ドライウェル

格納容器圧力サプレッション・チェンバ
0.6

格
納
容
器
圧
力

ベントによる圧力低下
0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第1図

格納容器圧力の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

300
ドライウェル格 納 容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバベントによる温度低下

200

(℃)
(℃)
100

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第2図

格納容器雰囲気温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-2

720

300

サプレッション・プー
ール 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

ベントによる温度低下

200

104℃到達時間
約 334h

100

(℃)
（℃）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第3図

サプレッション・プール水温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（別紙 1）-3

720

(2)

残留熱除去系の復旧に関する定量評価
ここでは，残留熱除去系の復旧による安定状態の維持に関する定量評価として，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）を例に残留熱除去系により原子炉停止時冷却モード運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 4 図から第 6 図に格納容器圧力，サプレッション・プール水温度及び水位の解析結果を，それぞれ事象発生の 14 日後まで示す。
第 5 図に示すとおり，サプレッション・プール水温度は事象発生の約 13
時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始した以降に低下傾向となり，事象発生の 7 日後までに最高使用温度（104℃）を下回る。その後，事象発生の 7 日後に原子炉停止時冷却モード運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 4 図及び第 5 図に示すとおり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は大幅に低下する。サプレッション・プール水位については，第 6 図に示すとおり残留熱除去系により格納容器除熱を実施しつつ，
サプレッション・プール水源にて原子炉注水を行うことで上昇は抑制される。
以上から，残留熱除去系の復旧により安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能である。

（別紙 1）-4

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器スプレイによる
圧力低下
0.4

(MPa[gage])(MPa[gage])

サプレッション・プール水冷却
モード運転開始

0.2

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）

0
0

48

96

144

192

240

288

336

240

288

336

JOB No.MA47BNT2TW

GG61002

事故後の時間(h)第4図

格納容器圧力の推移

300

サプレッション・プール水温度
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

格納容器スプレイによる
温度低下
200

サプレッション・プール水
冷却モード運転開始

原子炉停止時冷却モード
運転開始（7 日後）
100

(℃)

（℃）

0
0

48

96

144

192

事故後の時間(h)第5図

サプレッション・プール水温度の推移（別紙 1）-5

20

ベントライン（約 15m）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

10

5

（m）
(m)

0
0

48

96

144

192

240

288

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG61002

第6図

サプレッション・プール水位の推移（別紙 1）-6336

2.

残留熱除去系の復旧について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，１ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である
場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系
海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管している。
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある１系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷もしくは格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，運転員及び災害対策要員により残留熱除去系を復旧するための手順を整備してきている。
本手順では，機器の故障個所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対策」のいずれかを選択するものとしている。具体的には，故障個所の特定と（別紙 1）-7

対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。第７図に，手順書の記載例を示す。

（別紙 1）-8コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧・低圧注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.1.2−1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。

「解 析条 件 を最 確 条件 とし た 場合 の 運転 員等 操作 時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比 べて ＋ 50℃ 程 度 高 め に 評 価 す る 。 ま た 、 低
圧代 替注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷
却過 程に お け る 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 起点 と する 運転 員等 操 作は ない こ と から ，運 転 員等 操作 時間に与 える 影 響は ない 。

解析 コー ド は ，実 験解 析に お いて 熱伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し ，有 効性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラメ ータの判 断基 準 に対 する 余裕 は 大き くな る 。

解析 コー ド は， 酸 化量 及び 発 熱量 の 評価 につ いて 保 守的 な 結果 を与え るた め ，解 析 結果 は燃 料 被覆 管 温度 を高 く評 価 する 可 能性 がある。よ って，実際 の 燃料 被覆 管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に注 水 手段 を 準備 する こ と） に 変わ りは なく ， 燃料 被 覆管 温度を 起点 と する 運 転員 等操 作 はな い こと から ，運 転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は ない
解析 コー ド は， 燃 料被 覆管 の 破裂 判 定に おい てお お むね 保 守的 な
判定 結果 を 与え ， 有効 性評 価 解析 に おけ る燃 料被 覆 管の 最 高温 度
は 338℃ で ある こ とか ら， ベ スト フィ ッ ト曲 線の 破 裂判 断 基準 に対し て十 分 な余 裕 があ り， 燃 料被 覆 管の 破裂 判定 の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析 コー ド は ，酸 化量 及び 発 熱量 の評 価 につ いて 保 守的 な結 果を与え るた め ，燃 料 被覆 管温 度を 高 く評 価 する こと か ら，評 価項 目とな るパ ラ メー タの 判断 基 準に 対す る 余 裕は 大き く なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂 発生 前 の被 覆管 の膨 れ 及び 破裂 発 生 の有 無は ，伝 熱面 積や ギャッ プ熱 伝 達係 数 ，破 裂後 の金 属 −水 反 応熱 に影 響 を与 え ，燃 料
被覆 管最 高 温度 及び 酸化 割 合に 影響 を 与 える 。解析 コー ド は，燃料被 覆管 の 破裂 判定 にお い てお おむ ね 保 守的 な判 定 結果 を与 え ，
有効 性評 価 解析 にお ける 燃 料被 覆管 の 最 高温 度は 338℃で ある ことか ら ，ベ ス トフ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対 し て十 分な 余裕
があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判定 の 不確 か さに より ，評価 項 目と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.1.2

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

添付 2.1.2−2
沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 338℃ であ り，判断 基準 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

分類

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心

崩壊 熱

炉 心 モ デ ル
（原子炉出力及び崩壊熱）

入力値に含まれる。
保守的な崩壊熱を入力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響はない。
入力値に含まれる。
保守的な注水特性を入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の影響はない。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

解 析 コ ー ド は ， HDR 実 験 解 析 に お い て 区 画 に よ っ て 格 納 容 器
雰囲 気温 度 を十 数℃ 程度 ， 格納 容器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できているた
め，格納容器圧力を操作開始の起点としている代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧
力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与 える 影 響は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析において格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格
納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格
納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響」 にて 確認 。

解析 コー ド は ，HDR 実験 解析 に おい て区 画 によ って 格 納容 器雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格納 容 器圧 力を 1 割程 度高 め に評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いる が、Ｂ ＷＲ の格 納 容器 内の 区 画と は異なる 等 ，実 験体 系 に起 因す る もの であ り ，実機 体系 に おい ては
不確 かさ が 小さ くな るも の と推 定さ れ，全 体と して は 格納 容器
圧力 及び 温 度の 傾向 を適 切 に再 現で き て いる ため ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 小さ い 。
また ，格納 容器 各 領域 間の 流 動 ，構 造材 と の熱 伝達 及 び内 部熱伝導 の不 確 かさ にお いて は，Ｃ ＳＴ Ｆ実 験 解析 によ り 格納 容器
雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致する こと を 確認 して いる た め，評価 項目 と なる パラ メ ータ に与える 影響 は 小さ い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

原子 炉
圧力 容器

添付 2.1.2−3

格納 容器

ECCS 注 水（ 給 水系・代替 注
水 設 備 含む。 ）格 納 容 器各 領 域 間の流 動
構 造 材 との 熱 伝 達及 び 内 部
熱伝 導

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

ＨＤＲ実験解析では， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成層化を含めて傾向を よ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気温度を十数℃程度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認された が ， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実
機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー
タとよく一致することを 確 認し た。
格納容器各領域間の流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及 び 内 部 熱 伝 導 の 不 確
かさにおいては，ＣＳ Ｔ Ｆ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び
非凝縮性ガス濃度の挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一
致することを確認した。

安全系モデル（格納容器ス
プレイ）
格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力値に含まれる。
スプレイの水滴温度は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平 衡 に 至 る こ と か ら 伝
熱モデルの不確かさはな い 。
入力値に含まれる。
格納容器ベントについ て は ， 設 計 流 量 に 基 づ い て 流 路 面 積 を 入 力 値として与え，格納容器 各 領 域 間 の 流 動 と 同 様 の 計 算 方 法 を 用 い て られている。

気 液 界 面の熱 伝達

ス プ レ イ冷却
格 納 容 器ベン ト

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.1.2−4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９×９ 燃 料(Ａ型)と ９×９ 燃 料(Ｂ型)は ，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃 料(Ａ型)を 設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子
炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 が緩 和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場
合 の 運 転 員 等 操 作 時間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー
タ に 与 え る 影 響 は ，最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止後の 崩壊 熱 にて 説明 する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後の 水 位 低 下 量 に 対 して 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， 解 析
条 件 で 設 定 し た 通 常運 転 水 位 か ら 高 圧 炉 心 ス プ レ イ
系 等 の 自 動 起 動 信 号が 発 信 す る 原 子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル ２ ） 設 定 点ま で の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は 約2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約40mm であ り非 常に 小 さい 。し た がっ て， 事象 進展 に
及 ぼ す 影 響 は 小 さ く， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影
響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲におい て 解 析 条 件 か ら 変動 し う る が ， 事 故 初 期 に お い て
原 子 炉 が ス ク ラ ム する と と も に ， 再 循 環 ポ ン プ が ト
リ ッ プ す る た め ， 初期 炉 心 流 量 が 事 象 進 展 に 及 ぼ す
影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小
さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している
燃料棒線出力密度よりも小さくなるため，燃料被覆
管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 と した 場合 には ，最 大線 出 力密 度 及び 原子 炉
停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） 設定 点 まで の原 子炉 水 位の 低下 量 は 約 2m で あるのに 対し て ゆら ぎに よる 水 位低 下量 は 約 40mm であ り
非常 に小 さ い。した がっ て，事象 進 展に 及 ぼす 影響 は
小さ く，評価 項目 と なる パラ メー タ に与 え る影 響は 小
さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 燃
料棒 線出 力 密度 より も小 さ くな るた め，燃 料被 覆管 温度の 上昇 が 緩和 され るこ と から，評 価項 目 とな るパ ラ
メー タの 判 断基 準に 対す る 余裕 は大 き く なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響(2／4）
解析条件の不確 かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が，原 子炉 水位 低
下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る。この ため ，崩 壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イク ル の 運 転 期 間(13ヶ 月)に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月)を 考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している崩壊
熱よりも小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温
度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする
運転 員等 操 作の 開始 時間 は 遅く なる 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始時 間は 遅 くな る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影響は小さく，運転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 値 を設 定
ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

初期条件

添付 2.1.2−5

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約 3,342m ３（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転水位 −4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェ
ル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レッ ショ ン・プ ール 水 位が 6.983m の時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約
42m ３ で あり ， そ の 割合 は 初 期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非
常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さく， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に おける 下限 値 を設 定

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時の 水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）によ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。
したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温よりも低くなるため，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和されることから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始は遅く なる 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 崩壊熱 より も 小さ くな る傾 向 とな るた め ，燃 料か らの 発
熱が 小さ く なり ，原子 炉か らサ プ レッ シ ョン・プー ルに流 出す る 蒸気 量が 減少 す るこ とで ，原 子 炉水 位の 低
下並びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和される
こと から ，評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 対 する 余裕 が
大き くな る 。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 格
納容 器初 期 圧力 より も小 さ くな るた め ，格 納容 器圧 力が低 めに 推 移す るこ とか ら ，評価 項目 と な るパ ラメ ー
タの 判断 基 準に 対す る余 裕 は大 きく な る 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ によ り 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は ，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから ，初期 温 度の ゆら ぎが 事 象進 展に 与 え る影 響は 小
さく ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら ，事 象進 展に影 響は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，格納 容 器体 積（ ウェ ット ウェル ）の液 相 部の 運転 範囲 に おい て解 析 条 件よ り高 めの水 位と な るが，ゆら ぎ の幅 は非 常 に小 さ い。例 え ば，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あ るの に 対し 、 ゆら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。し た が っ て ， 事 象 進 展に与え る影 響 は小 さく ，評価 項 目と なる パ ラ メー タに 与える 影響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レ ッシ ョ ン・プ ール 水
位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常 に小 さい 。例 え ば ，サ プレ ッ
ショ ン・ プ ール 水位が 6.983m の 時 の水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆら ぎ（0.087m）に よ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，その 割 合は 初期 保有 水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。した がっ て ，事 象進 展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな るた め ，サ プレ ッ ショ ン・プー ルで の圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される こと か ら ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ の判 断基 準に対 する 余 裕は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ

項

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

安全 機能 の 喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失−

外部 電源

添付 2.1.2−6

原子 炉ス ク ラム

重大事故等対策に関連する機器条件

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循
環ポ ンプ ト リップ
機能 ）低圧 代替 注 水系
（常 設）

外部電源あり原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水位異常低下（レベル２）信号

原子炉水 位 異常 低下（ レベル ２） 信 号

（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0〜 378 m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
2.38MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）定格流量 特 性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0〜 378 m ３／h 以上
・注水圧 力 ：0〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレ イ 併用 時）
・注水流 量 ：230 m ３ ／ h
以上（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230 m ３ ／h
代替 格納 容 器スプ
レイ 冷却 系（ 常設）−

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水
流量 の全 喪 失を 設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉
心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機 能喪 失 を設 定−−

外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉
スク ラム ，再循 環 ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時
間に 与え る 影響はな い。
解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

外部 電源 が ない 場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子
炉ス クラ ム，再循 環 ポン プト リッ プ 等が 発 生す る
ため，外 部電 源が あ る場 合と 比較 し て原 子 炉水 位の低 下は 緩 和さ れる こと か ら，評 価 項目 と なる パ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象
進展 に影 響 はな く，評価 項目 とな る パラ メ ータ に与え る影 響 はな い。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象
進展 に影 響 はな く，評価 項目 とな る パラ メ ータ に与え る影 響 はな い。

最 確 条 件 と し た場 合 に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く なり ， 原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原子 炉 減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視し て い る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水
位の 回復 が 早く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 ま るこ とから，評 価項 目と な るパ ラメ ータ の 判断 基 準に 対する 余裕 は 大き くな る。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象
進展 に影 響 はな く，評価 項目 とな る パラ メ ータ に与え る影 響 はな い。

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電 源あ り を設 定
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉
水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設 定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉
水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポ
ンプ トリ ッ プを 設定

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上 の最 低 要求 値で ある 最 小流 量特 性 を 設定

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設
定格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手 順に 基 づき 設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

外部 水源 の温度

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.1.2−7

逃が し安 全弁

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

35℃

35℃以下

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧 機 能付 き逃がし安全 弁 7 弁 を開 放すること に よる 原子炉減圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧
作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

格納 容器 圧 力逃がし
装置

排気流量：
最小流量特性外部 水源 の容量

約 9,300m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

排気 流量 ：
定格 流量 特 性

約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
水 温 よ り も 低 く な る可 能 性 が あ り ， 格 納 容 器 ス プ レ
イ に よ る 圧 力 抑 制 効果 が 高 ま る こ と か ら ， 同 等 の 効
果 を 得 る た め に 必 要と な る ス プ レ イ 水 量 が 少 な く な
り ， 外 部 水 源 を 用 いた 格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴 う サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 位 の 上 昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 水 位 を 起 点 と す る 操 作の開 始は 遅 くな る。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納
容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベント後に格納容器圧力を起点とする操作はないため，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器 ベン ト 後の 格納 容器圧 力の 低 下が 早く なる が，格納 容 器最 高 使用 圧力 に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジメ
ント に変 わ りは なく ，格 納容 器圧 力 の最 大 値は おお むね格 納容 器 ベン ト時 の圧 力 で決 定さ れ る ため，評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 水 源 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件

設計 値を 設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな る可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わり はな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベ ント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は な い。

−

−

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.1.2−8

低圧代替注
水系 （常 設 ）による原子炉注 水操 作
（逃がし安
全弁による
原子炉減圧
操作 ）

事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，高圧・低圧注
水機能喪失を確認し，低圧代替注
水系（常設）の準備が完了した時
点で原子炉減圧操作を実施する
ため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧・低圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高
圧代替注水系の起動，常設代替高圧電源装置及び低圧代替注水系（常設）の準備並
びに原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示，機 器故 障警 報，平均 出力 領域 計 装，系 統 流量計等 にて ，原子 炉 スク ラム 等 を確 認す る 。この 事象 初期 の 状況 判断 に 余裕 時間
を含 めて 10 分を 想 定し てい る 。こ の後 ，高 圧炉 心 スプ レイ 系及 び 原子 炉隔 離時冷 却系 の 手動 起動 操作（失 敗）として 2 分，解 析上 考 慮し ない 高 圧代 替注 水系の 起動 操 作と して 4 分 並 びに 低圧 炉 心 スプ レイ 系 及び 残留 熱除 去 系（ 低圧 注
水系 ）の 手 動起 動操 作（ 失 敗） とし て 4 分を 想定 し ，余 裕時 間を 含 めて 10 分を設 定し て いる 。よ って ， 認知 時間 と し て余 裕時 間 を含 めて 20 分を 設 定し て
おり ，十分 な時 間 余裕 を確 保 して いる こ とか ら ，認 知遅 れ が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）の起 動 操作 とし て 3 分及 び 逃が し安 全弁 に よる 原子 炉
減圧 操作 と して 1 分 を想 定 し，余裕 時間 を含 めて 操 作時 間と して 4 分を 設定 している。いずれも中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作であり ，操 作所 要時 間 が長 くな る 可能 性は 非 常に 低く ，操作 所 要時 間が 操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時 間は ，余 裕 時間 を含めて設定していること から ，実 態 の操 作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和され，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

高圧・低 圧 注水 機能 が喪失 し，原 子炉 減圧 操
作 も 25 分 であ るこ とから事象進展が同等とな る「 Ｌ ＯＣ Ａ時 注
水機 能喪 失 」に おい ては ，10 分 の 減圧 操作 開始遅れを想定した場
合で も，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目 を満 足 する ため ，10 分 程 度 の 操 作 時 間
余裕は確保されている。
また ，25 分 の減 圧操 作
開始遅れを想定した
場合 には ，一部 の燃 料
被覆管に破裂が発生
する が，炉 心の 著し い
損傷 は発 生 せず ，格 納容器ベント時の敷地
境界 線量 も 5mSv を 下
回る が，こ の場 合に は格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷 の判 断 を行 い，炉心損傷後のマネジメ
ント に移 行 する ため ，重大事故での対策の範囲 とな る 。
（添 付資 料 2.6.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の給水流量の全喪失か
ら高圧・低圧注水
機能喪失の認知及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作準備
後の原子炉減圧操
作ま で 25 分 とし ているところ，訓練
実績 は約 18 分。想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付 2.1.2−9

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却 操作

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力279kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づ
き格納容器ベント実施基準である格納容器最高
使用
圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を
考慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 14 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 操作 所要 時間 は 十分 に短 く，操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の 操作 との重複もないことから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（ 常設 ）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 14
時間後に実施するもので あり ，準備 時間 が確保 でき る ため ，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，格納容
器圧力の上昇傾向を 監 視 し ，
279kPa[gage] 到 達
時に，格納容器ス
プレイを実施し，
操作 時間 は 約 4 分。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確認し た。

添付 2.1.2−10

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析上の操作開始条件目

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側 ）サプレッショ
ン・チェンバ圧
力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高
使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，格納 容器 ベ ント の操 作 実施 基準（ サ プレ ッシ ョン・チ ェン バ 圧力
310kPa[gage]） に到 達す る のは ，事 象 発 生の約 28 時 間後 で あり ，比 較 的緩 やかな パラ メ ータ 変化 であ る こと から ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 十分 に短 く，操作 所 要時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）によ る 原子 炉水 位維 持操 作 を並 列し て実 施 する 場合 がある が ，異 なる 運 転員 によ る 対応 が可 能 であ るこ と から ，他の 並列 操 作が 操作
開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，誤 操作 は 起こ りに く いこ とか ら ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
なお，中 央制 御室 で の操 作に 失 敗し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す るこ とと してお り，操 作の 信頼 性を 向 上し てい る が，この 場合 ，75 分程 度 は操 作開 始時 間が遅 れる 可 能性 があ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響
左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操 作に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅くなる可能性がある
が，他に 並 列操 作が ある場合でも異なる運転員による対応が可能で ある こ とか ら，この他の操作に与える
影響 はな い 。な お，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場
合に も，異 なる 要員 により対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の操作に与える影響はない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，現 場 操作 にて 対応す るた め ，75 分程 度
操作開始時間が遅れる可 能性 が ある 。こ の場合 ，格 納 容器 圧力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，格納 容
器 限 界 圧 力 は 620kPa［gage］で あり ，格 納容器の健全性の観点からは問題とならない。

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除 熱操 作 は，事象 発
生の約 28 時 間 後に 実施す るも の であ り，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある 。ま た ，中 央 制御 室での遠隔操作の失敗によ り，格納 容 器ベ ント操 作が 遅 れる 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［gage］から 上
昇す るが ，過 圧 の観 点で厳 しい「 3．1 雰 囲
気圧 力・温度 に よる 静的負荷（格納容器過圧・過温 破損 ）」に お
いて ，ス プレ イ を実 施
しな い場 合，格 納容 器
圧 力 が 310kPa[gage]に到 達し て から ，格 納
容 器 限 界 圧 力
620kPa[gage] に 到 達する まで 11 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程度 で ある ことか ら，時間 余 裕が ある。

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績では，移動時
間を 含め 約 64 分 で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析上の操作開始条件

条件設定の考え方

事 象 発 生 48
時間後程度
から

代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯蔵タンクが枯渇しないように設定

目

代 替淡 水 貯槽
への 補給

操作条件

添付 2.1.2−11

代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 大 型ポ
ン プへ の 燃料補給

事 象 発 生 48
時間後程度
から適宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あ り 十分 な時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あり十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
160 分 のと ころ ，訓練実績等により約
120 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，各機器の燃料が枯渇しない
時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，許容時間 150 分 のと ころ，訓練実績等によ り 約 25 分 で あり，許容時間内で意図している作業が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.1.3
7 日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽：約 4,300m３
・淡水貯水池2.

：約 5,000m３（約 2,500m３ ×2 基）

水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事象発生 25 分後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達する事象発生約 14 時間後，代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
スプレイを実施する。
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達後，格納容器スプレイを停止する。

③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給事象発生 48 時間程度以降から，淡水貯水池の水を代替淡水貯槽へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.1.3-1

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発生 48 時間
程度以降の代替淡水貯槽の減少は，崩壊熱による蒸散量に相当する量である
ため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始
4,300m３ 到達

積算注水量(m ３ )代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第1図

外部水源による積算注水量（高圧・低圧注水機能喪失）

4.

水源評価結果時間評価の結果から代替淡水貯槽が枯渇することはない。また，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m３ 必要となる。代替淡水貯槽及び淡水貯水池に合計約 9,300m３ の水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.1.3-2

添付資料 2.1.4
7 日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

事象:保守的に全ての設備が，事象発生直後から燃料を消費するものとして評価
する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36.6kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝
約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約
130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約
141.2kL
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
218L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約
36.6kL※１：事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※２：事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※３：緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.1.4-1

添付資料 2.1.5
常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12
負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.1.5-1

経過 時間 (ｈ )

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.2.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗」，②「手動停止／
サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗」及び③「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗」である。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失するとともに，原子炉減圧機能も喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，低圧注水機能は維持されるが高圧注水機能が喪失するとともに原子炉が高圧のまま減圧できないため炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧注水機能又は減圧機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。高圧注水・減圧機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなる
2.2-1

ことで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として減圧機能に対する重大事故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の原子炉減圧機能に
より原子炉を減圧し低圧注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段並びに低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.2-1 図に，対応手順の概要を第 2.2-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.2-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は運転員及び災害対策要員で構成される初動対応要員 6 名である。
内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 2 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名である。必要な要員と作業項目について
第 2.2-3 図に示す。
2.2-2

なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるが，これにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の判断に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｃ．高圧代替注水系による原子炉注水操作
高圧注水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系を起動し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復する
ことを確認する。なお，本操作は解析上考慮しない。
高圧代替注水系による原子炉注水操作に必要な計装設備は，高圧代替
注水系系統流量計等である。
ｄ．高圧注水機能の回復操作対応可能な要員にて高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の回2.2-3復操作を実施する。
ｅ．低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号発信により低圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系（低圧注水系）３系統が自動起動する。
低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），低圧炉心スプレイ系吐出圧力計等である。
外部電源が喪失している場合は，ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
ｆ. 原子炉自動減圧の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号発信の 10 分後，かつ低圧炉心ス
プレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）が吐出圧が確保されている場
合，過渡時自動減圧回路により逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）2
弁が自動開放することで原子炉が減圧される。
原子炉自動減圧の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
燃料域），原子炉圧力計等である。
炉心損傷がないことの継続的な確認に必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作
過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が低圧炉心スプレイ系の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を監視しつつ，低圧炉心スプレイ系
により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
2.2-4燃料域），原子炉圧力計等である。
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作
低圧炉心スプレイ系による原子炉水位維持を確認後，低圧注水運転をしていた残留熱除去系をサプレッション・プール冷却運転に切換えることでサプレッション・プール冷却を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度計等である。
以降，炉心冷却は低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は残留熱除去系により継続的に行う。
ｉ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｊ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
ｋ．タンクローリによる燃料補給操作
対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.2.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象と2.2-5

する「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗」
である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，サプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間
熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コ
ードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容
器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価
では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行う
ことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡ
ＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.2-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以2.2-6下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）

信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。
ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉減圧は，原子2.2-7炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後に開始し，逃がし
安全弁（過渡時自動減圧機能）2 弁により原子炉を自動開放するものとし，容量として 1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するもの
とする。
(d)

低圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動し，逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最小流量特性（0〜1,561m３ ／h，注水圧力 0〜1.99MPa[dif]※ において）で原子炉へ注水す
るものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）(e)

残留熱除去系（低圧注水系）
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で 3 系統が自動起動し，逃がし安全弁による原子炉減圧後に，1 台あたり最小流量特性（0〜1,676m
３／h，注水圧力 0〜1.55MPa[dif]）で原子炉へ注水するものとする。

また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。
(f)

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
低圧注水運転にて自動起動した残留熱除去系のうち，1 系統をサプ
レッション・プール冷却運転に切り替えるものとし，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

2.2-8

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作は，運転手順に基づき，原子炉水位の制御範囲（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点）を踏まえ，原子炉注水による炉心冷却達成後の操作として，運転モードの切替えに要する時間を考慮し，原子炉水位高（レベル８）設定点到達の 5 分後に実施
する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.2-4 図から第 2.2-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生
位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム
部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.2-9 図から第 2.2-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプ
レッション・プール水温度の推移を第 2.2-15 図から第 2.2-18 図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，
原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示
す。

2.2-9

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。
事象発生の約 21 分後に原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）
設定点に到達すると，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動するとともに，過渡時自動減圧回路の作動タイマーが動作し，この 10 分後，事象発生の約 31 分後に過渡時自動減圧回路により逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）2 弁が自動開放する。原子炉減圧が開始されると，逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが,原子炉圧力が低下し低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧による原子炉
圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発生位
置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。原子
炉圧力が低下し，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。高出力燃料集合体及び炉心下部プ
レナムのボイド率については，上記の挙動に伴い増減する。
また，炉心が再冠水した以降は，残留熱除去系による格納容器除熱を
2.2-10

実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.2-9 図に示すとおり，低圧炉心スプレイ系等
による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 41 分後に最高温度の約 711℃にコメント No.181-18 に対する回答

到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度
は，高出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.2-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.2-15 図に示すとおり，事象発生後に上昇傾向が継続するが，事象発生の約 41 分後にサプレッション・プール冷却を実施することにより上昇が抑制され，崩壊熱が残留熱除去系の除熱能力を下回った以降に低下傾向となる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力の最高値は，約 0.04MPa[gage]となり，評価項目である最高使用圧
力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。
格納容器雰囲気温度は，第 2.2-16 図に示すとおり，事象発生の約 128
時間後に最高値の約 90℃となり，以降は低下傾向となっていることから，
原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下
2.2-11

回る。
第 2.2-5 図に示すように，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することで，原子炉の冠水状態を維持し，高温停止状態での炉心冷却が確保されている。第 2.2-15 図及び第 2.2-16 図に示すように，残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立し，またその状態を維持することが可能である。
（添付資料 2.2.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す（1）から（4）の評価項目について，対策の有効性を
確認した。

2.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，高圧注水・減圧機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動した後に過渡時自動減圧回路により原子炉が自動減圧し炉心を冷却すること並びに残留熱除去系による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）による
2.2-12

サプレッション・プール冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレ
イ系等の自動起動及び過渡時自動減圧回路による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は
低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧回路による原子炉
自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，不確
2.2-13

かさは実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定される。全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び雰囲気
温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいく，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
2.2-14

器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定される。全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影
響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲
気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.2.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.2-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は低圧
炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧回路による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
2.2-15

員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧回路による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなるが，これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電されること
で低圧炉心スプレイ系等の電源は確保されるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冷却達成後（炉心冠水後）に実施する残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操
2.2-16

作の開始は早くなる。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の外部電源の有無については，事象進展の観点では，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定する。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
なお，外部電源がない場合は非常用ディーゼル発電機等により電源が確保される。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，
本解析条件の不確かさとして，実際の注水量が解析より多い場合（注
水特性の保守性），燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.2-17

（添付資料 2.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，解析上の操作開始時間として原子炉水位高（レベル８）設定点到達（事象発生から約 36 分）から 5分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が早くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.2-18

（添付資料 2.2.2）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）のサプレ
ッション・プール冷却操作は，サプレッション・プール冷却の開始は事象発生から約 41 分後であり，運転操作が遅れる場合においても，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作の実施基準である279kPa［gage］に到達するまでの時間は，事象進展が同様となる「2.1高圧・低圧注水機能喪失」に示すとおり事象発生から約 14 時間後であり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.2.2）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.2-192.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において重大事故等対策に必要な要員は，「2.2.1(3)名である。「6.2

炉心損傷防止対策」に示すとおり 6

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は，「 6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様の対応である。

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定していない。
なお，外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定
すると，7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵
タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発
2.2-20電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.2.4）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定していない。
なお，外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。

2.2.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」では，高圧注水機能及び減圧機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」
に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段並
びに低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
手段，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系等による原子2.2-21

炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水等の炉心損傷防止対策は、選定した重要事故シーケンスに対して有効性であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に対して有効である。

2.2-22

第 2.2-1 表
操作及び確認
原子炉スクラムの確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（1／2）
手順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

常設設備−

高圧注水機能喪失の確認

2.2-23

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２） 【 主 蒸 気 隔 離弁】
設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の ＡＴ Ｗ Ｓ 緩 和設
備（ 代 替 原 子炉
自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 再循 環 ポ ン プト
手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したこ リップ機能）とを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 ・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を 高圧代替注水系
注水操作
起動する。

高圧注水機能の回復操作・対応可能な要員にて高圧炉心スプレイ系及び原 −
子炉隔離時冷却系の回復操作を実施する。
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 ・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル１） 【低圧炉心スプ
起動の確認
設定点に到達した時点で低圧炉心スプレイ系 レイ系】
及び低圧注水系が自動起動したことを確認す 【残留熱除去系
る。
（低圧注水系）】
・外部電源が喪失している場合には，非常用ディ 【非常用ディーーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源 ゼル発電機】
軽油貯蔵タンクを供給する。

【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 高圧炉 心スプレイ系 系統 流量計】
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−
原 子炉水 位計（広帯域 ，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）
高圧代替注水系系統流量計−−
原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 低圧炉 心スプレイ系 ポン プ
吐出圧力計】【 残留熱 除去系ポンプ 吐出 圧
力計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.2-1 表
操作及び確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（2／2）
手順

2.2-24

原子炉自動減圧の確認

・原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達の 10 分後に過渡時原子炉自動減圧回路が作動することにより逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）2 弁が自動開放したことを確認する。

原子炉水位の調整操作

・原子炉減圧に伴い低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系による原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・以降，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間に
維持する。

常設設備
過渡時自動減圧回路
逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）

逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）【低圧炉心スプレイ
系】【残留熱除去系（低圧
注水系）】

【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，
SA 燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）【低圧炉心スプレイ系ポン
プ吐出圧力計】【残留熱除去系ポンプ吐出
圧力計】−
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，
SA 燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）【低圧炉心スプレイ系ポン
プ吐出圧力計】【残留熱除去系ポンプ吐出圧力計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.2-1 表
操作及び確認
残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

2.2-25

タンクローリによる燃料補給操作

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

・低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位を維持可能であることを確認後，残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
によりサプレッション・プール冷却を開始する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。
・対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型代替注水設備用軽油タンクから可搬型
代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

常設設備【残留熱除去系（サプ
レッション・プール水冷却系）】

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
サプレッション・プール水
温度計【残留熱除去系系統流量
計】

−

−

−

−

−

−

−

−

−

【

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.2-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

初期条件

2.2-26

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スパート下端から＋126cm）

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

通常運転水位を設定

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.2-2 表
項

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（2／5）

主要解析条件5,700m３
空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位−4.7cm）
32℃

事故条件

2.2-27

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
減圧機能喪失外部電源

外部電源あり条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環ポンプトリップ
機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台停止事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

第 2.2-2 表
項目

2.2-28

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

低圧炉心スプレイ系

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（3／5）
主要解析条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性・注水流量：0〜1,561m ３ ／h
・注水圧力：0〜1.99MPa[dif]残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し 3 台で注水
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は注水停止
最小流量特性（1 台あたり）
・注水流量：0〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：0〜1.55MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

第 2.2-2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（4／5）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）

約 43MW（サプレッション・プール水温 100℃，海水温度 32℃において）残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

重大事故等対策に関連する機器条件

2.2-29原子炉減圧機能（原子炉圧力制御）
安全弁機能
7.79MPa[gage]×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa[gage]×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa[gage]×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa[gage]×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa[gage]×4 個，410.6t／h／個
過渡時自動減圧回路による逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）2 弁を開放することによる原子炉
減圧
作動時間：原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
2500

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

（7弁）

2000

蒸
気

1500

流
量

1000

（t/h）

（2弁）
500

0
0

2

4

6

8

10

原 子 炉 圧 力（MPa[abs]）

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
ンバ間差圧）

設計値を設定第 2.2-2 表
項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（5／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位高（レベル８）設定点到達から 5 分後運転手順に基づき，原子炉水位の制御範囲（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点）を踏
まえ，原子炉注水による炉心冷却達成後の操作として，運転モードの切替えに要する時間を考慮して設定

2.2-30非常用ディーゼル発電機等

Ｇ

過渡時自動減圧回路

常設代替高圧電源装置
タービンへ

軽油貯蔵タンク

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

2.2-31→→
残留熱除去系
海水系ポンプＢ，Ｄ→

常設低圧代替注水
ポンプＡ及びＢ→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

←

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

※1
※2

※3

←

※1

緊急用海水系
ポンプ

格納容器圧力逃がし装置

サプレッション
・プール

→

※2

※3

サプレッション・
チェンバ

残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

→

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

←

↑

↑

海へ ※2

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←高圧代替注水系ポンプ（評価上考慮しない）

第 2.2-1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水段階）
コメント No.182-15 に対する回答

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ

過渡時自動減圧回路

常設代替高圧電源装置
タービンへ

軽油貯蔵タンク

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

※3

↑

※3

サプレッション
・プール

2.2-32→→

残留熱除去系
ポンプＡ→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

※2

残留熱除去系
ポンプＢ←→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ※1

常設低圧代替注水
ポンプＡ及びＢ

→

←

※1

※2

格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

→

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

←

↑

↑

海へ ※2

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←高圧代替注水系ポンプ（評価上考慮しない）

第 2.2-1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

(解析 上 の時刻)
(0秒)

凡

例

給水流量の全喪失：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １(約20秒)

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

高圧注水機能喪失確認(約21分)※２

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

高圧 代替 注 水系の起 動操 作

高圧 注水 機 能の回復 操作

原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

高圧 注水 機 能以 外に よる 原 子炉 注水・制御 棒駆 動水 圧系 に よる 原子 炉 注水Ⅰ
過渡 時自 動 減圧 回路 の
リセ ット 確 認 ※ ３

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系の自動起動の確認 ※ ４※１ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
※２ ：中 央 制御 室に て機 器 ラン プ表 示 ， 警報 ，系 統 流量 計指 示等 に て確 認す る 。

(約31分)

Ａ

過渡時自動減圧回路による原子炉自動減圧（逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）2弁自動開放）※３ ：過 渡 時自 動減 圧回 路の 10 分 間タ イマ ー動 作 中に 高圧 代替 注 水系 の起 動 又 は高 圧注 水 機能 の回 復に成 功し ，原 子炉 水 位異 常低 下（ レベ ル １）設 定 点以 上に 回 復し た場 合は ，タ イ マー がリ セ ット
され たこ と を警 報復 帰に よ り確 認す る 。
※４ ：中 央 制御 室に て機 器 ラン プ表 示 ， 警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力計 指 示等 にて 確 認 する 。
※５：原子 炉水 位 が燃 料有 効 長頂 部以 下 とな った 場 合は ，格納 容器 雰 囲気 監視 系 等に より 格 納容 器内 の水素 ・酸 素 濃度 を確 認す る 。

原子炉自動減圧の確認※６ ：炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る 。
（燃 料損 傷 をも って 炉心 損 傷後 の手 順 へ 移行 ）・格納容器雰囲気放射線モニタγ線線量率が設計基準原子炉冷却材喪失事故時追加放出相当の10 倍以 上

(約34分) 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※５

炉心 損傷 な しの 継続 確認

原子炉水位不明
でないことの確認 ※７

水位 不明

水位不明ではない※７ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・原 子炉 水 位計 のば らつ き が大 きく 燃 料 有効 長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合※６

炉心損傷が確認された
場合 は，炉 心 損傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

※８：原 子炉 水位 不 明の 場合 は，原子 炉 圧力 容器 を 満水 とし ，原 子炉 圧力 と サプ レッ ショ ン・チェ ン バ
圧力 との 差 圧を 確認 する こ とで ，原 子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂 部以 上 であ るこ と を 確認 する 。

原子 炉満 水 操作 ※８※９：原子 炉 水位 が燃 料有効 長頂 部以 下 とな った 場 合は ，燃料 有 効長 頂部 以下 の 継続 時間 を 測定 し，「最長許 容炉 心 露出 時間 」の禁 止 領域 に入 っ てい るか を 確認 する とと も に ，格 納容 器 雰囲 気監 視 系γ
線モ ニタ に より 燃料 の健 全 性を 確認 す る 。
※１ ０：低圧 炉心 ス プレ イ系 によ り，原 子炉 水位 を 原子 炉水 位低（レ ベル ３）設 定点 から 原 子炉 水位 高
（レ ベル ８ ）設 定点 の間 に 維持 する 。

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※９※１ １：低 圧炉 心 スプ レイ 系 のみ によ り 原子 炉水 位 を維 持可 能な こ とを 確認 し ，残留 熱除 去 系は サプ レ
ッシ ョン・プー ル 冷却 に切 り 換え る 。解 析上 は ，原 子炉 水 位が 原子 炉 水位 高（レ ベル ８ ）設 定点に到 達し た 時点 で切 替操 作 を開 始し ，こ の 5 分後 に サプ レッ ショ ン・プー ル冷 却 運転 を開 始 する
想定 とし て いる 。

原子炉水位の調整操作 ※ １ ０※１ ２： サ プレ ッシ ョン ・ プー ル冷 却 の 開始 時間 は ，Ｍ ＡＡ Ｐ解 析 に基 づく も の であ る。

Ａ(約41分 ※ １ ２ )残留熱除去系（サプレッション・
プール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作 ※ １ １

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去系のサプレッション・プール冷却モードによ る 格納容器除熱を継続する。また，機能喪失している設 備 の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止 時 冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

第 2.2-2 図【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制御 棒 駆動 水圧 系に よ る原 子炉 圧 力容 器へ の注
水が 継続 し てい るこ とを 確 認す る。 ま た ，追 加起 動 の準 備も 開始 す る。

高圧注水・減圧機能喪失の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17,150-28 に対する回答

2.2-33

高圧 注 水・ 減圧 機 能 喪失

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

1人

発電長

20

30

約20秒

1人

運転員
(中央制御室)

災害対策要員
運転員
(現場)

2人

70

80

90

100

110

備 考

プラ ント 状 況判 断

中央監視
運転操作指揮約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達
約31分

運転操作指揮補佐

過 渡時 自動 減圧 回 路自 動作 動

約34分
通報連絡者

60

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

操作の内容
副発電長

50

原子 炉ス ク ラム

操作項目
補佐

40

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

災害対策本部連絡
発電所外部連絡原 子炉 水位 燃料 有 効長 頂部 到 達
約41分

残 留熱 除去 系（ サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 水 冷却 系） への 移 行

重大事故等対応要員(現場)●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認● 原子 炉ス ク ラム 確 認

状況判断

2人
A，B

−

−

● ター ビン 手 動停 止 操作

10 分

●再循環ポンプトリップの確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 自動起動失敗の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認
高圧注水機能喪失の判断【 1人 】
A−−● 高 圧 炉 心 ス プ レイ 系 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の手 動 起 動 操 作（失敗）

高圧代替注水系の起動操作【 1人 】
A−−●高圧代替注水系の手動起動操作

高圧注水機能の回
復操作

−

−

−

● 高圧 炉心 ス プレ イ 系の 回復 操 作

低圧炉心スプレイ系等の自動起動

【1人】
A

−

−

● 低圧 炉心 ス プレ イ 系及 び残 留 熱除 去 系 （ 低圧 注 水 系）の自動 起動 確 認

原子炉自動減圧の
確認

【1人】
A

原子炉水位の調整
操作

【1 人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

残留熱除去系（サプレッション・プ
ール水冷却系）によるサプレッション・プール冷却操
作

2分
解析上考慮しない

4分

対応可能な要員にて実施●逃 がし 安 全弁 （過 渡 時自 動 減圧 機能 ） 2弁

適宜 確認
適宜 確認

自 動 開 放確認

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

●低圧注水モードからサプレッション・プール冷 却モードへの切替え操作（1系列）
【1人】
B

−

4分

−

適宜 確認

●サプレッション・プール冷却運転の状態監視

使用済燃料プール
の冷却操作

−

−

−

可搬型代替注水大型ポンプによる水
源補給操作

−

−

−

タンクローリによる燃料補給操作−

必要要員合計

2人
A,B

使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合でも ， プ ー ル 水 温 度 が 80℃に到達するまでには1日程度の時間余裕があるた
め，本操作は対応可能な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等対応可能な要員にて実施
する●ポンプ起動及び水源補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給−対応可能な要員にて実施
する−●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

0人

手順 上は 原子炉 水位燃料
有効 長頂 部回復 で実施するが、解析上は原子炉水位
高到達から5分後に開始

0人

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.2-3 図

高圧注水・減圧機能喪失時の作業と所要時間

2.2-34

過渡時自動減圧回路作動による自動減圧（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
低圧炉心スプレイ系の注水開始に伴い，蒸気が大量に発生することにより減圧率が鈍化

主蒸気隔離弁閉鎖による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-4 図
コメント No.147-02,18 に対する回答

原子炉圧力の推移

自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上昇

原子炉減圧に伴う蒸気

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

流出による水位低下
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
低圧注水系等の注水による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（高出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

原子炉の減圧に伴い，炉心下部プレナムのボイド率が増加
し，満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.2-35

コメント No.147-05 に対する回答

原子炉水位高（レベル８）設定点到達による注水停止

5000

4000

注水流量

注水流量

残留熱除去系（低圧注水系）
３系列による注水

3000３／h) 2000/h）（m3(m低圧炉心スプレイ系
による注水

1000

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000
過渡時自動減圧回路作動による自動減圧（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）

1500

（t/h）
(t／h)

原 子 炉 水 位 が 主蒸 気 管 の
高 さ に 到 達 し ，逃 が し 安
全弁から冷却材が流出

逃がし安全弁（安全弁機能）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.2-36

500

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

過渡時自動減圧回路作動（2 弁） 注水停止による
水量減少
による水量減少400
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

100
原子炉注水開始による水量回復

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度(℃)（℃）

燃料被覆管最高温度発生（約 711℃，約 41 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.2-37

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
蒸気冷却

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
沸騰遷移冷却

熱伝達係数

熱伝達係 数

膜沸騰冷却（冠水時）
噴霧流冷却（露出時）

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管
最高温度発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇

0.8

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

0.6

（−）
(−)
0.4

再冠水過程における
露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.2

低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.2-38

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇

0.6

（−）
(−)
低圧炉心スプレイ系の注水によるボイド率の低下

0.4

低圧炉心スプレイ系等の注水によるボイド率の低下

0.2
原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.2-39

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.2-14 図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.2-400.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇

0.4

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]）(MPa[gage])(MPa[gage])

最大圧力：約 0.04MPa［gage］（約 17 時間）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2-15 図

格納容器圧力の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

200

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する

(℃)

(℃)

100

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系） 最高温度：約 90℃作動による温度上昇の抑制（約 128 時間）
0
0

24

48

72

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.2-16 図

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

格納容器雰囲気温度の推移

2.2-41

168

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

ー

ル
水
位

サプレッシ ョン・ プール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ベントライン（約 15m）
15

原子炉減圧に伴い，蒸気が流入するため水位が上昇

10

5

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が徐々に上昇
200

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
による温度上昇の抑制

ー

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

最高温度：約 76℃（約 6 時間）

100

（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.2-42168

添付資料 2.2.1
安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

高圧注水・減圧機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，事象発生の約 1 時間後に残留熱除去系による格納容器除熱 を 実 施 す る こ と で ，格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。
格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ，
低 圧 注 水 継 続 の た め の 逃 が し 安 全 弁 の 機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126℃ を 上 回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.2.1-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（高圧注水・減圧機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡炉心

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝
達モデル

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比 べて ＋ 50℃ 程 度 高 め に 評 価 す る 。 ま た 、 低
圧代 替注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷
却過 程に お け る 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 実 験結 果 の燃 料被 覆 管温 度に 比 べて ＋50℃ 高め に
評価 す るこ とか ら ，解 析 結果 は燃 料 棒表 面の 熱 伝達 係数 を 小さ く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 棒 表面 での 熱 伝達 は
大き く なる こと で ，燃 料 被覆 管温 度 は低 くな る が， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 低圧 炉 心ス プ レイ 系等 の 自動 起動 及 び過 渡時 自 動減 圧
回路 に よる 原子 炉 自動 減 圧に より 確 保さ れ， 燃 料被 覆管 温 度を 起
点と す る運 転員 等 操作 は ない こと か ら， 運転 員 等操 作時 間 に与 え
る影 響は な い。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある 。よ っ て，実際 の燃 料 棒表 面で の 熱伝 達は 大き く なる こと で，
燃料 被 覆管 温度 は 低く な るが ，事 象 初期 の原 子 炉注 水は 低 圧炉 心
スプ レ イ系 等の 自 動起 動 及び 過渡 時 自動 減圧 回 路に よる 原 子炉 自動減 圧 によ り確 保 され ， 燃料 被覆 管 温度 を起 点 とす る運 転 員等 操
作は ない こ とか ら， 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 はな い。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 711℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対し て 180℃程 度 の余 裕 があ り， 燃 料被 覆管 の 破裂 判定 の 不確 か
さが 運転 員 等操 作に 与え る 影響 はな い 。

解析 コー ド は， 実験 解析 に おい て熱 伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し， 有効 性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ， 評 価項 目と な るパ ラメ ータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 711℃ であ るこ とか ら，ベス トフ ィ
ット 曲線 の 破裂 判断 基準 に 対して 180℃程 度の 余裕 が あり，燃料 被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，低圧注水系等の注水開始タイミングを早め る可 能 性が ある 点に つ いて は， LPCS スプ レイ に よる もの であり，「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項目となるパラメータに与える影響」の残留熱除去系（低圧注
水系 ）にて LPCI1 台で も評 価項 目 を満 足 する こと を 確認 して いる 。

添付資料 2.2.2

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.2.2-2

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）

原子 炉
圧力 容器

解析モデル

二相流体の流動モデル

臨界流モデル沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果二相流体の流動モデル

ECCS 注 水（給水
系・代替 注水系含
む）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と おお むね 同 等 の結 果が得られて いる 。低 圧代 替 注水 系の 注 水 によ る
燃料棒冷却 （蒸 気単 相冷 却 又は 噴霧 流 冷 却） の
不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
LPCS スプレイ の影 響 により 2MPa より 低い 圧力で系統的に 圧力 低下 を早 め に予 測す る 傾 向を 呈しており， 解析 上， 低圧 注 水系 等の 注 水 開始 タ
イミングを 早め る可 能性 が ある が， こ の 場合 でも解析コー ドは 被覆 管温 度 を高 めに 評 価 して おり，評価項 目と なる パラ メ ータ に対 し て は保 守的な結果を 与え る。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 711℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。 ま た， 低圧 炉心
スプ レイ 系 に期 待す る場 合 ，原 子炉 圧 力 の評 価に お いて ，解 析コード は， 2MPa より 低 い圧 力で 系統 的 に圧 力低 下を 早 めに 予測 する
傾向 を呈 し てお り， 低圧 注 水系 等の 注 水 開始 タイ ミ ング を早 める
可能 性が あ るが ，こ の場 合 でも 解析 コ ー ドは 被覆 管 温度 を高 めに評価 する こ とか ら， 評価 項 目と なる パ ラ メー タに 対 する 余裕 は大きく なる 。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

分類

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心

崩壊 熱

炉 心 モ デ ル
（原子炉出力及び崩壊熱）

入力値に含まれる。
保守的な崩壊熱を入力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響はない。
入力値に含まれる。
保守的な注水特性を入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の影響はない。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

ＨＤＲ実験解析では， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成層化を含めて傾向を よ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気温度を十数℃程度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認された が ， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実
機体系においてはこの種の不確かさは小さくなるものと考えられる。また，非凝縮性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー
タとよく一致することを 確 認し た。
格納容器各領域間の流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及 び 内 部 熱 伝 導 の 不 確
かさにおいては，ＣＳ Ｔ Ｆ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び
非凝縮性ガス濃度の挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一
致することを確認した。

解 析 コ ー ド は ， HDR 実 験 解 析 に お い て 区 画 に よ っ て 格 納 容 器
雰囲 気温 度 を十 数℃ 程度 ， 格納 容器 圧力 を 1 割程 度 高め に評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないため，運転員等操作時間に与える影 響は な い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析において格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さく，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等
操作 はな い ため ，運 転員 等 操作 時間 に与 える 影響 は ない 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格 納容 器圧 力を 1 割程 度高 め に評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いる が 、Ｂ ＷＲ の 格納 容器 内の 区 画と は異なる 等，実 験体 系に 起因 す るも のと 考 え られ ，実 機 体系 にお いては 不確 か さが 小さ くな る もの と推 定 さ れ，全体 と して は格 納
容器 圧力 及 び温 度の 傾向 を 適切 に再 現 で きて いる た め，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材と の熱 伝達 及 び内 部熱伝導 の不 確 かさ にお いて は ，Ｃ ＳＴ Ｆ 実験 解析 によ り 格納 容器
雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致する こと を 確認 して いる た め，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与える 影響 は 小さ い。

入力値に含まれる。
ポンプ流量及び除熱量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え ら れ て お り ， 解 析 モ
デルの不確かさの影響は な い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響」 にて 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

原子 炉
圧力 容器

添付 2.2.2-3

格納 容器

ECCS 注 水（ 給 水系・代替 注
水 設 備 含む）
格 納 容 器各 領 域 間の流 動
気 液 界 面の熱 伝達

構 造 材 との 熱 伝 達及 び 内 部熱伝 導

サ プ レ ッショ ン・プール 冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子 炉水位
初期条件

添付 2.2.2-4

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

48,300t／h（定格流量（100％流量））

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は 小さ く ，運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 低 圧 炉
心 ス プ レ イ 系 等 の 自動 起 動 及 び 過 渡 時 自 動 減 圧 回 路に よ る 原 子 炉 自 動 減圧 に よ り 確 保 さ れ ， 燃 料 被 覆 管
温 度 を 起 点 と す る 運転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ に対す る余 裕 は大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止 後の崩壊 熱

格納 容器 圧 力

初期条件

添付 2.2.2-5

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル）

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温 度

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2〜
4.7kPa[gage]（実績値 ）

57℃

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊熱が大きい方が，原子炉水位低下
及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となる。このため，崩壊熱が大き
くな る燃 焼 度の 高い 条件 と して ，1 サ イ
クル の運 転 期間(13 ヶ月 )に 調整 運転 期
間 (1 ヶ 月 ) を 考 慮 し た 運 転 期 間 に 対 応する 燃焼 度 を設 定

最 確条 件 は 解析 条 件 で 設定 し て いる 崩 壊 熱 より も 小 さく な る
傾 向と な る ため ， 原 子 炉か ら サ プレ ッ シ ョ ン・ プ ー ルに 流 出
す る蒸 気 量 が減 少 す る こと で ， 原子 炉 水 位 の低 下 が 遅く な るが ，事 象 初 期の 原 子 炉 注水 は 低 圧炉 心 ス プ レイ 系 等 の自 動 起
動 及び 過 渡 時自 動 減 圧 回路 に よ る原 子 炉 自 動減 圧 に より 確 保
さ れる こ と から ， 運 転 員等 操 作 時間 に 与 え る影 響 は ない 。 また ，格 納 容 器圧 力 ， サ プレ ッ シ ョン ・ プ ー ル水 位 及 びサ プ レ
ッ ショ ン ・ プー ル 水 温 度の 上 昇 が遅 く な る が， こ れ らの パ ラ
メ ータ を 起 点と す る 運 転員 等 操 作は な い こ とか ら 運 転員 等 操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
最 確条 件 は 解析 条 件 で 設定 し て いる 格 納 容 器初 期 圧 力よ り も小 さく な る 。こ の た め ，格 納 容 器圧 力 が 低 めに 推 移 する が ，こ れら の パ ラメ ー タ を 起点 と す る運 転 員 等 操作 は な いこ と から運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる 傾向 と なる ため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，原 子
炉か らサ プ レッ ショ ン・プ ール に流 出 する 蒸気 量が 減 少するこ とで ，原 子 炉水 位の 低 下並 びに 格 納容 器圧 力及 び 雰囲
気温 度の 上 昇が 緩和 され る こと から ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 が大 き くな る。

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

最 確条 件 と した 場 合 に は， ゆ ら ぎに よ り 解 析条 件 に 対し て 変
動 を与 え う るが ， 格 納 容器 圧 力 が上 昇 し 格 納容 器 ス プレ イ を
実 施し た 場 合， ド ラ イ ウェ ル 雰 囲気 温 度 は 飽和 温 度 とな る ことか ら，初期 温度 の ゆら ぎが 事 象進 展に 与 える 影響 は 小さ く，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 は小 さ い 。

設計 値を 設 定

解 析条 件 は 最確 条 件 と 同等 で あ るこ と か ら ，事 象 進 展に 影 響
はな く， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限 値を 設 定

最 確条 件 と した 場 合 に は， 格 納 容器 体 積 （ ウェ ッ ト ウェ ル ）の 液相 部 の 運転 範 囲 に おい て 解 析条 件 よ り 高め の 水 位と な るが ，ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に小 さ い 。例 え ば ， サプ レ ッ ショ ン ・
プー ル水 位が 6.983m の 時の 水量 は 3,300m ３ であ るの に対 し，
ゆら ぎ（ 0.087m）に よる 水 量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合
は 初期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非常 に 小 さ い。 し た が って ，事 象進 展 に 与え る 影 響 は小 さ く ，運 転 員 等 操作 時 間 に与 え る
影響 は小 さ い。
最 確条 件 と した 場 合 に は， サ プ レッ シ ョ ン ・プ ー ル 水位 の 運
転 範囲 に お いて 解 析 条 件よ り 高 めの 水 位 と なる が ， ゆら ぎ の幅 は非 常 に 小さ い 。 例 えば ， サ プレ ッ シ ョ ン・ プ ー ル水 位 が6.983m の 時 の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対 し 、 ゆ ら ぎ（0.087m）に よる 水量 変 化は約 42m ３ であ り ，そ の割 合 は初 期
保 有水 量 の 1.3％ 程 度と 非 常 に 小さ い 。 し たが っ て ， 事象 進
展 に与 え る 影響 は 小 さ く， 運 転 員等 操 作 時 間に 与 え る影 響 は小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなるた
め ，サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル で の圧 力 抑 制 効果 が 高 まり 格 納
容 器圧 力 の 上昇 は 緩 和 され る が ，格 納 容 器 圧力 を 起 点と す る
運 転員 等 操 作は な い こ とか ら 運 転員 等 操 作 時間 に 与 える 影 響
はな い。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，格納 容 器圧 力が 上 昇し 格納 容器 ス プレ
イを 実施 し た場 合，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気温 度は 飽和 温 度となる こと か ら，初期 温度 の ゆら ぎが 事 象進 展に 与え る 影響
は小 さく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は 小さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さ い。例え ば，サ プ レッ シ
ョン ・プ ー ル水 位が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し 、 ゆら ぎ（ 0.087m）に よる 水 量 変化 は約 42m ３ であり，そ の割 合は 初期 保 有水 量の 1.3％程 度と 非常 に 小さい。し た がっ て，事象 進展 に 与え る影 響は 小さ く，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール での 圧 力抑 制効 果が 高 まり
格納 容器 圧 力の 上昇 は緩 和 され る。こ の ため ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値 を設 定約 25〜 58℃
（実績値 ）

5,700m ３（設計値 ）
空間部：
約 4,092m ３ 〜 約
4,058m ３
液相部：
約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実績値 ）

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実績値 ）

32℃

約 15〜約 32℃（実績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方
最確条件

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限
値を 設定

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を 設定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
減圧機能喪失−

外部 電源

外部電源あり

−重大事故等対策に関連 する 機器条件

添付 2.2.2-6

原子 炉ス クラム

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い 給水 流 量の 全喪 失を 設 定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，減圧機能喪失として自動減圧系の機能が喪失するものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉
水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管
温度 の観 点 で厳 しく なる 。

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原 子炉 ス クラ ムを 設定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号に よる 再 循環 ポン プト リ ップ を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響−−外部 電源 が ない 場合 でも ， 非常 用母 線 は 非常 用デ ィーゼ ル発 電 機等 から 自動 的 に受 電さ れ る こと で低 圧
炉心 スプ レ イ系 等の 電源 は 確保 され る た め， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

外部 電源 が ない 場合 は ，外 部 電源 喪失 に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム ，再 循環 ポ ンプ トリ ップ 等 が発 生 する ため ，外部電 源が あ る場 合と 比較 し て原 子炉 水 位 の低 下は 緩
和さ れる こ とか ら ，評 価項 目 とな るパ ラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きく なる 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象進 展に影 響は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象進 展に影 響は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件 の 不確 かさ

項

目

低圧 炉心
スプ レイ系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

重大事故等対策に関連 する機器条件

添付 2.2.2-7

逃が し安 全弁

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて自動起動

原子 炉水 位 異常 低下（ レベ ル １ ）信
号に て自 動 起動

最小流量特性・注水流量：0〜1,561m ３ ／h
・注水圧力：0〜1.99MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて自動起動
3 台注水・注 水流 量 ：0〜 1,561m ３ ／h 以 上・注 水圧 力 ：0〜 1.99MPa[dif]原子 炉水 位 異常 低下（ レベ ル １ ）信
号に て自 動 起動
3 台注 水最小流量特性・注 水流 量 ：0〜 1,676m ３ ／h 以 上・注水流量：0〜1,676m ３ ／h
・注 水圧 力 ：0〜 1.55MPa[dif]・注水圧力：0〜1.55MPa[dif]（原子炉圧力制御時）（原 子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全 弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個
385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉自動減圧時）（原 子炉 自 動減 圧時 ）過渡時自動減圧回路により逃
過渡時自動減圧回路により逃がしがし安全弁（過渡時自動減圧機
安全 弁（過 渡時 自動 減 圧機 能 ）2 弁
能）2 弁を自動開放することでを自動開放することで原子炉を減
原子炉を減圧
圧

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

炉心冷却性の観点で厳し い設 定 とし て ，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 実 際 の 注 水 流 量 が 解 析 より も 大 き く な る た め， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位 の 回
復 が 早 く な り ， 炉 心冷 却 達 成 後 （ 炉 心 冠 水 後 ） に 実
施 す る 残 留 熱 除 去 系に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
冷却 操作 の 開始 は早 くな る 。

実際の注水量が解析より多い場合（注水特性の保守性） ，燃 料 被覆 管温 度の 上 昇が 緩和 さ れ るこ とか ら ，
評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら ，事 象進 展に差 異は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧
力と蒸気流量の関係から 設定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら ，事 象進 展に差 異は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら ，事 象進 展に影 響は な く ，評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影
響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，海 水温 度が 低 め とな り除 熱性能 が向 上 する ため ，格納 容 器圧 力及 び 雰 囲気 温度 の上昇 が緩 和 され るこ とか ら ，評価 項目 と な るパ ラメ ー
タに 対す る 余裕 が大 きく な る。

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェンバ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・ チェ ン バ間 差圧 ）（設 計値 ）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 モ ード）

熱交換器 1 基あたり
約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

熱交 換器 1 基あ たり
約 43MW 以上（サプレッション・プール水温度
100 ℃ ， 海 水 温 度 32 ℃ 以 下 に お いて）

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で ，過去 の実 績 を包含する高めの海水温度を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 海 水 温 度 が 低 め と な り 除
熱 性 能 が 向 上 す る ため ， 格 納 容 器 圧 力 及 び サ プ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度 の 上 昇 が 遅 く な る が ， こ れ らの パ ラ メ ー タ を 起 点と す る 運 転 員 等 操 作 は な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽 油貯 蔵 タン ク＋ 可搬 型 設備 用
軽油 タン ク ）軽油貯蔵タンクの管理下 限値 を 設定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

第3表
項

目

操作条件

残留熱除去
系によるサ
プレッショ
ン・プ ール 冷
却操 作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響

解析上の操作開始条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点到達から 5 分後添付 2.2.2-8

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等運転手順に基づき，原子炉水位の制御範囲（原子炉
水位低（レベル
３）設定点から原
子炉水位高（レベル８）設定点）を踏まえ，原子炉注
水による炉心冷却達成後の操作として，運転モー
ドの切替えに要する時間を考慮して設定【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 原 子炉 水位 を 継続 監視 して い るた め，認知に 大幅 な 遅れ が生 じる こ とは 考え に く い 。さ らに ，運転 員 の認 知を 助 ける た
めに 原子 炉 水位 の上 昇に 伴 い複 数の 警 報 が消 灯又 は 点灯 する こと か ら，認知 遅
れが 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能 性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系の 低圧 注水 モ ード から サ プ レッ ショ ン・プー ル 冷却 モー ド への 切
換え 操作 と して 余裕 時間 を 含めて 4 分 を 設定 して い る。中 央 制御 室の 制 御盤 の操作 スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であ り，操作 所要 時 間が 長く なる 可 能性 は十 分に低 く， 操 作所 要時 間が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 運転 員 が実 施する こと か ら， 他の 並列 操 作が 操作 開 始 時間 に与 え る影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作の ため ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさにより操作開始時
間が早くなる可能性があ るが ，中 央 制御 室
で行 う操 作 であ り，本操作行う運転員には他の並列操作もない
こと から ，こ の 他の 操作に与える影響もない。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 早くなる場合には格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の 上昇 は 緩和 され ，
評価項目となるパラ
メータに対する余裕は大 きく な る。

残留熱除去系による
サプ レッ シ ョン・プ ー
ル冷却操作開始までの時間は事象発生から 約 41 分 後で あり ，
運転操作が遅れる場
合に おい て も，格納 容器圧力が代替格納容器スプレイの実施基
準 で あ る 279kPa［gage］に 到達 する ま
での 時間 は ，事 象進 展
が 同 様 と な る 「 2.1
高圧・低 圧 注水 機能 喪失」に示 す とお り事 象
発生 から 約 14 時間 後
であ り，十 分な 時間 余裕が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系の低圧注水モードから
サプレッション・
プール冷却モードへの切換え操作は
所要 時間 を 4 分 想定しているところ，訓練実績では
約 4 分 。想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認 した 。

添付資料 2.2.3
高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

1.

はじめに
高圧注水・減圧機能喪失は，運転時の異常な過渡変化又は設計基

準 事 故 （ 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 事 故 を 除 く 。） 発 生 後 ， 高 圧 注 水 機 能 が 喪
失 し ，か つ ，原 子 炉 減 圧 機 能 が 機 能 喪 失 す る 事 故 シ ー ケ ン ス で あ る 。
本事故シーケンスにおいては，低圧非常用炉心冷却系（以下「低圧Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 」 と い う 。） は 健 全 で あ り ， 自 動 起 動 す る こ と を 想 定 し て いることから，実機挙動を考慮し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去 系（ 低 圧 注 水 系 ）3 系 列 に よ る 原 子 炉 注 水 に 期 待 し た 評 価 を 実 施 している。
な お ，残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 列 に よ る 原 子 炉 注 水 を 想 定
した場合でも，過渡時自動減圧回路を用いた逃がし安全弁（過渡時
自 動 減 圧 機 能 ）2 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 に よ り 評 価 項 目 を 満 足 す る こ とを以下のとおり確認している。

2.

残留熱除去系（低圧注水系）1 系列に期待した場合の解析結果
残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 列 に よ り 原 子 炉 注 水 を 実 施 し た 場

合の解析結果を，第１表及び第 1 図から第 4 図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）は，低圧炉心スプレイ系と比較して吐出圧力が低く，原子炉減圧後の注水開始タイミングが遅くなること に よ り ，燃 料 被 覆 管 の 最 高 温 度 は 約 821℃ と な る が ，こ の 場 合 で も判断基準を満足することを確認した。

添付 2.2.3-1

第 1表

解析結果

感度解析ケース

ベースケース

低圧ＥＣＣＳ作動数

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）× 1

残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） ×3
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ×1

約 821℃（燃料被覆管の破裂なし）

約 711℃（燃料被覆管の破裂なし）

解析結果

解析ケース

燃料被覆管温度10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（ 最 大 値 ： 約 7.79MPa[gage]）
過渡時自動減圧回路作動による自動減圧

8

原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉鎖
による圧力上昇(MPa[abs]) 4
MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 1図

原子炉圧力の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-2

自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

原子炉減圧による蒸気

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

流出により水位低下

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

低圧注水系の注水による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド外高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム（ｍ）(m)

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2図

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）の 推 移（ 感 度 解 析 ケ ー ス ）

1200

1000

燃料被覆管温度）(℃ )燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 発 生 （ 約 821℃ ， 約 43 分 ）（ 発 熱 部 10 分 割 中 ， 下 か ら 7 番 目 の 位 置 ）原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽
和温度低下により燃料被覆管温度が低下

800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下原子炉減圧による飽和温度の低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 3図

燃料被覆管温度の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-3

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃料被覆管の最高温度及び円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向JNES(内圧破裂試験)

100のNFI他(内圧破裂試験)

応
ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線
２( N ／ m m2 )(N/mm )
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 4図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

添付 2.2.3-4

添付資料 2.2.4
7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

事象:保守的に全ての設備が，事象発生直後から燃料を消費するものとして評価する。
時系列
非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL

※１
※２

合計

判定

7 日間の軽油
消費量
約 614.3kL

軽油貯蔵タン
クの容量は約800kL であり，７日間対応可能

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

添付 2.2.4-1

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に含まれる
事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」及び②「サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩ
Ｃ成功）」である。
コメント No.148-12 に対する回答(2)
コ メ ン トNo.150-38に対する回答

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」は，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事
故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失することで，原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，直流電源の枯渇により蒸気駆動の原子炉注水機能も喪失することで炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，全交流動力電源喪失に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，一定期間の蓄電池からの2.3.1-1

給電を確保し蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水によって原子炉水位を維持し，その後原子炉を減圧し可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，交流動力源
電源が不要な格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原
子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。
対策の概略系統図を第 2.3.1-1 図に，対応手順の概要を第 2.3.1-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.1-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 22 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要
員 6 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 13 名である。
2.3.1-2

招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の現場系統構成を行う重大事故等対応要員 4名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.3-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 22 名及び招集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプ
がトリップしたことを確認する。
原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認に必要な計装設備は，
平均出力領域計装，原子炉圧力計等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量計等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，
2.3.1-3

原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．交流電源の回復操作
早期の電源回復不能の確認後，対応可能な要員により非常用ディーゼ
ル発電機等の機能回復操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失の確認後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋
内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。
ｇ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給を実施する。
ｈ．直流電源の負荷切離し操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切り離しを実施することにより 24 時
間後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｉ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達し，可搬型代替注水大型
2.3.1-4

ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7
弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な計装設備は，
原子炉圧力計等である。
ｊ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が可搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量系
等である。
ｋ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。また，同じ可搬型代替注水大型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェ
ンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量計，サプレッション・
2.3.1-5

プール水位計等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作に必要な計装設備は，
緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。

ｏ．残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，可搬型代
替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止
し，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を開始する。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域），残留熱除去系系統流量計等である。
以降は，残留熱除去系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉
注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施する。
2.3.1-6

ｐ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｑ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。

2.3.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能が喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ
失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結
2.3.1-7

果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射
熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.1-2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失す
るものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，部電源喪失に伴う原子炉保護
2.3.1-8

系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
(b)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉
減圧時の可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(c)

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用し原子炉注水のみを実施する
場合は，炉心冷却性の観点で機器設計上の最小要求値である最小流量
特性（注水流量：0〜110m ３ ／h，注水圧力：0〜1.4MPa[dif]）とし，
原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。

(d)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用し格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
2.3.1-9

し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。
(e)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当
たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプは 1 台使用するものとし，非常用 母 線 の 受 電 が 完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0 〜 1,676m ３ ／ h （ 0 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。

(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10３ t／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(h)

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り換える。伝熱容量は
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と同様とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後
2.3.1-10

に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。
(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切り離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施
する。

(d)

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，常設代替高圧
電源装置による非常用母線受電操作及び残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.1-4 図から第 2.3.1-8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.1-9 図から第 2.3.1-14
2.3.1-11

図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.1-15 図から第 2.3.1-18
図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，
原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切り離しを実施することにより，24 時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給できるものとする。
（添付資料 2.3.1.1，2.3.1.2）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冷却は維持される。なお，原子炉
隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
2.3.1-12

事象発生から 24 時間経過した時点で常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却が維持される。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13
時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した時点
で，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を開始し，事象発生の 24 時間後に交流電源が復旧した時点で残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
コメント No.181-18 に対する回答

燃料被覆管温度は，第 2.3.1-9 図に示すとおり，炉心の冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。
また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.1-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
2.3.1-13

また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することにより，格納容器圧
力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa[gage]及び約 141℃に抑えられる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び 200℃を下回る。
原子炉隔離時冷却系及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心は冠水状態を維持し，冷却が維持される。その後，非常用母線の受電完了後に残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.1.3）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
2.3.1-14

本重要事故シーケンスは，全交流動力電源喪失後，原子炉隔離時冷却系が設計基準事故対処設備として期待する期間を超えることで蓄電池の枯渇により機能喪失し，原子炉注水機能が喪失することで原子炉水位が低下するため，
直流電源の負荷切離し操作を実施すること，原子炉隔離時冷却系が機能維持している期間内に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施すること，全交流電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇することから可搬型代替注水
大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施すること並びに事象発生 24 時間後に交流電源を復旧し残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，直流電源の負荷切離し操作，逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水），可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作並びに残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象
は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 50℃程度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評
2.3.1-15

価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離
時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始
2.3.1-16

の起点としている可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性ガス
2.3.1-17

の挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.1-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
2.3.1-18

また，格納容器圧力及びサプレッション・プール水位の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格納容器体積（ウェットウェル）及びサプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.1.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.3.1-19

機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.4）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離し操作（中央制御室）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離し操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間 1 分
後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間
及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，
2.3.1-20

実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作
所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.1.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離し操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，蓄電池枯渇までに実施することで評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，可搬
2.3.1-21

型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は原子炉隔離時冷却系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の直流電源の負荷切離し操作（中央制御室）は事象発生から 1
時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離し操作（現場）は事象発
2.3.1-22

生から 8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしていることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水大型ポンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水大型ポンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定していることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としていることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.1.4）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目とな
2.3.1-23

るパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重大事故等対策における必要な初動対応要員は，「2.3.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 22 名である。
「 6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」

で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 6 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1（2） 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
（添付資料 2.3.1.5）
ａ．水源

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると合計約 2,130m３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ 及び淡水貯水池に約 5,000m ３の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が2.3.1-24

可能である。
（添付資料 2.3.1.6）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等については，事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.3.1.7）

ｃ．電

源

常設代替交流電源設備の負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として約 4,165kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替
高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 2.3.1.8）

2.3.1-25

2.3.1.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」では，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事故
対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失し，原子炉へ注水する機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全
弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電による残留熱除去系を用いた格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁よる原子炉注水によって原子炉水位を維持し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電による残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
2.3.1-26

解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁による原子炉注水，常設代替高圧
電源装置からの給電による残留熱除去系を用いた格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対して有効である。

2.3.1-27

第 2.3.1-1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全交流動
力電源喪失の確認

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

2.3.1-28

原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故対策について（1／4）
手順・外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点で原子炉隔離時
冷却系が自動起動したことを確認する。

・原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。

常設設備
逃がし安全弁（安全弁機能）
所内常設直流電源
設備【原子炉隔離時冷却系】

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】
【原子炉隔離時冷 −原子炉水位（広帯域，燃料域）
却系】
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流
量】
【 】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.3.1-1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故対策について（2／4）
手

順

常設設備
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室 −からの遠隔操作により外部電源の受電を試みるが，失敗したことを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作により非常用ディーゼル発電機等の起動を試みるが，失敗したことを確認する。
・以上により，早期の電源回復不能を確認する。
可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を ・全交流動力電源喪失の確認後，可搬型代替 代替淡水貯槽用いた低圧代替注水系（可搬
注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始す型）の起動準備操作る。
タ ン ク ロ ー リ に よ る 燃 料 補 給 ・タンクローリにより可搬型代替注水設備用 可 搬 型 設 備 用 軽 油
操作
軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプ タンクに燃料補給を実施する。
直流電源の負荷切り離し操作
・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室 所 内 常 設 直 流 電 源及び現場にて所内常設直流電源設備の不要 設備
な負荷の切り離しを実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ 逃 が し 安 全 弁 （ 自による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 動減圧機能）の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代 可 搬 型 設 備 用 軽 油
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了 タンク
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放することで，原子炉減圧操作を実施する。
早期の電源回復不能の確認

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

2.3.1-29

可搬型代替注
水大型ポンプ−

タンクローリ−−−

可搬型代替注
水大型ポンプ
タンクローリサ プレッ ション・プー ル水 温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.3.1-1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（可搬型
代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型））

2.3.1-30

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容
器冷却

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧により可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認する。
・以降，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間に維持する。
・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイ操作を実施する。

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設設備
代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高 常 設 代 替 高 圧 電 源
圧電源装置による非常用母線の受電準備操 装置
作を実施する。
軽油貯蔵タンク
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源
電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉水位（広帯域，燃料域）
水大型ポンプ 原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位−

ドライウェル圧力
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

−

−

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

可搬型代替注
水大型ポンプ

【

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.3.1-1 表
操作及び確認
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

2.3.1-31

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故対策について（4／4）
手順・非常用母線の受電後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
イを停止する。
・残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器スプレイを実施する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器スプレイを交互に実施しつつ，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。

常設設備【残留熱除去系（低圧注水系）】【残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）】
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量】【 残留熱 除去系海水系 系統 流量】
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
ドライウェル圧力

−

−

−

−

−

−

【

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.3.1-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（1／6）
主要解析条件

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できるコード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

炉心流量48,300 t／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

初期条件

2.3.1-32

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.1-2 表
項

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水温度

2.3.1-33

事故条件

起因事象
安全機能の喪失に対する仮定
外部電源

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（2／6）
主要解析条件5,700m３

空間部：4,100m３
液相部：3,300m３
6.983m（通常水位−4.7cm）
32℃
外部電源喪失非常用ディーゼル発電機等の機能喪失
外部電源なし条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失することを想定
非常用ディーゼル発電機等が機能喪失するものとして設定。
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない。
起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.1-2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（3／6）

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.1-34

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原子炉減圧時の可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止条件設定の考え方
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定
設計値を設定。原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御
により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている。

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力： 1.04〜7.86MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

残留熱除去系（低圧注水系）

最小流量特性
注水流量：0〜1,676m３ ／h
注水圧力：0〜1.55MPa[dif]第 2.3.1-2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（4／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

2.3.1-35

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜110m３ ／h
・注水圧力：0〜1.4MPa[dif]1.5

原子炉圧力(MPa［ dif］ )重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

第 2.3.1-2 表
項目

2.3.1-36

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

逃がし安全弁

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ 格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上のンバ間差圧）
最低要求値である最小流量特性を設定
スプレイ流量：1.9×10３ t／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・ 設計値を設定
チェンバ）
約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃， 残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を
海水温度 32℃において）包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.1-2 表
項目

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（6／6）
主要解析条件

事象発生から 24 時間後

重大事故等対 策に関連する操作 条件

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用い 事象発生から 8 時間 1 分後た低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）

2.3.1-37

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定
実際には，低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点でサプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8
時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

事象発生から 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.1-38

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.1-1 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.1-39

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ※

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.1-1 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.1-40

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ※

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.1-1 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

淡水 貯水 池凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判

全交流動力電源喪失

断：操 作及 び 判断
：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場）
主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 確認

原子炉スクラム ※ １ 及び全交流動力電源喪失の確認

再循 環ポ ン プト リッ プの 確 認：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員
（現 場） の 共同 作業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ４

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ５

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作
交流 電源 の 回復 操作（約 1 時 間）（約 3 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離し操 作（ 中央 制 御室）

サプレッション・プール水温度
65℃到達
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた
低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）以外 によ る
原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水

（約 8 時 間 ）Ⅰ（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離し操 作（ 現 場）

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ６

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認 ※７
水位不明ではない

原子炉満 水 操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※８（約 13 時間 ）サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器スプ
レイ操作

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作

（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 受電 操作
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 代 替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） 以 外によ る格 納 容器 スプ レイ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ

Ⅲ

可搬型代替交流電源設
備に よる 受 電操 作

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ ９

Ⅱ

代替 残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た残 留 熱除去 系に よ る格 納容 器ス プ レイ 及び 原 子
炉注 水の 交 互運 転Ⅳ
残 留 熱 除 去 系によ り原子炉水位 を維持し ，格納容器スプ レ
イ モ ー ド 又 はサプ レッション・ プール冷 却モードによる 格
納 容 器 除 熱 を継続 する。また， 機能喪失 している設備の 復
旧 に 努 め る ととも に，残留熱除 去系を原 子炉停止時冷却 モード 運転 と し，冷温停止状態とする。

代替 循環 冷 却系 ，常 設低 圧 代替 注水 系 ポ ンプ を用 い
た代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （常 設 ） 又は 可搬 型
代替 注水 大 型ポ ンプ を用 い た代 替格 納 容 器ス プレ イ
冷却 系（ 可 搬型 ）に よる 格 納容 器ス プ レ イ

Ⅴ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（可 搬 型 ）と 同等 の流 量 は確 保で きな い が，消 火系（ ディ ーゼ ル 駆動 ）によ る原 子炉 注 水も実施 可能 で ある 。
Ⅱ
電源 容量 に より 使用 でき る 設備 が限 ら れ るが ，常 設 代替 交流 電源 設 備が 使用 で き ない 場合 は 可搬 型代 替交 流 電源 設備 に よ り受 電す る 。
Ⅲ
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系（ 可 搬型 ）と同 等の 流量 は 確保 でき ない が ，消火 系（デ ィー ゼル 駆 動）に よる
格納 容器 ス プレ イも 実施 可 能で ある 。
Ⅳ
代替 残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た残 留 熱 除去 系の 使 用も 可能 であ る 。
Ⅴ※１ ：原 子 炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域等に より 確 認す る。
※２ ：中 央 制御室にて機器ランプ表示，系統流量計指示等に て確 認 する 。

代替 循環 冷 却系，常設 低 圧代 替注 水 系ポ ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（常 設）及び 可搬 型 代替 注水 大 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器ス プレ イ 冷却 系（ 可搬 型 ）に よる 格 納 容器 スプ レ イも 実施 可能 で ある 。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。

※３ ：原 子 炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。
※４ ：中 央 制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
※５：全 交流 動力電源喪失を確認した場合は，速やかに可搬 型代 替注 水 大型 ポン プを 用い た 低圧 代替 注水 系（ 可 搬型 ）に よる 原子 炉 注水 の準 備を 開 始す る。なお ，可 搬型 代替 注 水大 型ポ ンプ を 用い た低 圧代 替注 水 系（ 可搬型 ）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） には 同じ 可搬 型 代替 注水 大 型 ポン プを 用 いる 。
※６：サプ レッション・プール水温度がサプレッション・プー ル熱 容量 制 限（原 子炉 が高 圧 の場 合は 65℃ ）に到 達又 は超 過し た場 合 は，低 圧で 注水 可能 な 系統 の 準備 完了 後 に原 子炉 減圧 操 作を 実施 す る 。ま た ，実 際 の操作で は，原子炉圧力が低下し可搬型代替注水大型ポ ンプ を用 いた 低 圧代 替注 水 系（可 搬型 ）に よ る原 子炉 注 水が 開始 され た後 に原 子 炉隔 離時 冷却 系 が停 止す る が ，評 価上 は可 搬 型代 替注 水 大型 ポン プ を 用い た低圧
代替 注水系（可搬型）のみによる水位回復性能を確 認す る観 点で ， 原子 炉減 圧 開 始と 同時 に 原子 炉隔 離時 冷 却系 は停 止 す る想 定と し てい る。
※７ ：原 子 炉水位不明は，以下により判断する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉水位計の電源が喪失した場合
・原 子炉水位計のばらつきが大きく有効燃料長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合
※８ ：可 搬 型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（ 可搬 型 ）に より ， 原 子炉 水位 を 原子 炉水 位低 （ レベ ル３ ） 設 定点 から 原 子炉 水位 高（ レ ベル ８） 設 定 点の 間に 維 持す る。
※９ ：残 留 熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点に て原 子 炉注 水モ ー ド 運転 に切 り 換え ，原 子炉 水 位高 （レ ベ ル ８） 設定 点 にて 格納 容器 ス プレ イモ ー ド 運転 に切 り 替え る。

第 2.3.1-2 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,09,17 に対する回答

2.3.1-41

全交 流 動力 電源 喪 失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)

運転員
(現場)

操作項目

操作の内容

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
●外部 電 源喪 失の 確 認● 非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認

状況判断

2人
A，B

−

−

10 分

● ター ビン 停 止の 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認● 再循 環ポ ン プト リ ップ の確 認

原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離
時冷却系）

【1人】
A

全交流動力電源
喪失の確認

【1人】
A
【1人】
B

交流電源の回復操作−

直流電源の負荷切
り離し操作（中央制御 室）【1人】
B

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持−−

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作−−● 高圧 炉心 ス プレ イ 系デ ィー ゼ ル発 電 機の 手動 起 動 操作（ 失 敗 ）

1分

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機等 の 手動 起 動操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

●非 常 用デ ィー ゼ ル 発電機 の 機 能回復

解析 上 考慮 しな い
対応 可 能な 要員 に て 実施

●外 部 電源 の機 能 回 復−−●不 要負 荷 の切 離し 操 作

6分

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.3.1-3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(1／2)

2.3.1-42

全交 流 動力 電源 喪 失 （長期 Ｔ Ｂ ）経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

8時間

16

20

24

28

32

36

40

備 考

直流電源の負荷切り離し操作（現場）実施箇所・必要要員数

8時間 1分

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

原子 炉減 圧開 始

操作の内容

約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

24時 間

原子炉水位の調整操作（原 子炉隔 離時
冷却系）

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型） の起動 準備
操作

タンクローリによる燃料補給操作

運転員（中央制御室）運転員（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

−

−

−

−

−

2人
C,D

−

−

10人
a〜j
【2人】
a,b
【2人】
c,d
2人
k,l

24 時間 10 分

原子炉水位の調整操作（可 搬 型 代 替注
水大型ポ ンプを用 いた 低圧代替注水系（可搬型））
直流電源の負荷切り離し操作（現場）

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却●ア ク セス ルー ト 復 旧，可 搬 型 代替 注水 大 型 ポ ン プ準 備， 代 替淡 水貯
槽 から のホ ー ス敷 設 等

170 分
起動 後， 適 宜監 視

●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ 起 動操作

60 分●淡 水 貯水 池B(A)か ら淡水 貯 水 池A(B)へ の 補給

●原子炉注水のための系統構成

125 分

2人
（招集）
2人
（招集）

●可 搬 型設 備用 軽 油 タンク か ら タンク ロ ー リへ の 補給

【1人】
B

−

−

−

【2人】
C,D

【2人】
（招集）

タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら補
給

90 分
適宜 実施

−

1人
E

1人
m

●不 要 負荷 の切 り 離 し操作

1分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●原子炉注水の流量調整

50 分

【1人】
B

−

−

●非 常 用母 線受 電 準 備

35 分

−

【1人】
E

【1人】
m

●非常 用 母線 受電 準 備

70 分

【3人】
k,l,m

●格納容器スプレイのための系統構成

2人
（招集）

●格納容器スプレイの流量調整

−

【1人】
E

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

【1人】
B

−

−

常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

【1人】
B

−

−

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整
4分

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線への受電操作●常設代替高圧電源装置3台追加起動

8分
5分●非常用母線受電

残留熱除去系による原子炉 注水及 び格
納容器除熱

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留 熱 除去 系に よ る原 子 炉注 水2分
原子炉水位 高（レベル８）設 定点にて格 納容 器スプレイ又 はサ プレッショ
ン・ プ ール 冷却 開 始へ の切 替 え操 作 を 実 施し ，原 子 炉水 位低 （レ ベ ル３ ）設
定点 に て原 子炉 注 水 への切 替 え 操作を 実 施●残 留熱除去系に よる格納容器 スプレ イ操作及び 原子炉注 水の 交互運転

使用済燃料プールの冷却操作

−

−

−

可搬型代替注水大型ポンプ による 水源
補給操作

−

−

−

必要要員合計

2人
A,B

使用 済 燃 料プ ー ルの 除熱機能が喪失した場合でも， プ ー ル水 温 度が 80℃に 到 達 す る ま で に は 1日
以上 の 時 間余 裕 があ るた
め， 本 操 作は 対 応可 能な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

対応 可 能 な要 員 にて 実施
する●ポンプ起動及び水源補給操作
3人
C,D,E

残 留熱 除去 系 によ る格 納容 器ス プレ イ 及び原子 炉注 水 の交 互運 転開 始原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設 定 点 から原 子 炉 水位高（レ ベ ル８） 設 定点 の間 に 維 持●原 子 炉隔 離時 冷 却 系によ る 原 子炉注 水 の 調整 操 作●可搬型代替注水大型ポンプへの給油
逃がし安全弁（自動減圧機 能）に よる
原子炉減圧操作

非 常用 母線 受電

13人 a〜 m及び 招 集6人

第 2.3.1-3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(2／2)

2.3.1-43

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）10

原子炉隔離時冷却系の停止／起動により炉内の蒸気発生量が増減するため，
原子炉圧力は上昇／低下を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁開閉により制御される。また，崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる。

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

逃がし安全弁（自動減圧機能）による手動減圧

6

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18,148-16 に対する回答

20

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位の維持

原子炉隔離時冷却系による原子炉水位の維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

シュラウド外高出力燃料集合体

10

レベル 1
燃料有効長頂部

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位の低下
注水開始後除々に水位が回復

5

燃料有効長底部

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

注水された未飽和水により炉心下部
プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなる
ため，水位が形成される

0
0

2

4

原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部及びシュラウド外に到達することでボイド率が低下し，水位が低下する

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.3.1-44

コメント No.147-05 に対する回答

2000

1500

注水流量

注水流量

1000

（m3/h）(m３ ／h)500

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系(可搬型)

原子炉隔離時冷却系

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-6 図

注水流量の推移

4000
3500

逃がし安全弁(自動減圧機能)7 弁

3000

蒸気流量

蒸気流量

2500
2000

（t/h）
(t／h) 1500
逃がし安全弁

1000
500
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.1-45

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能） 可搬型代替注水大型ポンプを用
7 弁開放による水量減少
いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止による水量増減

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

注水開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-8 図

1200

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従する変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.1-46

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水後）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05,148-16 に対する回答

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.6

(−)
（−）
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水大型ポン プを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.1-47

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減 圧に伴うボイド率増加可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)
（−）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率
が増加

0.6

注水の継続により未飽和となりボイド率が低下する（−）(−)
原子炉減圧に伴うボイド率増加0.4

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.1-48

10000
GEMP731
ORNL3626

燃料被覆管の最高温度及燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
び円周方向応力の最大値
円周方向応力の最大値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向のJNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線(N/mm(N／mm2)２ )
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.1-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.1-49

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ

最大圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）0.6

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]到達時）
0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1-15 図

格納容器圧力の推移

300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制

200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度上昇の抑制

(℃)

(℃)
100

最高温度：約 141℃
（約 23 時間）
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.1-50

168コメント No.147-05,40 に対する回答

20

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）

10可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

5

炉内蒸気が流入するため
水位が上昇

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度低下
100

(℃)

（℃）

炉内蒸気が流入するため
水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.1-51

168

添付資料 2.3.1.1
コ メ ン ト No.150-17,34 に 対 す る 回 答

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時において，交流電源が喪失している 8 時間，原子炉隔離時冷却系を用いた原子炉注水に期待している。
原子炉隔離時冷却系の起動から 8 時間の継続運転のために直流電源を必要とする設備は，計測制御設備の他，電動弁，真空ポンプ及び復水ポンプの電動機である。第 1 図に原子炉隔離時冷却系の系統構成概略を示す。事故時には直流電源の容量以外にも，サプレッション・チ
ェンバ圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇や原子炉隔離時
冷却系室温度及び中央制御室温度の上昇が，原子炉隔離時冷却系の運転継続に影響することも考えられるため，その影響についても確認した （ 第 1 表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は原子炉隔離時冷却系の 8 時間継
続運転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.1.1-1

第 1図原子炉隔離時冷却系系統概要図

添付 2.3.1.1-3

添付資料 2.3.1.2

補足資料

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び中央制御室の室温評価について

1.

温度上昇の評価方法

(1)

評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われない

ため，評価対象の部屋の温度変化は，タービンや配管などの室温の熱源から受ける熱量（室内熱負荷）と隣の部屋（上下階含む）
への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，最終的には室内熱負荷と躯体放熱のバランスにより平衡状態となる。

温度（℃）

評 価 対 象 の 部 屋（ 高 温 側 ）評価する部屋の温度

コンクリート壁

隣接する部屋（低温側）

コンクリート内部における熱伝導

壁や照明
による発熱

コンクリート→空気間における熱伝達
熱の移動

空気→コンクリート間における熱伝達

隣接する部屋の温度

位 置 （ m）

添付 2.3.1.1-4

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
・評価対象とする部屋の条件：
原子炉隔離時冷却系
ポンプ室

中央制御室
26,647（ 0〜 1h）
25,070（ 1〜 8h）
2,77447960.6
24

発 熱 負 荷 [W]
容 積 [m ３ ]熱 容 量 [kJ／ ℃ ] ※ １
初 期 温 度 [℃ ]（原子炉隔離時冷却系ポンプ室
時間(時 間 )
発熱負荷(k W )

下記参照
556
665.2
40

発熱負荷）

0

1

2

3

13 . 5

1 3. 5

13 . 5

13 . 5

※２

※２

※２

※３

4

5

6

7

8

1 4. 2

1 4. 915 . 516 . 01 6. 7※１：熱容量は以下のとおり保守的に設定する。
・中央制御室：空間に占める空気容積，既設盤のみの鉄重量分
・原子炉隔離時冷却系ポンプ室：空間に占める空気容積分のみ※ ２ ： 0 〜 2 時 間 ま で 発 熱 負 荷 の 内 ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 注 水 配 管 の 発 熱
負 荷 は ， 保 守 的 に 配 管 内 温 度 を 66℃ と し ， 算 出 。
※ ３ ： 3 時 間 後 の 発 熱 負 荷 の 詳 細 値 は ， 約 13.49kW で あ り ， 安 全 側 に 切
り 上 げ 13.5k W に 設 定 。 な お ， 0〜 2 時 間 ま で の 発 熱 負 荷 の 詳 細 値
は 約 1 3.401kw で あ り ， 安 全 側 に 切 り 上 げ 13.5kW に 設 定 。

・評価対象の部屋に隣接する部屋の温度※４
原子炉棟

65.6℃ （ 機 器 設 計 温 度 ）一般エリア

50.0℃ （ 同 上 ）（二次格納容器外）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 100.0℃ （ 8 時 間 後 の 最 大 温 度 ）地中20.0℃ ※ ５

ＭＳトンネル室

100.0℃ （ 機 器 設 計 温 度 ）屋外

38.4℃ （ 外 気 最 厳 値 ）※ ４ ： 当 該 温 度 は ，保 守 的 に 事 象 初 期 か ら 評 価 期 間 の 間 ，継続するものとして評価を行う。
※ ５：水 戸 市 の 地 中 温 度 の 年 間 月 月 平 均 温 度 の 最 大 16.2℃ に
余 裕 を 見 た 値 に て 設 定 。（「 地 中 温 度 等 に 関 す る 資 料(農 業 気 象 資 料 第 3 号 ,1982)」）
添付 2.3.1.1-5

添付資料 2.3.1.2
コ メ ン ト No.148-04 に 対 す る 回 答

蓄電池による給電時間評価結果について

非 常 用 の 常 設 直 流 電 源 設 備 と し て ， 125V
系 蓄 電 池 ， 125V

Ａ 系 蓄 電 池 ， 125VＢ

ＨＰＣＳ系蓄電池の 3 系統，中性子モニタ用蓄電池Ａ系及びＢ系の 2 系統，常設代替直流電源設備として，緊急用直流 125V 蓄 電 池 の 1 系 統 を 有 し て い る 。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，直 流 125V 主 母 線 盤
２ Ａ に 接 続 さ れ て お り ， 125V

Ａ系蓄電池より給電される。全交流

動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉への注水が行われる。同蓄電池からの電源供給としては，電源供給開始から 1 時間後に中央制御室内にて，電源供給開始から 8 時間後には現場分電盤にて負荷の手動切
り 離 し を 行 う こ と で ，そ の 後 16 時 間 に わ た り 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 による注水に係る負荷に電源を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,314Ah で あ る こ と に 対 し ，
125V

Ａ 系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ，24 時 間 ※ ２ にわたり原子炉隔離時冷却系の運転継続のための電源供給が可能である 。（ 第 1 図 ）また，重大事故等の対応に必要な計装設備については，緊急用直流 125V 主 母 線 盤 に 接 続 さ れ て お り ， 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 よ り 給電される。全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源
供 給 に よ り ， 電 源 供 給 開 始 か ら 負 荷 の 切 り 離 し を 行 う こ と な く ， 24
時間※１にわたり必要な計装設備に電源供給が可能である。
上 記 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 3,039.6Ah で あ る こ と に 対 し ， 緊 急 用
添付 2.3.1.2-1

直 流 125V 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ，24 時 間 に わ た
り 電 源 供 給 が 可 能 で あ る 。（ 第 2 図 ）※ 1 蓄 電 池 容 量 は ，使 用 開 始 か ら 寿 命 ま で の 間 変 化 し ，使 用 年 数 を 経
る に 従 い 容 量 が 低 下 す る た め ，蓄 電 池 容 量 の 算 出 に あ た っ て は ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） に よ る 保 守 率
0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流 で はなく，設計値を用いていることから，必要容量に対して余裕を持った容量を設定している。
※2 全交流動力電源装置（長期ＴＢ）においては事象発生 3 時間後，全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）においては事象発生 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に切り替える
が，蓄電池の容量評価を保守的に評価するため，高圧代替注水
系 を 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実 施 し て い る 。

(1)

所内常設直流電源設備の仕様
名 称 ： 125V

Ａ系蓄電池

型式：制御弁式据置鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋附属棟中 1 階(2)

常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池
型式：制御弁式据置鉛蓄電池
添付 2.3.1.2-2

容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：屋内（常設代替高圧電源装置置場）

1 時間

放電時間
8 時間

1分

60 分

540 分

▼

▼

▼

主要負荷名称・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
2,000
・Ｄ／Ｇ２Ｃ初期励磁（瞬時負荷）
1,800
・原子炉隔離時冷却系
復水ポンプ
1,600
・原子炉隔離時冷却系
真空ポンプ
・ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系1 , 4 0 0
電動弁（瞬時負荷）
1,200
・計装設備
・非常用照明1,000・逃がし安全弁・その他負荷800

24 時間
1440 分▼・遮断器引き外し完了
・原子炉隔離時冷却系起動完了
1,750A

中央制御室にて不要直流負荷の
切り離し

600

現場分電盤にて不要直流負荷の
切り離し

400

256A

239A

200

135A

0
125V

6,000Ah

Ａ系蓄電池

第 1図

125V

Ａ系蓄電池

添付 2.3.1.2-3

負荷曲線

放電時間
24 時間

主要負荷名称1分

1440 分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
600・計装設備
・その他負荷400・遮断器引き外し完了
548.2A

200

99.8A

0
緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池

第 2図6,000Ah

緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池

添付 2.3.1.2-4

負荷曲線

添付資料 2.3.1.3
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気
温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と もに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維
持 が 確 認 さ れ て い る 12 6 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れる。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.3.1.3-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

第 1-1 表
分類

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.3.1.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）
解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比 べて ＋ 50℃ 程 度 高 め に 評 価 す る 。 ま た ， 低
圧代 替注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 におけ る蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ
は 20℃〜40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 実 験結 果 の燃 料被 覆 管温 度に 比 べて ＋50℃ 高め に
評価 す るこ とか ら ，解 析 結果 は燃 料 棒表 面の 熱 伝達 係数 を 小さ く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 棒 表面 での 熱 伝達 は
大き く なる こと で ，燃 料 被覆 管温 度 は低 くな る が， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 原子 炉 隔離 時 冷却 系の 自 動起 動に よ り確 保さ れ ，燃 料
被覆 管 温度 を起 点 とす る 運転 員等 操 作は ない こ とか ら， 運 転員 等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

解析 コー ド は， 実験 解析 に おい て熱 伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し， 有効 性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ， 評 価項 目と な るパ ラメ ータの判 断基 準 に対 する 余裕 は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある 。 よっ て， 実 際の 燃 料被 覆管 温 度は 低く な るが ，事 象 初期 の原子 炉 注水 は原 子 炉隔 離 時冷 却系 の 自動 起動 に より 確保 さ れ， 燃
料被 覆 管温 度を 起 点と す る運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
有効 性 評価 解析 で は炉 心 の冷 却は 維 持さ れ， 燃 料被 覆管 最 高温 度
は初 期 値を 上回 る こと が ない こと か ら， 燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータの判断基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.3.1.4

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気 液分離（水位変 化）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.1.4-2

沸騰・ボ イド率変化，気 液分離（水位変 化）・対向流，三次 元効 果

原子 炉
圧力
容器

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と おお むね 同 等 の結 果が得られて いる 。低 圧代 替 注水 系の 注 水 によ る
燃料棒冷却 （蒸 気単 相冷 却 又は 噴霧 流 冷 却） の
不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で 系統 的に 圧力 低 下を 早め に予測する傾 向を 呈し てお り ，解 析上 ， 低 圧注 水
系の起動タ イミ ング を早 め る可 能性 が 示 される。しかし ，実 験で 圧力 低 下が 遅れ た 理 由は ，
水面上に露 出し た上 部支 持 格子 等の 構 造 材の 温度が燃料被 覆管 から の輻 射 や過 熱蒸 気 に より 上
昇し，LPCS ス プレ イ の液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が発生し たた めで あり ， 原子 炉隔 離 時 冷却 系
及び低圧代 替注 水系 を注 水 手段 とし て 用 いる 事
故シーケン スで は考 慮す る 必要 のな い 不 確か さである。こ のた め， 燃料 被 覆管 温度 に 大 きな 影
響を及ぼす 低圧 代替 注水 系 の注 水タ イ ミ ング に特段の差異 を生 じる 可能 性 はな いと 考 え られる。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管最 高温 度は 初 期値 を上 回 る こと がな く ，評 価項 目に対し て十 分 な余 裕が ある こ とか ら， そ の 影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類
炉心
原子 炉
圧力 容器

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象
崩壊 熱
ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝
導解析
モデル
炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
格納 容器

添付 2.3.1.4-3

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。
ＨＤ Ｒ実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気
温度 につ い て ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く
再現 でき る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温
度を十数℃ 程度 高め に， 格 納容 器圧 力 を 1 割 程
度高 めに 評 価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体
系に 起因 す る も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お いては この 種 の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 えられ る。 ま た ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ いて， 解析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ とを確認した 。
ＣＳ ＴＦ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及び非 凝縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果が測定デー タと よく 一致 す るこ とを 確 認 した 。
入力値に含 まれ る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， こ れら の不 確 か さは 実験 体 系に 起因 する
もの であ り ，実 機体 系に お いて は不 確 か さが 小さ く なる もの と推定さ れ， 全 体と して は格 納 容器 圧力 及 び 温度 の傾 向 を適 切に 再現
でき てい る ため ，格 納容 器 圧力 を操 作 開 始の 起点 と して いる 代替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） に よ る格 納容 器 冷却 に係 る運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析 に おい て格 納 容 器雰 囲気 温 度及 び非 凝縮
性ガ スの 挙 動は 測定 デー タ と良 く一 致 す るこ とを 確 認し てお り，
その 差異 は 小さ いた め， 格 納容 器圧 力 及 び雰 囲気 温 度を 操作 開始の起 点と し てい る代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 可 搬型 ）に よる
格納 容器 冷 却に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できて いる た め，評 価項 目と なる パ ラメ ー タに 与え る 影響 は小 さい 。
また，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。

入力値に含 まれ る。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.3.1.4-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉
隔 離 時 冷 却 系 の 自 動起 動 に よ り 確 保 さ れ ， 燃 料 被 覆
管 温 度 を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ の判断 基準 に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確 かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる。このため，原子炉からサプレッション・
プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることか ら運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。また ，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始
時間 は遅 く なる 。
最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移することから，格納容器圧力を起点とする
運転 員等 操 作の 開始 時間 は 遅く なる 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度
は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となる
ことから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 。 この ため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プー ル に流 出 する 蒸気 量が減 少す る こと で，原子 炉水 位の 低 下並 び に格 納容 器
圧力 及び 雰 囲気 温度 の上 昇 が緩 和さ れ る こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 が 大き くな る。

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さく なる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラ メー タの 判
断基 準に 対 する 余裕 は大 き くな る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初 期温 度の ゆ らぎ が事 象進 展 に与 え る影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。
例え ば，サプ レッ シ ョン・プ ール 水位 が 6.983m の時の水 量は 3,300m ３ で ある のに 対 し，ゆ ら ぎ（ 0.087m）によ る水 量 変化 は約 42m ３ で あり，そ の割 合は 初期 保
有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い。した がっ て，事
象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与え る影 響 は小 さい 。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール
水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し、ゆ ら ぎ（0.087m）によ る 水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合 は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い。した がっ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなるため，サプレッション・プールでの圧力抑制効
果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始は 遅く な る。

最確 条件 と した 場合 には ，格 納 容器 体積（ ウェ ット ウェル）の 液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条 件よ り高 めの水 位と な るが ，ゆ ら ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あ る のに 対 し 、ゆ ら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あ り， そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が っ て ， 事 象 進 展 に与え る影 響 は小 さく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プ レッ ショ ン・プー ル での 圧 力抑 制効 果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評 価 項目 とな る パラ メー タの 判 断基 準 に対 する 余裕は 大き く なる 。

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

初期条件

添付 2.3.1.4-5

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

ドラ イウ ェ ル雰囲気
温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約 3,342m ３（実 測値 ）

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 少な めの 水 量と して ，保安規定の運転上の制限における下限値
を設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を
設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

外部電源喪失−安全 機能 の 喪失に対す る仮定全交流動力電源喪失−

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.4-6

外部 電源

外部電源なし−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子炉水位異常低下（レベル ２）信 号に て自動起動

136.7m ３ ／h（7.86〜
1.04MPa[gage]において）136.7m ３ ／h（7.86〜
1.04MPa[gage]に お いて）

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

最小流量特性・注水流量：0〜1,676m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]・注水流 量：0〜1,676m
３／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]残留 熱除 去 系（サプレッシ ョン・プール水冷
却系 ）

熱交換器 1 基あたり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基あ たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）

原子 炉隔 離 時冷却系

送電系統又は所内主発電設備の故障等によって ，外 部 電源 が喪 失す る こと を想 定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を 設定
起因事象として，外部電源が喪失することを想 定
短時間であるが原子炉熱出力が維持される
厳しい設定として，外部電源喪失時のター
ビン蒸気加減弁急速閉信号及び原子炉保護
系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３ ）に て スク ラム する も のと して 設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響

−

−

−

−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと から， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早
く な る た め ， 原 子 炉か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に流 出 す る 蒸 気 量 が 減少 す る こ と で ， 原 子 炉 水 位 の 低
下 が 遅 く な る が ， 事象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔
離 時 冷 却 系 の 自 動 起動 に よ り 確 保 さ れ る こ と か ら 運
転 員 等 操 作 時 間 に 与え る 影 響 は な い 。 ま た ， 格 納 容
器 圧 力 ， サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サ プ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ れ ら の
パ ラ メ ー タ を 起 点 とす る 運 転 員 等 操 作 の 開 始 時 間 は
遅く なる 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと から， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い。
最確 条件 と した 場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子 炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減 少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き くなる 。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，注水開始後の原子炉水位の維持
操作 の開 始 が早 くな るが ，注 水後 の調 整 操作 であ り，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり，評 価項 目と なる パ ラメ ー タの 判断 基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設 定最確条件とした場合には，海水温度が低めとなり除熱性能が向上するため，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇が遅くなるが，これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，海 水温 度 が低 め とな り除 熱性能 が向 上 する ため ，格 納容 器圧 力 及び 雰 囲気 温度 の上昇 が緩 和 され るこ とか ら，評価 項 目と な るパ ラメ ー
タに 対す る 余裕 が大 きく な る。

設計値を設定。原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件の不確かさ

項目

低圧 代替 注水系
（可 搬型）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）
最小流量特性・ 注 水 流 量 ： 0〜 110m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.4MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）定格流量 特 性・注水流 量 ：0〜 110 m
３／h 以上
・注水圧 力 ：0〜
1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50 m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：50 m ３ ／ h
以上

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.4-7

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は
大き くな る 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している
水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプ
レッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開 始は 遅 くな る。
解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな る可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わり はな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベ ント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は な い。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 水 源 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設 定格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定 。

外部 水源 の温度

逃が し安 全弁

35℃

35℃以下

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧 機 能付 き逃がし安全 弁 7 弁 を開 放すること に よる 原子炉減圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）
約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧
作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

外部 水源 の容量

約 9,300m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

設計 値を 設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

−

−

第3表
項

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（1／5）

目

操作条件

添付 2.3.1.4-8直流 電源 の
負 荷切 離 し操作

解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

直流負荷の切り離し操作は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しない
ように設定

【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による非常用母線の交流電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断し， 常設 代 替高 圧電 源装 置 によ る緊 急 用 母線 及び 非 常用 母線 の受 電 を開 始し ，
これ に失 敗 した 場合 は ，直流 電源 の負 荷 切 り離 し操 作 を開 始す る手 順 とし ている。中 央制 御室 にて 機 器ラ ンプ 表 示消 灯 ，機 器 故障 警報 ，照明 の消 灯 等に より
全交 流動 力 電源 喪失 を確 認 する 事象 初 期 の状 況判 断 に余 裕時 間を 含 めて 10 分
を想 定し て いる 。こ の後 ， 非常 用デ ィ ー ゼル 発電 機 等の 手動 起動 操 作（ 失敗 ）とし て余 裕 時間 を含 めて 2 分を 想定 し て いる。ま た，重大 事故 等 対処 設備 の故
障は 想定 し ない が ，常 設 代替 高圧 電源 装 置 の起 動操 作 時間 とし て 4 分 を想 定する。 よっ て ，認 知時 間と し て余 裕時 間 を 含め て 16 分 を設 定し て おり ，十 分な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，認 知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
現場 操作 の ため ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。これ ら の要 員は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響はない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 分を 設定 して お り ，十 分な 時 間余 裕を 確保 し てい るこ
とか ら ，移 動 及び 操作 所 要時 間が 操作 開 始 時間 に影 響 を及 ぼす 可能 性 は非 常に小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
運転 員の 直 流電 源の 負荷 切 り離 し操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
運転 員の 現 場操 作は ，操 作の 信頼 性向 上 や 要員 の安 全 のため 2 人 1 組 で実 施す
るこ とと し てお り，誤操 作は 起 こり にく く，誤 操 作等 によ り 操作 時間 が 長く なる可 能性 は 低い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，準備 の完了は解析上の操作開始条件よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切り離し
操作 は，事 象発 生か ら
8 時 間後 に 実施 する ものであり十分な操作
時間余裕が確保されてい る。

直流電源の負荷切り離しは，移動も含め 所要 時 間を 50分想定としている
ところ，訓練実績
等で は 約 41 分で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.4-9

逃 がし 安 全弁に よる 原 子炉
減 圧操 作 （低圧 代替 注 水系（ 可搬 型 ）に
よ る原 子 炉注
水操 作）

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（2／5）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点
でサプレッション・プール水温度
が熱容量制限を超過している場
合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考
慮して設定

【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分 を想定し てい る。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 分 を設 定し てお り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。これ ら の要 員は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響はない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 大 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ブ ルド ー ザー 等に て 必要 な
アク セス ル ート を復 旧で き る体 制と し て いる。ア クセ スル ー トの 復旧（が れき撤去 ）に 25 分， 可搬 型 代替 注水 大型 ポ ン プ準 備， ホ ース 敷設 等と し て移 動も含め 145 分 を想 定し てい る。ま た，異 な る 要員 にて 並 行し て実 施す る 原子 炉注
水の ため の 系統 構成 とし て 移動 も含 め 125 分を 想定 して い る 。い ずれ も 十分 な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，移 動 及 び操 作所 要 時間 が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 と し て 余 裕 時 間 を 含 めて 1 分 を 設 定 している。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チに よる 簡 易な 操作 であ り，操 作所 要
時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の 操作 ス イッ チに よる 簡 易な 操作
であ り，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 大型ポンプによる原子炉注水に移行するまでの 期間 は ，原 子炉 隔
離時冷却系により原子炉注水が確保されてい るこ と から ，評 価項目となるパラメー
タに与える影響はない。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

低圧 代替 注 水系（可 搬型）の準 備 完了 後に 実施す るも の であ り，評
価上は余裕時間を確認す る観 点で 8 時間 後に準備が完了するものとしていることから，準備 時 間が 確保 できる ため ，時間 余裕 がある 。

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水大型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 想定している。アクセスルートの復旧（がれき撤去）に
25 分以 内に 実施 可能であり，可搬型
代替注水大型ポン
プ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では
約 124 分。 原子 炉
注水のための系統
構成は，移動も含め 所 要 時 間 を 125分想定しているところ，訓練実績等
では 約 113 分， 逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，所要時間を 1分想定しているところ訓練実績等では約 1 分。 想定 している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.4-10

低圧代替注
水系（可搬
型）によ る原
子炉注水操
作に用いる
可搬型代替
注水大型ポ
ンプへの燃
料補 給

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（3／5）
解析上の操作開始条件低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 低圧 代替 注 水系（ 可搬 型）によ る 原子
炉注 水操 作）」と同 様 であ り，認知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る招 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
招集 要員 の 招集 まで 120 分 を想 定し て い る 。ま た ，燃 料補 給 に用 いる タ ンク ロ
ーリ は車 両 であ り，招集 後，自走 にて 作 業 現場 へ移 動 する こと を想 定 して いる 。
仮に 地震 等 の外 部事 象が 起 因事 象で ， ア クセ スル ー トに 被害 があ る 場合 でも ，
ブル ドー ザ ー等 にて 必要 な アク セス ル ー トを 復旧 で きる 体制 とし て いる 。可 搬型設 備用 軽 油タ ンク から タ ンク ロー リ へ の燃 料補 給 とし て移 動も 含め 90 分 を想定 して お り，十 分な 時間 余 裕を 確保 し てい るこ と から ，移動 及び 操 作所 要時
間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能 性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，移動も含めて 90 分を 想定 しているところ訓練
実 績 等 で は 約 82分。また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 25 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.4-11

代替格納容
器スプレイ
冷却 系（可 搬型 ）に よる 格
納容 器冷 却

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（4／5）
解析上の操作開始条件

サプレッショ
ン・チェンバ
圧 力 279kPa［gage］到達
時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視し てお り ，ま た ，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（ サプ レ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]）に到 達す る のは 事象 発生 約 13 時 間 後で あり ，比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。こ れ らの 要員 は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は
ない 。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 の流 量調 整を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
運転 員（現 場 ）及び 重大 事 故等 対応 要 員 の現 場操 作 は ，操 作の 信 頼性 向上 や要員の 安全 の ため 2 人 1 組 で 実施 する こ と とし てお り ，誤 操作 は起 こ りに くく ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の 操作 との重複もないことから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水大型ポン
プを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注
水大型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して いる こ とか ら，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 118 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表
項

目

操作条件

残留熱除去
系による格
納容器除熱
及び原子炉
注水 操作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（5／5）
解析上の操作開始条件事 象 発 生 24
時間 10 分後添付 2.3.1.4-12

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，連 続し て 操作 を実施 する た め，認 知に 大幅 な 遅れ が生 じ るこ とは 考 えに くく ，認知 遅 れが 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 1 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 5 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 操作 ス イ ッチ によ る 簡易 な操 作で あ り，操作 所
要時 間が 長 くな る可 能性 は 十分 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る運 転員 に よる 対応が 可能 で ある こと から ， 他の 並列 操 作 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作の ため ，誤 操作 は 起こ りにく く， 誤 操作 等が 操作 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合には格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇
は緩 和さ れ ，評 価項 目となるパラメータの判断基準に対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として いる こ とか ら，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作
は所 要時 間を 5 分想定しているとこ
ろ，訓練 実 績で は，
約 4 分 。想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施
可能なことを確認した 。

コメント No.147-01,148-11,
150-04,11,30 に対する回答

添付資料 2.3.1.5

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

1.

逃がし安全弁について逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため格納容器内の主蒸気管に設置されている。排出した蒸気は排気管によりサプレッ
ション・プール水中に導き凝縮するようにしている。逃がし安全弁はバネ式（アクチュエータ付）で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。すなわち，逃がし安全弁はバネ式の安全弁に外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取り付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに窒素ガスを供給して弁を強制的に開放することができる。逃がし安全弁は 18 個からなり，次の機能を有している。

(1)

逃がし弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，
原子炉圧力が設定圧力に到達した場合に信号を発信し，アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

(2)

安全弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化に対しても，原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないよ
うに設計されている。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

添付 2.3.1.5-1

(3)自動減圧機能自動減圧機能（以下「ＡＤＳ機能」という。）は，非常用炉心冷却系の一部であり，「原子炉水位異常低下（レベル１）」と「ドライウェル圧力高」の同時信号によりピストンを駆動して弁を強制的に開放し，ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力をすみやかに低下させて，低圧注水系の早期の注水をうながす。18 個の逃がし安全弁のうち，7 個がこの機能を有している。

(4)

その他の機能原子炉停止後，熱除去源としての復水器が何らかの原因で使用不能な場
合に，崩壊熱により発生した蒸気を除去するため，中央制御室からの遠隔手動操作で弁を開放し，原子炉圧力を制御することができる。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

第 1 表に，逃がし安全弁の吹出し圧力を示す。

添付 2.3.1.5-2

第1表

逃がし安全弁の逃がし弁機能及び安全弁機能の吹出し圧力（逃がし弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h）

7.37
7.44

2
4

354.6
357.8

D,N
E,G,P,U

7.51
7.58
7.65

4
4
4

361.1
364.3
367.6

H,J,M,V
A,C,F,S
B,K,L,R

備

考 ※１（安全弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h） ※２

7.79

2

385.2

D,N

8.10
8.17
8.24
8.31

4
4
4
4

400.5
403.9
407.2
410.6

E,G,P,U
H,J,M,V
A,C,F,S※１：囲み文宇は,自動減圧機能付きの逃がし安全弁を示す。
※２：吹出し圧力×1.03 において添付 2.3.1.5-3

備

考 ※１

B,K,L,R

2.

逃がし安全弁の作動用の窒素の供給について逃がし安全弁の機能のうち，バネ式の安全弁機能以外の「逃がし弁機能」，「自動減圧機能」及び「その他の機能」は，弁の開閉のために窒素を供給してアクチュエータを作動させる。第 2 表に逃がし安全弁（ＡＤＳ機能付き）
及び逃がし安全弁（ＡＤＳ機能なし）の動作回数及びアキュムレータ容量を
示す。

第2表

逃がし安全弁の動作回数（外部からの窒素供給なしの場合）
動作回数

使用する
アキュムレータ

概略図

1回（ドライウェル最高使用圧力（310kPa[gage]））

ADS 機能用

5回（250 リットル）

又は逃がし安全弁(ADS 機能付き)

アキュムレータ（ドライウェル通常圧力

第1図参照（13.7kPa[gage]）以下）

逃がし安全弁(ADS 機能なし)

1回逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（8.5 リットル）

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（8.5 リットル）

添付 2.3.1.5-4

第2図参照

逃がし安全弁のアキュムレータへ窒素ガスを供給する設備は，常用系と非常用系から構成されている。常用系はフィルタ，減圧弁等で構成され，窒素ガスは不活性ガス系より供給される。非常用系は高圧窒素ガスボンベ，減圧弁等から構成され，独立したＡ系，Ｂ系の 2 系列からなる高圧窒素ガス供給
系（非常用）より供給される。また，常用系と非常用系との間にはタイラインを設け，通常時は非常用系へも常用系の不活性ガス系から供給される。第3 図に系統構成図を示す。
ＬＯＣＡ後等の長期冷却時には，逃がし安全弁（ＡＤＳ機能付き）のアキュムレータに窒素ガスを供給する。このとき，常用系が健全であれば常用系から供給するが，常用系が機能を喪失した場合は，非常用系（窒素ガスボン
ベ）から供給する。

添付 2.3.1.5-5

自動減圧 機 能用
アキュム レ ータ
窒素供給系
逃がし弁機能用
アキュムレータ

計装用空気系

逃がし弁機能用
電磁弁（原子炉圧力設定値 ）自動 減圧 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 水 位異 常低 下 （レ ベ ル１ ）ＡＮ Ｄ
ドラ イウ ェ ル圧 力高 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 付き ）7 個

第1図

逃がし安全弁（ＡＤＳ機能付き）概略図

逃が し弁 機 能用
アキ ュム レ ータ

計装用空気系

逃が し弁 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 圧 力設 定値 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 なし ）11 個

第2図

逃がし安全弁（ＡＤＳ機能なし）概略図

添付 2.3.1.5-6

添付 2.3.1.5-7
第 3図

高圧窒素ガス供給系（非常用）系統概要図

高圧窒素ガスボンベの容量は，自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁（Ａ系
4 弁，Ｂ系 3 弁）を開弁させた後，7 弁を 7 日間開保持させるために必要な窒素ガス量を基に，必要ボンベ本数を確保している。
1 系列あたりの必要ボンベ本数は以下のとおり。

【窒素ガス消費量】
高圧窒素ガス供給系（非常用）１系列を重大事故等の供給圧力まで加圧するための消費量：385[NL]：1454[NL]

高圧窒素ガス供給系（非常用）１系列４弁を開動作するための消費量
高圧窒素ガス供給系（非常用）１系列４弁を７日間開保持するための消費量： 19032[NL]
合計 ： 20871[NL]【高圧窒素ガスボンベによる供給量】
S ＝

P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs

P MPa abs

0.101325 MPa abs
14.8 MPa abs

5.1 MPa abs

0.101325 MPa abs
4,471 NL/本
ここで，
Sb：ボンベによる供給量［NL］
添付 2.3.1.5-8

V L/本

Vb

L
本

46.7
M本

M本

M本

L
本

M本

P1：ボンベ初期充填圧力＝14.8［MPa（abs）］
P2：ボンベ交換圧力＝5.1［MPa（abs）］
PN：大気圧＝0.101325［MPa（abs）］
Vb：ボンベ容量（46.7[L/本]）
M ：必要ボンベ本数[本]開保持するために必要な窒素ガス消費量より多い供給量（Sb）が必要であり，Sb ＞ 20,781
上記の関係式より
4,471×M ＞ 20,781
M ＞ 4.7 [本] → 5 [本]

高圧窒素ガス供給系(A 系：5 本，B 系：5 本)及び予備の高圧窒素ガスボン
ベ（10 本）ともに必要容量を確保している。

添付 2.3.1.5-93.

原子炉圧力制御に係るサプレッション・プールの温度成層化の影響「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードにつ
いて

第5部

MAAP

別添 1（補足）圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」（以下「解析コード資料」という。）にて，温度成層化の発生の可能性について，福島事故を踏まえた考察をまとめている。
第 4 図及び第 5 図に示すとおり，東海第二発電所の逃がし安全弁の排気管のクエンチャ（Ｘクエンチャ）及び原子炉隔離時冷却系の排気スパージャの位置関係は解析コード資料で参照した福島第二原子力発電所４号炉と同様な位置関係である。また，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」のように，原子炉隔離時冷却系の間欠運転によって原子炉水位を維持しつつ，逃がし安全弁で原子炉圧力の制御を実施する場合には，原子炉隔離時冷却系が停止している間の逃がし安全弁の動作に伴う攪拌効果により，サプレッション・プールの温度成層化の発生の可能性は小さくなる。
一方，原子炉隔離時冷却系を停止し，逃がし安全弁による原子炉減圧状態を維持して低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する場合には，
温度成層化の発生の可能性はあるが，逃がし安全弁クエンチャの排気口はサ
プレッション・チェンバの底部から約 2.2m 程度の下部の位置に設置されていることから，この付近を境に上下の温度差が発生したとしても，サプレッション・プール水の多くを上部の温度が高い層が占めるため，解析コード資料
で参照した福島第二原子力発電所２号炉と同様に格納容器圧力に対する影響は小さいものと考えられる。

添付 2.3.1.5-10

添付資料 2.3.1.6
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施する。
交流動力電源が復旧した後，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを停止する。

添付 2.3.1.6-1

3.

時間評価
事象発生から低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水等を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

積 算 注 水 量 (m３ )低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ開始
4,300m３
低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ））に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ 必 要 と添付 2.3.1.6-2

な る が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.1.6-3

添付資料 2.3.1.7
7 日間における燃料の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 5 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 3 52 . 8k L

7 日間の
軽油消費量
約 35 2. 8 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36 .6 k L

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 21 0 kL で あり，7 日間対
応可能

可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（ 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）及 び 代 替 格 納 容 器 ス プ レ
イ 系 （ 可 搬 型 ））21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 3 6. 6k L

添付 2.3.1.7-1

添付資料 2.3.1.8
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

24.0
35.6
47.1
89.0
28.6
224.5
35.9
71.2
102.1
103.9
871.0
871.0
651.1
2.2
55.0
7.5
78.7
− 54.3
45.1
7.5
165.1
7.5
153.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運転
負荷容量
(kW)

124.3

59.6

495.9

448.8

785.8

761.9

1,958.9
2,829.9

1,632.9
2,503.9

3,928.3

3,157.2

3,461.7

3,244.1

3,824.0

3,461.8

4,041.8

3,622.3

4,958.5

4,142.3

4,221.8

4,164.3

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

⑩

5,000

⑥

4,000

⑧

⑨

最大負荷容量4,958.5kW

⑪

⑦
3,000

⑤

2,000

④

1,000

③
②

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２①
0▲

経 過 時 間 (ｈ )
▲2 4

25

常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ※ １ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）※ ２ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80%の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）※３：非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.1.8-1

コメント No.150-15,163-39 に対する回答

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋直流電源失敗 ※ ＋高圧炉心冷却失敗」（ＴＢＤ），②「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗」（Ｔ
ＢＵ）及び③「サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗」（ＴＢＵ）である。
※：直流電源失敗により非常用ディーゼル発電機の起動ができなくなる。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原
子炉隔離時冷却系の故障が重畳することを想定する。このため，電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，原子炉隔離時冷却系も機能喪失することで全ての原子炉注水機能が喪失し，逃がし安全弁による原子炉圧力制御に伴う蒸気の流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が重畳することにより，原子炉隔離時
冷却系を含む全ての原子炉注水機能が喪失し，炉心損傷に至る事故シーケ
ンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，交流
動力電源及び直流電源の供給機能に加えて交流動力電源を必要としない蒸2.3.2-1

気駆動の注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の直流電源供給機能
及び交流動力電源が不要な代替の原子炉注水機能を用いた原子炉注水によって原子炉水位を維持し，この後原子炉を減圧し可搬型の注水設備を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，交流動力
源電源が不要な格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とする
ため，初期の対策として高圧代替注水系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧
電源装置からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。
対策の概略系統図を第 2.3.2-1 図に，対応手順の概要を第 2.3.2-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.2-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 22 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要
員 6 名である。初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転
2.3.2-2

操作対応を行う運転員 5 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故対応要員 13 名である。招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の現場
系統構成を行う重大事故等対応要員（招集要員）4 名である。必要な要員と作業項目について第 2.3.2-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 22 名及び招集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失する ※１ ことで，全電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認し ※２ ，早期の電源回復不能と判断する。また，全電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系を含む全ての設計基準事故対処設備の注水機能が喪失する。
※１：直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等の起動ができなくなる。
※２：直流電源喪失時には，平均出力領域計装等による原子炉スクラム確認はできないが，直流電源喪失に伴いスクラムパイロット電磁弁が無励磁となり原子炉スクラムが発生する。また，原子炉スクラムに失敗している場合は，逃がし安全弁による蒸気放出が頻繁に発生するため，その動作状況から原子炉スクラムの成功／失敗を推定できるものと考える。

ｂ．高圧代替注水系の起動操作
全電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により，高圧代替注
水系を起動する。
2.3.2-3

高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）及び高圧代替注水系系統流量である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）
高圧代替注水系の起動により，原子炉水位が回復したことを確認する。
また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）に必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）である。
ｄ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失の確認後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋
内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプの準備，ホース敷設等を実施した後にポンプ起動操作を実施する。
ｅ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7
弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力（ＳＡ）等である。
2.3.2-4

ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が可搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域），低圧代替注水系原子炉注水
流量等である。
ｈ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。また，同じポンプを用
いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，サプレッション・プール水位等である。
ｉ．常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作に必要な計装設備は，
2.3.2-5

緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ電圧（Ｍ／Ｃ

２Ｄ電圧）である。

ｌ．残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，可搬型代
替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱を実施する。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｍ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｎ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
以降は，残留熱除去系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉
2.3.2-6

注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施する。

2.3.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，直流電源喪失に伴い全ての非常用ディーゼル発電機
等及び全ての注水機能を喪失する「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉
心冷却失敗」（ＴＢＤ）である。なお，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗」（ＴＢＵ）及び「サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗」（ＴＢＵ）は，全交流動力電源喪失時に原子炉隔離時
冷却系の機能喪失が重畳するという点で安全機能の喪失状態が同じであり，
この代替として高圧代替注水系及び常設代替直流電源装置に期待するため重大事故等対策及び事象進展も同じとなる。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流）,沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水系含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。な
2.3.2-7

お，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射
熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.2-2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失す
るものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
所内常設直流電源設備の機能喪失を想定する。これにより，全ての非常用ディーゼル発電機等及び直流電源を制御電源としている原子炉
隔離時冷却系が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

2.3.2-8

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴う原子炉保護系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

高圧代替注水系
136.7m ３ ／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，
原子炉減圧時の可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）（7 弁）を使用するものとし，容量として，1
弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（可搬型）
原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却性の観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜110m ３ ／h，注水圧
力：0〜1.4MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子2.3.2-9炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h にて格納容器内にスプレイするものとする。なお，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイは，低圧代替
注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水大型ポンプを用いて弁の切替えにより運用する。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
非常用母線の受電が完了した時点で手動起動し，0〜1,676m ３ ／h（0〜1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。
(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に，1.9×10３ t／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(h)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ
実施中に格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。伝熱容量は，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）と同様とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5
2.3.2-10

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

高圧代替注水系の起動操作は，状況判断及び高圧代替注水系の準備に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施するものとする。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替
注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。

(d)

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，常設代替高圧
電源装置による非常用母線受電操作及び残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.2-4 図から第 2.3.2-8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.2-9 図から第 2.3.2-14
2.3.2-11

図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.2-15 図から第 2.3.2-18
図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。な
お，炉心の再冠水過程においては，シュラウド内水位の方が高めの水位となることもある。

ａ．事象進展全電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポン
プトリップが発生する。外部電源喪失及び直流電源喪失の確認後，事象発生 25 分後に代替直流電源設備からの給電により高圧代替注水系を起動し，原子炉注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
代替の直流電源設備は，事象発生から 24 時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給できるものとする。
（添付資料 2.3.2.1，2.3.2.2）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，高圧代
替注水系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
事象発生から 24 時間経過した時点で常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始するこ
2.3.2-12とで，その後も炉心の冠水が維持される。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13
時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した時点
で，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を開始し，事象発生の 24 時間後に交流電源が復旧した時点で残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.2-9 図に示すとおり，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの間に，一時的に炉心が露出するが，初期値（約309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.2-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊
2.3.2-13

熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することにより，格納容器圧
力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，残留熱除去系による格納容器除熱により低下傾向となる。格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑えられる。このため，炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用
圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び 200℃を下回る。
高圧代替注水系及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心は冠水状態を維持し，冷却が維持される。その後，事象発生の約 24 時間後に，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.2.3）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系が機能喪失し，原子炉注水機能が喪失することで原
2.3.2-14子炉水位が低下するため，高圧代替注水系が機能維持している期間内に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）により原子炉注水を実施すること並びに全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格
納容器圧力及び雰囲気温度が上昇することから，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施すること及び交流動力電源復旧後に残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する
運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，高圧代替注水系の起動操作，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代
替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水），可
搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 50℃程度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運2.3.2-15

転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系による原子炉
注水及び格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
2.3.2-16

（添付資料 2.3.2.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.2.4）
2.3.2-17(2)解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.2-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力及びサプレッション・プール水位の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格納容器体積（ウェットウェル）及びサプレッシ
2.3.2-18

ョン・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.2.4）

2.3.2-19

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含めて設定
していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間 1 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作
所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の2.3.2-20

操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作
所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は高圧代替注水系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到
2.3.2-21

達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.2.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の高圧代替注水系の起動操作については，同様に高圧・低圧注
水機能が喪失するが，事象発生 25 後に原子炉減圧操作を実施し，低圧の注
水系統により原子炉注水を実施することから，本事故シーケンスに比べて事象進展がより厳しくなる「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足する。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了する
2.3.2-22

ものとしていることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水大型ポンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水大型ポンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定していることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としていることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.2.4）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重大事故等対策における必要な初動対応要員は，「2.3.2.1（3） 炉心損傷防2.3.2-23

止対策」に示すとおり 22 名であり，「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 6 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，必要な水源，燃料，電源は，「6.1（2）

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 850m ３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ 及び淡水貯水池に約 5,000m ３の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。
（添付資料 2.3.2.5）

ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 353kL の軽油が必要となる。
軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交
流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等については，事象発生
2.3.2-24

からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.3.2.6）

ｃ．電

源

常設代替交流電源設備の負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として約 4,165kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替
高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，代替の蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 2.3.2.7）

2.3.2.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，直流電源喪失により蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も機能喪失し原子炉注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源
喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として高圧代替注水系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
2.3.2-25

イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重要
事故シーケンス「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧注水機能喪失」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，高圧代替注水系及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心冷却を維持することができる。また，残留熱除去系による格納容器除熱を継続することで，格納容器の健全性を長期的に維持することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，判断基準を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，高圧代替注水系及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，残留熱除去系による格納容器
除熱操作等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対して有効である。
2.3.2-26

第 2.3.2-1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全電源喪
失の確認

2.3.2-27

高圧代替注水系の起動操作

原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
タンクローリによる燃料補給
操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故対策について（1／3）
手順

・外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全電源喪失となり，原子炉はスクラムするが，直流電源喪失により平均出力領域モニタ等による確認ができないため，原子炉圧力の推移及び逃がし
安全弁の動作状況等により原子炉の停止状
態を確認する。
・全電源喪失により，早期の電源回復不能と判断する。
・全電源喪失の確認後，高圧代替注水系を起動する。
・高圧代替注水系の起動により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・全交流電源喪失の確認後，可搬型代替注水
大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）を起動する。
・タンクローリにより可搬型代替注水設備用
軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

常設設備
逃がし安全弁（安全弁機能）
常設代替直流電源設備

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉圧力（SA）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

高圧代替注水系
常設代替直流電源
設備
高圧代替注水系
常設代替直流電源
設備−

高圧代替注水系系統流量−

原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
高圧代替注水系系統流量

代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ−

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ−

第 2.3.2-1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故対策について（2／3）
手順

2.3.2-28

常設設備
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ 逃 が し 安 全 弁 （ 自による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 動減圧機能）の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 代替淡水貯槽・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開放により，原子炉減圧操作を実施する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・原子炉減圧により低圧代替注水系（可搬型） 代替淡水貯槽からの原子炉注水が開始され，原子炉水位
替注水系（可搬型））が回復することを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間に維持する。
可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を ・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 圧 力 が 代替淡水貯槽用いた代替格納スプレイ冷却
279kPa[gage]に到達したことを確認する。
系（可搬型）による格納容器冷 ・可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
却
納スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
可搬型代替注 サ プレッ ション・プー ル水 温
水大型ポンプ 度
原子炉圧力（SA）

可搬型代替注
水大型ポンプ

可搬型代替注
水大型ポンプ−【

原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
原子炉圧力（SA）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位
ドライウェル圧力
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位
緊急用Ｍ／Ｃ電圧】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.3.2-1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

2.3.2-29
使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故対策について（3／3）
手

順

常設設備
・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源 常 設 代 替 高 圧 電 源装置による非常用母線の受電準備操作を実 装置施する。
軽油貯蔵タンク
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源
電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク
・非常用母線の受電後，可搬型代替注水大型 【 残 留 熱 除 去 系
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型） （低圧注水系）】
による原子炉注水及び可搬型代替注水大型 【 残 留 熱 除 去 系
ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却 （ 格 納 容 器 ス プ レ系（可搬型）による格納容器スプレイを停 イ冷却系）】
常設代替高圧電源止する。
装置
・残留熱除去系（低圧注水系）を起動する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び 軽油貯蔵タンク
格納容器スプレイを交互に実施しつつ，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷 −却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポ −ンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。

重大事故等対処設備
可搬設備
−
−

計装設備

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

−

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量】【 残留熱 除去系海水系 系統 流量】
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
ドライウェル圧力

−

−

−

−

【

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.3.2-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）（1／6）
主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できるコード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

炉心流量48,300 t／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

初期条件

2.3.2-30

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.2-2 表
項

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器（ウェットウェル）サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水温度

2.3.2-31

事故条件

起因事象
安全機能の喪失に対する仮定
外部電源

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（2／6）
主要解析条件5,700m３
空間部：4,100m３
気相部：3,300m３
6.983ｍ（通常水位−4.7cm）
32℃
外部電源喪失直流電源の機能喪失
外部電源なし条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとして設定
直流電源の喪失により，非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失を設定
起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.2-2 表
項

2.3.2-32

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（3／6）

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

逃がし安全弁（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴う原子炉保護系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉ス
クラムを設定設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.3.2-2 表目

2.3.2-33

重大事故等対策に関連する機器条件

高圧代替注水系

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原子炉減圧時の可搬型代替注水ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復
性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

設計値を設定。高圧代替注水系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている。

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
低圧代替注水系（可搬型）（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜110m３ ／h
・注水圧力：0〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小注入特性を設定
1.5

原子炉圧力(MPa［ dif］ )項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（4／6）

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

第 2.3.2-2 表
項目

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（5／6）
主要解析条件

サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開条件設定の考え方

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）2.3.2-34

重] 大事故等対策に関連する機器条件

外部水源の温度35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
ンバ間差圧）

設計値を設定炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

残留熱除去系（低圧注水系）

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

最小流量特性
注水流量：0〜1,676m３ ／h
注水圧力：0〜1.55MPa[dif]スプレイ流量：1.9×10３ t／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・ 設計値を設定
チェンバ）
約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃， 残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を
海水温度 32℃において）包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.2-2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.2-35

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

事象発生から 24 時間後

高圧代替注水系の起動操作

事象発生から 25 分後逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）

事象発生から 8 時間 1 分後

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

事象発生から 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

本事故シーケンスの前提条件として設定
運転手順に基づき，直流電源喪失を確認した後に高圧代替注
水系の起動操作を実施するため，状況判断及び高圧代替注水系の準備に要する時間を考慮して設定
実際には，低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点でサプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8
時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.2-36

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.2-1 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧代替注水系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.2-37

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.2-1 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.2-38

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.2-1 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

淡水 貯水 池凡例（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：プ ラン ト 状態 （解 析 ）全交流動力電源喪失
直流電源喪失：判断：解 析上 考 慮し ない 操 作：重 大事 故 等対 応要 員 （現 場 ）※２：運 転員 と 重大 事故 等 対応 要 員※1

原子炉スクラムの確認
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失の確認 ※ ３

再循 環ポ ン プト リッ プ の確 認

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 確認（現 場） の 共同 作業

高圧代替注水系による
原子炉注水操作 ※ ４

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作
タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系） ※６

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系（ 可 搬型 ）の起動 準備 操 作 ※ ７

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時 間 ）使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

可搬 型代 替 直流 電源
装置 によ る 非常 用直流母 線へ の 給電 操作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）以外 によ る
原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉 注水逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ８

交流 電源 の 回復 操作

Ⅰ

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９
水位不明ではない

原子炉満 水 操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１０

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
緊急 用母 線 受電 操作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器スプレイ操作

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作

（24 時 間 ）緊急 用母 線 から の非常 用母 線 受電 操作

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用い た代
替格 納容 器 スプ レイ 冷 却系 （ 可搬 型）によ る格 納 容器 スプ レ イ
・消 火系 に よる 格納 容 器ス プ レイ

Ⅲ

可搬型代替交流電源設
備に よる 受 電操 作

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ １ １Ⅱ

残留 熱除 去 系海 水系 を 用い た 残留 熱除
去系 によ る 格納 容器 ス プレ イ 及び 原子
注水 の交 互 運転

Ⅳ

代替 循環 冷 却系 ，常 設 低圧 代 替注 水ポ ン
プを 用い た 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷却 系
（常 設） 又 は可 搬型 代 替注 水 大型 ポン プを用 いた 代 替格 納容 器 スプ レ イ冷 却系（可 搬型 ） によ る格 納 容器 ス プレ イ

Ⅲ

【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
残 留 熱 除 去系によ り原子炉水位 を維持し ，格納容器スプ レ
イ モ ー ド 又はサプ レッション・ プール冷 却モードによる 格
納 容 器 除 熱を継続 する。また， 機能喪失 している設備の 復
旧 に 努 め るととも に，残留熱除 去系を原 子炉停止時冷却 モード 運転 とし，冷温停止状態とする。

低圧 代替 注 水系 （可 搬 型） と 同等 の流 量 は確 保で き ない が， 消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆動 ）に よ る原 子炉 注 水も 実 施可 能で あ る。
Ⅱ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設 備 が使 用で き ない 場合 は 可搬 型代 替 交流 電 源設 備に よ り受 電す る 。
Ⅲ
可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用い た代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 可 搬型 ）に よ る格 納容 器 スプ レイ と 同等 の 流量 は確 保 でき ない が ，消 火系 （ ディ ー ゼル駆 動） に よる 格納 容 器ス プ レイ も実 施 可能 であ る 。
Ⅳ
代替 残留 打 熱除 去系 海 水系 を 用い た残 留 熱除 去系 の 使用 も可 能 であ る 。
Ⅴ
代替 循環 冷 却系 ，常 設 低圧 代 替注 水ポ ン プを 用い た 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷却 系 （常 設） 及 び可 搬型 代 替注 水 大型 ポン プ を用 いた 代 替格 納容 器 スプ レ イ
冷却 系（ 可 搬型 ）に よ る格 納 容器 スプ レ イも 実施 可 能で ある 。
流量 は少 な いが ，消 火 系及 び 復水 補給 水 系に よる 格 納容 器ス プ レイ も 実施 可能 で ある 。

※１ ：主 蒸気隔離弁は制御電源が喪失することで閉とな る。
※２ ：直 流電源喪失によりスクラムパイロット電磁弁が 開放 す るこ と で制 御棒 は スク ラム 動 作を する 。
※３ ：直 流電源喪失は，中央制御室にて，照明の消灯， 非常 用 ディ ー ゼル 発電 機 の機 器ラ ン プ表 示， 機 器故 障 警報 ，非 常 用交 流母 線 電圧 計， 直 流母 線 電圧 計等 に より 判断 す る。
※４ ：高 圧代替注水系の起動操作は以下により判断する 。
・全電源喪失※５ ：代 替直流電源設備から電源を融通することにより 原子 炉 隔離 時 冷却 系を 起 動す る。
※６ ：高 圧代替注水系により，原子炉水位を原子炉水位 低（ レ ベル ３ ）設 定点 か ら原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ） 設定 点の 間 に維 持す る 。
※７：全 交流動力電源喪失を確認した場合は，速やか に 可搬 型代 替 注水 大型 ポ ン プを 用い た 低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）に よる 原子 炉 注水 の準 備 を開 始 する。な お ，低 圧代 替注 水 系（可 搬 型）及び 代替 格 納容 器ス プ レイ 冷
却系（可搬型）には同じ可搬型代替注水大型ポン プ を用 いる 。
※８：サ プレッション・プール水温度がサプレッショ ン・プー ル熱 容 量制 限（ 原子 炉 が高 圧の 場 合は 65℃）に 到達 又は 超 過し た場 合は ，低 圧 で注 水可 能 な系 統の 準 備 完了 後に 原 子炉 減圧 操 作を 実 施す る。実 際の 操作 で は，
原子炉圧力が低下し可搬型代替注水大型ポンプを 用 いた 低圧 代 替注 水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子炉 注水 が 開始 さ れた 後に 高 圧代 替注 水 系が 停止 す るが ， 可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た低 圧 代替 注水 系 （可 搬型 ）の原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉 減 圧開 始と 同 時に 高 圧代 替注 水 系は 停止 す る想 定と し てい る 。
※９ ：原子炉水位不明は，以下により判断する。
・ドライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関 係が 原 子炉 水位 不 明領 域 に入 った 場 合・原子炉水位計の電源が喪失した場合
・原子炉水位計のばらつきが大きく有効燃料 長頂 部 以上 であ る こと が 判断 でき な い場 合
※１ ０： 可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注 水系 （ 可搬 型 ）に より ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維持 する 。
※１ １： 残留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設 定点 に て原 子 炉注 水モ ー ド運 転に 切 り換 え， 原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点に て格 納 容器 ス プレ イモ ー ド運 転に 切 り替 える 。

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

第 2.3.2-2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の対応手順の概要
2.3.2-39

交流 動 力電 源喪 失 （ Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ）

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

発電長

1人

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

中央監視
運転操作指揮25分

操作項目

乾電池式内蔵型照
明の準備

20

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

高 圧 代替 注水 系に よ る原 子炉 注 水 開始

操作の内容
補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

2人
A，B

3人
C,D,E

−

●乾電池内蔵型照明（ヘッドライト等）の準備

1分●全電源喪失の確認● 原子 炉ス ク ラム の 確認
状況判断

2人
A，B

−

−

10 分

● ター ビン 停 止の 確 認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認●再循 環 ポン プト リ ップ の 確認

高圧代替注水系の起動操作【 1人 】
A【 1人 】
B−−● 高圧 代替 注 水系 に よる 原子 炉 注水

原子炉水位の調整
操作（高圧代替注
水系）【 1人 】
A−−● 高圧代替注水系による原子炉注水の調整操作

−

−

−

交流電源の
回復操作

−

−

●高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替操作

4分
6分

系 統 構成原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 機 能回 復

解 析上 考慮 し ない
対 応可 能な 要 員に て 実施

● 外部 電源 の 機能 回 復第 2.3.2-3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（1／2）

コメント No.147-27 に対する回答

2.3.2-40

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8時間 1分

操作の内容

原子 炉減 圧開 始
約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

24時 間

原子炉水位の調整操 作（ 高圧 代 替注水系）

運転員（中央制御室）運転員（現場）

重大事故等対応要員（現場）【 1人 】
A

−

−

−

−

−

−

可搬型代替注水大型 ポン プを 用 いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水準備−

タンクローリによる燃料補給操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原
子炉減圧操作原子炉水位 の調整 操 作（可 搬 型代 替注
水大型ポンプを用いた低圧代替注水系）
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

可搬型代替注水大型 ポン プを 用 いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

2人
C,D

10人
a〜j
【2人 】
a,b
【2人 】
c,d
2人
k,l

−

2人
（招 集 ）【 1人 】
B

−

−

−

【2人】
C,D

【2人】
（招集）

【 1人 】
B−−−【 1人 】
E

【1人 】
m
【3人 】
k,l,m

【 1人 】
B【 1人 】
B【 1人 】
E−−

24 時間 10 分

● 高圧 代替 注 水系 に よる 原子 炉 注水 の 調 整 操作

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設 定 点 から原 子 炉 水位高（レ ベ ル８） 設 定点 の間 に 維 持● アク セス ル ート 復 旧，可搬 型代 替 注 水 大型 ポ ン プ準 備，代 替 淡 水貯
槽か ら の ホース敷 設 等

170 分
起動 後， 適 宜監 視

● 可搬 型代 替 注水 大 型ポ ンプ 起 動操 作

60 分

● 淡水 貯水 池 B(A)か ら淡 水貯 水 池A(B)へ の 補給

● 原子炉注水のための系統構成

125 分● 可搬 型設 備 用軽 油 タン クか ら タン ク ロ ー リへ の 補 給

90 分

2人
（招 集 ）−

適宜 実施●可搬型代替注水大型ポンプへの給油【 1人 】
A

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●原子炉注水の流量調整● 非常 用母 線 受電 準 備

30 分
240 分

●非常用母線受電準備

175 分●格納容器スプレイのための系統構成

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●格納容器スプレイの流量調整●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台追加起動

8分

−

9分

●非常用母線受電−

タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら補給●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の開放操作

4分●残留熱除去系海水系の起動操作
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱

残 留熱 除去 系 によ る格 納容 器ス プレ イ 及び原子 炉注 水 の交 互運 転開 始2人
（招 集 ）−−

非 常用 母線 受電−

2分●残留 熱 除去 系に よ る原 子 炉注 水操 作

原子炉水位 高（レベル ８） 設定 点にて格納容器 スプレイ又はサプレッショ
ン ・プ ール 冷却 開始 へ の切 替 え操 作を 実 施し ，原 子 炉水 位低 （レ ベル ３）設定 点に て原 子 炉注 水 への 切替 え 操作 を 実 施●残 留熱 除去系 による格納容器スプ レイ操 作及 び原子 炉注水 の交 互運
転使用済燃料プールの冷却操作

−

−

−

可搬型代替注水大型 ポン プに よ る水源
補給操作

−

−

−

必要要員合計

2人
A,B

使用済燃 料プー ルの除 熱機能が喪失した場合でも，プー ル水温 度が80℃に到 達 する ま でに は 1日以上の時 間余裕 がある ため，本操 作は対 応可能 な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホースの敷設等対応可能な 要員にて 実施●ポンプ起動及び水源補給操作
3人
C,D,E

13人 a〜 m及び 招 集6人

第 2.3.2-3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（2／2）

コメント No.147-27 に対する回答

2.3.2-41

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）10

高圧代替注水系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の上昇／低下を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は原子炉圧力が降下し，崩壊熱の減少に伴い，圧力の降下する幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による手動減圧

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

高圧代替注水系の起動／停止による
原子炉水位の維持
レベル 8
レベル 3
レベル 2

シュラウド外高出力燃料集合体

10

レベル 1
燃料有効長頂部

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下

5

注水開始後除々に水位が回復

燃料有効長底部

炉心下部プレナム

（ｍ）
(m)
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.3.2-42

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

注水流量

600

(m ３ ／h)
400（m3/h）
高圧代替注水系

低圧代替注水系(可搬型)

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-6 図

注水流量の推移

5000

4000

逃がし安全弁(自動減圧機能)7 弁

蒸気流量

蒸気流量

3000

(t／h)
2000
（t/h）

逃がし安全弁

1000

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.2-43

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

可搬型代替注水大型ポンプを用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）
低圧代替注水系（可搬型）の7 弁作動による水量減少
起動／停止による水量増減400

高圧代替注水系の起動／停止による水量増減

300

200

100

注水開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従する変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.2-44

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加0.6

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
（−）
0.4

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.2-45

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率
ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.6

（−）
(−)

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4
可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.4

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.2-46

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線

2) ２
(N/mm
(N／mm
)

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.2-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.2-47

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

ドライウェルサプレッション・チェンバ

最高圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]到達時）

0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却モード）運転による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2-15 図

格納容器圧力の推移

300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
(℃)
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制

200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転による温度上昇の抑制

100

（℃）

最高温度：約 141℃（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.2-48

168コメント No.147-05,40 に対する回答

20

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

ル水位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

5

炉内蒸気が流入するため
水位が上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下
最高温度：約 138℃
（約 23 時間）

200ー

サプレッション・プール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
作動による温度低下

100

(℃)

炉内蒸気が流入するため
水温が上昇

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.2-49

168

添付資料 2.3.2.1
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代替注水系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時において，交流電源が喪失している 8 時間，高圧代替注水系を用いた原子炉注水に期待している。
高圧代替注水系の起動から 8 時間の継続運転のために代替直流電源を必要とする設備は，計測制御設備及び電動弁である。第 1 図に高圧
代替注水系の系統構成概略を示す。事故時には代替直流電源の容量以外にも，サプレッション・プール水温度の上昇や高圧代替注水系ポン
プ室温度及び中央制御室温度の上昇が，高圧代替注水系の運転継続に影響することも考えられるため，その影響についても確認した（第 1表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は高圧代替注水系の 8 時間継続運
転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.2.1-1

第 1表

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系の継続運転への影響評価

評価項目
サプレッション・
プール水温度上昇

添付 2.3.2.1-2

高圧代替注水系ポン
プ室温度上昇中央制御室温度上昇

影響概要
サプレッション・プール水温度の上昇により ，高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の キ ャ ビ テ ー シ ョンやポンプ軸受の潤滑油冷却機能が阻害され ，高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 運 転 に 影 響 を 与える可能性が考えられる。

評 価
高圧代替注水系ポンプの第一水源であるサプレッション・
プールを水源とした場合，事象発生後 8 時間での水温は約10 0 ℃ と な る 。 こ の 時 の 高 圧 代 替 注 水 系 の 有 効 吸 込 み 水 頭（ＮＰＳＨ）は，類似システムである原子炉隔離時冷却系
ポンプと比較評価し，有効ＮＰＳＨ評価条件である静水頭（サプレッション・プール水位低レベル〜ポンプ吸込みレベル）及び配管設計が類似となり，静水頭及び配管圧損に大きな差異が生じないことから，サプレッション・プール
水温上昇時においても，原子炉隔離時冷却系ポンプ同様，
必要ＮＰＳＨに対し有効ＮＰＳＨが上回るため，キャビテーションは発生しない。また，温度耐性の観点からも，高圧 代 替 最 高 使 用 温 度 120℃ で 設 計 す る た め ， サ プ レ ッ シ ョン・プールの温度上昇による高圧代替注水系の 8 時間運転
継続への影響はない。
高 圧 代 替 注 水 系 の ポ ン プ ，電 気 制 御 系 統 ，弁 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ） 時 の 高 圧 代 替 注 水
タ ー ビ ン 等 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 系ポンプ室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の
高 温 度 は 6 5 . 6℃ を 想 定 し て い る 。全 交 流 動 力 室 温 は 約 65 . 1℃ （ 初 期 温 度 4 0℃ ） で あ り ， 高 圧 代 替 注 水 系
電 源 喪 失 時 は 換 気 空 調 系 が 停 止 し て い る た の 設 計 で 想 定 し て い る 65 . 6 ℃ を 下 回 る 。 し た が っ て ， 高 圧
め ，高 圧 代 替 注 水 系 が 設 置 さ れ る 高 圧 代 替 注 代 替 注 水 系 ポ ン プ 室 温 度 上 昇 に よ っ て 高 圧 代 替 注 水 系 の 8
水 系 ポ ン プ 室 温 が 65. 6 ℃ を 超 え る 可 能 性 が 時 間 継 続 運 転 は 阻 害 さ れ な い 。
考えられる。
中央制御室の環境条件として想定している 全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）は全交流動力電源
最 高 温 度 は 4 0℃ で あ る 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） と ほ ぼ 同 様 の 事 象 進 展 で あ り ， 中 央 制 御で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す る た め ，中 央 制 御 室 室 の 温 度 評 価 に 当 た っ て は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）温度が最高温度を超える可能性が考えられ の直流電源の熱負荷に包含されることから，全交流動力電る。
源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の中央制御室温度は，全交流
動力電源喪失（長期ＴＢ）の評価結果と同様であり，制御盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 40 ℃ を 下 回 る 。 した が っ て ，中 央 制 御 室 温 度 上 昇 に よ っ て 高 圧 代 替 注 水 系 の 8
時 間 継 続 運 転 は 阻 害 さ れ な い 。（ 添 付 資 料 2 . 3. 1. 1 ）第 1図高圧代替注水系系統概要図

添付 2.3.1.1-3

添付資料 2.3.1.2

補足資料

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系ポンプ室の室温評価について

1.

温度上昇の評価方法

(1)

評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われない

ため，評価対象の部屋の温度変化は，タービンや配管などの室温の熱源から受ける熱量（室内熱負荷）と隣の部屋（上下階含む）
への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，最終的には室内熱負荷と躯体放熱のバランスにより平衡状態となる。

温度（℃）

評 価 対 象 の 部 屋（ 高 温 側 ）評価する部屋の温度

コンクリート壁

隣接する部屋（低温側）

コンクリート内部における熱伝導

壁や照明
による発熱

コンクリート→空気間における熱伝達
熱の移動

空気→コンクリート間における熱伝達

隣接する部屋の温度

位 置 （ m）

添付 2.3.2.1-4

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
・評価対象とする部屋の条件：
高圧代替注水系
ポンプ室※１
発 熱 負 荷 [W]16,900３
容 積 [m ]692※２
熱 容 量 [kJ／ ℃ ]827.9
初 期 温 度 [℃ ]40
※１：発熱負荷の内，原子炉隔離時冷却系注水配管の発熱
負 荷 は ， 保 守 的 に 8 時 間 後 の 温 度 100℃ が 事 象 初 期
から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。
※２：熱容量は，保守的に空間に占める空気容積のみを考慮する。
・評価対象の部屋に隣接する部屋の温度※３
原子炉棟

65.6℃ （ 機 器 設 計 温 度 ）一般エリア

50.0℃ （ 同 上 ）（二次格納容器外）
地中

20.0℃ ※ ４

サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ

100.0℃（ 8 時 間 後 の 最 大 温 度 ）※ ３ ： 当 該 温 度 は ，保 守 的 に 事 象 初 期 か ら 評 価 期 間 の 間 ，継続するものとして評価を行う。
※ ４：水 戸 市 の 地 中 温 度 の 年 間 月 月 平 均 温 度 の 最 大 16.2℃ に
余 裕 を 見 た 値 に て 設 定 。（「 地 中 温 度 等 に 関 す る 資 料(農 業 気 象 資 料 第 3 号 ,1982)」）

添付 2.3.2.1-5

添付資料 2.3.2.2
コ メ ン ト No.148-04 に 対 す る 回 答

蓄電池による給電時間評価結果について

重大事故等対象設備に電源供給を行う常設代替直流電源設備として ， 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 の 1 系 統 を 有 し て い る 。
高 圧 代 替 注 水 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，緊 急 用 直 流 125V 主 母 線
盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。全 交
流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，高圧代替注水系を起動し，原子炉への注水を行う。同蓄電池からの電
源 供 給 と し て は ，電 源 供 給 開 始 か ら 負 荷 の 切 り 離 し を 行 う こ と な く ，
24 時 間 ※ １ に わ た り 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 注 水 に 係 る 負 荷 に 電 源 を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,278.8Ah で あ る こ と に 対 し ，
緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ 2 で あ る こ と か ら ，24 時 間にわたり高圧代替注水系の運転継続のための電源供給が可能である。
（第 1 図）※ 1 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ）に お い て は ，事 象 発 生 8 時 間 後 に
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に切り替える
が，蓄電池の容量評価を保守的に評価するため，高圧代替注水
系 を 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実 施 し て い る 。
※ 2 蓄 電 池 容 量 は ，使 用 開 始 か ら 寿 命 ま で の 間 変 化 し ，使 用 年 数 を 経
る に 従 い 容 量 が 低 下 す る た め ，蓄 電 池 容 量 の 算 出 に あ た っ て は ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） に よ る 保 守 率
0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流 で はなく，設計値を用いていることから，必要容量に対して余裕を添付 2.3.2.2-1

持った容量を設定している。

(1)

常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池
型式：制御弁式据置鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：屋内（常設代替高圧電源装置置場）

放電時間
24 時間

主要負荷名称1440 分1分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・高圧代替注水系
電動弁
600
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
400
・逃がし安全弁・計装設備
・その他負荷200・遮断器引き外し完了
・高 圧 代 替 注 水 系 電 動 弁 動 作 完 了761.2A

173.4A0
緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池

第 1図6,000Ah

緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池

添付 2.3.2.2-2

負荷曲線

添付資料 2.3.2.3
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
原子炉安定状態の確立について
高圧代替注水系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。
可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉
安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気
温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と もに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維
持 が 確 認 さ れ て い る 12 6 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れる。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.3.2.3-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.3.2.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて+50℃程 度 高め に評 価す る 。低 圧 代替 注
水系 の注 水 に よ る 燃 料 棒 冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又は噴霧流冷 却） の不 確か さ は 20℃ 〜40℃ 程度 である。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 起点 と する 運転 員等 操 作は ない こ と から ，運 転 員等 操作 時間に与 える 影 響は ない 。

解析 コー ド は， 実験 解析 に おい て熱 伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し， 有効 性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ， 評 価項 目と な るパ ラメ ータの判 断基 準 に対 する 余裕 は 大き くな る 。

酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある。よ って，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 燃料 被 覆管 温度を 起 点と する 運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は ない 。
有効 性 評価 解析 で は原 子 炉水 位が 燃 料有 効長 頂 部を 下回 る こと はなく ，燃 料 被覆 管最 高温 度 は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら，
燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の 不確 かさ が 運転 員等 操 作に 与え る 影響 はない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータの判断基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはなく ，燃料 被覆 管 最高 温度 は初 期 値を 上 回る こと が ない こと から ，
燃料被覆管の破裂判定の不確かさが評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

添付資料 2.3.2.4

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.2.4-2

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と おお むね 同 等 の結 果が得られて いる 。低 圧代 替 注水 系の 注 水 によ る
燃料棒冷却 （蒸 気単 相冷 却 又は 噴霧 流 冷 却） の
不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で 系統 的に 圧力 低 下を 早め に予測する傾 向を 呈し てお り ，解 析上 ， 低 圧注 水
系の起動タ イミ ング を早 め る可 能性 が 示 される。しかし ，実 験で 圧力 低 下が 遅れ た 理 由は ，
水面上に露 出し た上 部支 持 格子 等の 構 造 材の 温度が燃料被 覆管 から の輻 射 や過 熱蒸 気 に より 上
昇し，LPCS ス プレ イ の液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が発生し たた めで あり ， 低圧 代替 注 水 系を 注
水手段とし て用 いる 本事 故 シー ケン ス で は考 慮する必要の ない 不確 かさ で ある 。こ の た め， 燃料被覆管温 度に 大き な影 響 を及 ぼす 低 圧 代替 注
水系の注水 タイ ミン グに 特 段の 差異 を 生 じる 可能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 想定 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管最 高温 度は 初 期値 を上 回 る こと がな く ，評 価項 目に対し て十 分 な余 裕が ある こ とか ら， そ の 影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

炉心
原子 炉
圧力 容器

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

崩壊 熱
ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝達

添付 2.3.2.4-3

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。
ＨＤ Ｒ実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気
温度 につ い て ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く
再現 でき る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温
度を十数℃ 程度 高め に， 格 納容 器圧 力 を 1 割 程
度高 めに 評 価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体
系に 起因 す る も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お いては この 種 の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 えられ る。 ま た ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ いて， 解析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ とを確認した 。
ＣＳ ＴＦ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及び非 凝縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果が測定デー タと よく 一致 す るこ とを 確 認 した 。
入力値に含 まれ る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， こ れら の不 確 か さは 実験 体 系に 起因 する
もの であ り ，実 機体 系に お いて は不 確 か さが 小さ く なる もの と推定さ れ， 全 体と して は格 納 容器 圧力 及 び 温度 の傾 向 を適 切に 再現
でき てい る ため ，格 納容 器 圧力 を操 作 開 始の 起点 と して いる 代替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） に よ る格 納容 器 冷却 に係 る運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析 に おい て格 納 容 器雰 囲気 温 度及 び非 凝縮
性ガ スの 挙 動は 測定 デー タ と良 く一 致 す るこ とを 確 認し てお り，
その 差異 は 小さ いた め， 格 納容 器圧 力 及 び雰 囲気 温 度を 操作 開始の起 点と し てい る代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 可 搬型 ）に よる
格納 容器 冷 却に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できて いる た め，評 価項 目と なる パ ラメ ー タに 与え る 影響 は小 さい 。
また，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

原子 炉
格納 容器

スプ レイ 冷却サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.3.2.4-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲におい て 解 析 条 件 か ら 変動 し う る が ， 事 故 初 期 に お い て
原 子 炉 が ス ク ラ ム する と と も に ， 再 循 環 ポ ン プ が ト
リ ッ プ す る た め ， 初期 炉 心 流 量 が 事 象 進 展 に 及 ぼ す
影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小
さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，操 作 手 順 （ 速 や か に 注 水 手 段 を
準 備 す る こ と ） に 変わ り は な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を起 点 と す る 運 転 員 等操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ の判断 基準 に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確 かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小
さ く な る 。 こ の た め， 原 子 炉 か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸気 量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉
水 位 の 低 下 が 遅 く なる が ， 操 作 手 順 （ 速 や か に 注 水
手 段 を 準 備 す る こ と） に 変 わ り は な く ， 運 転 員 等 操
作 時 間 に 与 え る 影 響は な い 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ル 水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル 水 温 度 の 上 昇が 遅 く な り ， こ れ ら の パ ラ メ ータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
圧 力 よ り も 小 さ く なる た め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に
推 移 す る た め ， 格 納容 器 圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等
操作 の開 始 時間 は遅 くな る 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度
は ， 格 納 容 器 ス プ レイ の 実 施 に 伴 い 飽 和 温 度 と な る
こ と か ら ， 初 期 温 度の ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与 え る 影
響 は 小 さ く ， 運 転 員等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小 さい。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト
ウ ェ ル ） の 液 相 部 の運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件 よ り
高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。
例え ば ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時の水 量は 3,300m ３ で ある のに 対 し，ゆら ぎ（0.087m）によ る水 量 変化 は約 42m ３ で あり ，そ の割 合は 初期 保
有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し た がっ て ，事
象 進 展 に 与 え る 影 響は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る影 響 は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 位 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し 、ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く
な る た め ， サ プ レ ッシ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効
果 が 高 ま り 格 納 容 器圧 力 の 上 昇 は 緩 和 さ れ る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力を 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の 開
始は 遅く な る。

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

初期条件

添付 2.3.2.4-5

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約 3,342m ３（実 測値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 。 この ため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プー ル に流 出 する 蒸気 量が減 少す る こと で，原子 炉水 位の 低 下並 び に格 納容 器
圧力 及び 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さく なる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラ メー タの 判
断基 準に 対 する 余裕 は大 き くな る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初 期温 度の ゆ らぎ が事 象進 展 に与 え る影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，格 納 容器 体積（ ウェ ット ウェル）の 液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条 件よ り高 めの水 位と な るが ，ゆ ら ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あ る のに 対 し 、ゆ ら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あ り， そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が っ て ， 事 象 進 展 に与え る影 響 は小 さく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プ レッ ショ ン・プー ル での 圧 力抑 制効 果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評 価 項目 とな る パラ メー タの 判 断基 準 に対 する 余裕は 大き く なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

外部電源喪失−安全機能の喪失に対する 仮定

直流電源喪失−

外部 電源

外部電源なし−重大事故等対策に関連する機器条件

原子 炉ス ク ラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

送電系統又は所内主発電設備の故障等によって ，外 部 電源 が喪 失す る もの とし て 設 定
直流電源の喪失により，非常用ディーゼル
発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失を 設定
起因事象として，外部電源が喪失することを想 定
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴う原子炉保護系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子 炉ス ク ラム を設 定

添付 2.3.2.4-6

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響−−外部電源喪失は起因事象として設定していることから， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い。

外部電源喪失は起因事象として設定していることから， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早
く な る た め ， 原 子 炉か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に流 出 す る 蒸 気 量 が 減少 す る こ と で ， 原 子 炉 水 位 の 低
下 が 遅 く な る が ， 操作 手 順 （ 速 や か に 注 水 手 段 を 準
備 す る こ と ） に 変 わり は な く ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に
与 え る 影 響 は な い 。ま た ， 格 納 容 器 圧 力 ， サ プ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水
温 度 の 上 昇 が 遅 く なり ， こ れ ら の パ ラ メ ー タ を 起 点とす る運 転 員等 操作 の開 始 時間 は遅 く な る。

最確 条件 と した 場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子 炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減 少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き く
なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-7

解析条件

最確 条件

高圧 代替 注水系

136.7m ３ ／ h （ 1.04 〜
7.86MPa[gage] に お いて）

136.7m ３ ／ h （ 1.04 〜
7.86MPa[gage] に お いて）

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

最小流量特性・注水流量：0〜1,676m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]・注水流 量：0〜1,676m
３／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜110m ３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.4MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）定格流量 特 性・注水流量：0〜110m３／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

可搬 型代 替 注水大型
ポン プを 用いた
低圧 代替 注水系
（可 搬型）

可搬 型代 替 注水大型
ポン プを 用いた
代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

外部 水源 の温度

35℃

35℃以下

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計値を設定。高圧代替注水系は，原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計とな って い る。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持
操作 の開 始 が早 くな るが ，注 水後 の調 整 操作 であ り，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり，評 価項 目と なる パ ラメ ー タの 判断 基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視 し てい る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は
大き くな る 。

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
水 温 よ り も 低 く な る可 能 性 が あ り ， 格 納 容 器 ス プ レ
イ に よ る 圧 力 抑 制 効果 が 高 ま る こ と か ら ， 同 等 の 効
果 を 得 る た め に 必 要と な る ス プ レ イ 水 量 が 少 な く な
り ， 外 部 水 源 を 用 いた 格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴 う サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 位 の 上 昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 水 位 を 起 点 と す る 操 作の開 始は 遅 くな る。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな る可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わり はな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベ ント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は な い。

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量
を設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項逃が し安 全弁

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-8

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 モ ード）

外部 水源 の容量

燃料 の容量運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）
スプレイ 流 量：1.9×
10 ３ t／ h（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）熱交換器 1 基あ たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃，海水 温 度 32℃ 以 下 に おいて）（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧
作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）
スプレイ流量：1.9×10
３t／h（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）
熱交換器 1 基あたり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）３

約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タンク ）約 9,300m

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／5）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

高圧代替注水系による原子炉注 水操 作

事象発生から25 分後

添付 2.3.2.4-9

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づき，直流電源喪失を確認し，高圧代
替注水系の準備が完了した時点
で原子炉注水を開始するため，状況判断及び高圧
代替注水系の準備に要する時間を考慮して設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報 ，照 明 の消 灯等 に より 原子炉ス クラ ム，全電 源喪 失 等を 確認 し，可 搬型 照明 の 準備 を実 施す る。この 事 象
初期 の状 況 判断 に余 裕時 間 を含め 10 分 を想 定し て いる 。よ って ， 認知 時間 として 余裕 を 含めて 10 分 を設 定 して おり ，十 分な 時 間余 裕を 確保 し てい るこ とから ，認 知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響 を 及ぼ す影 響 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
高圧 代替 注 水系 に必 要な 負 荷の 電源 切 替 操作 とし て 4 分，高 圧代 替注 水 系の 起
動操 作と し て 6 分を 想定 し ，余 裕時 間 を 含め て操 作 時間 とし て 10 分 を 設定 している。いずれも中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作であり ，操 作所 要時 間 が長 くな る 可能 性は 非 常に 低く ，操作 所 要時 間が 操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
全電 源喪 失 時の 状況 を考 慮 し，可搬 型照 明を 確保 し た後 に操 作を 実 施す る想 定とし てお り ，ま た ，中央 制御 室 の制 御盤 の操 作ス イ ッチ によ る簡 易 な操 作で あるこ とか ら ，誤 操 作は 起こ り にく く ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 ，高 圧 代替 注
水系に必要な負荷の電源切替操作及び高圧代替注水系の起動
操作 時間 は，余 裕時 間を含めて設定しているこ とか ら，実 態の 開
始時間は解析上の操
作開始条件よりも若干早まる可能性がある。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
が，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ るが ，解 析
上の操作開始までの期間 は，燃 料が 冠水 維
持されていることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

同様 に高 圧・低 圧注 水
機能 が喪 失 する が，事
象発 生 25 分後 に原 子
炉減 圧操 作 を実 施し ，低圧の注水系統により原子炉注水を実施する こと か ら，本事 故シーケンスに比べて事象進展がより厳し
くな る「 Ｌ ＯＣ Ａ時 注
水機能喪失」において ，10 分 の 減圧 操作 開始遅れを想定した場
合で も，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目 を満 足 する 。
（添 付資 料 2.6.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の外部電源喪失から全電源喪失の認知及び高圧代替注水系
による原子炉注水
操作準備後の原子
炉減 圧操 作 まで 25分としているとこ
ろ，訓練実績は約16 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-10

逃 がし 安 全弁に よる 原 子炉
減 圧操 作 （可搬 型代 替 注水
大 型ポ ン プを用 いた 低 圧代
替 注水 系 （可搬 型） に よる
原 子炉 注 水操作）

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（可搬型代替注
水大型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型））が準備できた時
点でサプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している場合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に可搬型代替注
水大型ポンプを用いた低圧代替
注水系（可搬型）の準備が完了す
るものとし，減圧操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分 を想定し てい る。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 分 を設 定し てお り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。これ ら の要 員は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響はない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 大 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ブ ルド ー ザー 等に て 必要 な
アク セス ル ート を復 旧で き る体 制と し て いる。ア クセ スル ー トの 復旧（が れき撤去 ）に 25 分， 可搬 型 代替 注水 大型 ポ ン プ準 備， ホ ース 敷設 等と し て移 動も含め 145 分 を想 定し てい る。ま た，異 な る 要員 にて 並 行し て実 施す る 原子 炉注
水の ため の 系統 構成 とし て 移動 も含 め 125 分を 想定 して い る 。い ずれ も 十分 な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，移 動 及 び操 作所 要 時間 が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 と し て 余 裕 時 間 を 含 めて 1 分 を 設 定 している。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チに よる 簡 易な 操作 であ り，操 作所 要
時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の 操作 ス イッ チに よる 簡 易な 操作
であ り，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 大型ポンプによる原子炉注水に移行するまでの 期間 は ，高 圧代 替
注水系により原子炉
注水が確保されているこ とか ら ，評 価項 目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

低圧 代替 注 水系（可 搬型）の準 備 完了 後に 実施す るも の であ り，評
価上は余裕時間を確認す る観 点で 8 時間 後に準備が完了するものとしていることから，準備 時 間が 確保 できる ため ，時間 余裕 がある 。

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水大型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 想定している。アクセスルートの復旧（がれき撤去）に
25 分以 内に 実施 可能であり，可搬型
代替注水大型ポン
プ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では
約 124 分。 原子 炉
注水のための系統
構成は，移動も含め 所 要 時 間 を 125分想定しているところ，訓練実績等
では 約 113 分， 逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，所要時間を 1分想定しているところ訓練実績等では約 1 分。 想定 している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-11

可搬型代替
注水大型ポ
ンプを用い
た低圧代替
注水 系（可 搬型）に よる 原
子炉注水操
作に用いる
可搬型代替
注水大型ポ
ンプへの燃
料補 給

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 低圧 代替 注 水系（ 可搬 型）によ る 原子
炉注 水操 作）」と同 様 であ り，認知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る招 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
招集 要員 の 招集 まで 120 分 を想 定し て い る 。ま た ，燃 料補 給 に用 いる タ ンク ロ
ーリ は車 両 であ り，招集 後，自走 にて 作 業 現場 へ移 動 する こと を想 定 して いる 。
仮に 地震 等 の外 部事 象が 起 因事 象で ， ア クセ スル ー トに 被害 があ る 場合 でも ，
ブル ドー ザ ー等 にて 必要 な アク セス ル ー トを 復旧 で きる 体制 とし て いる 。可 搬型設 備用 軽 油タ ンク から タ ンク ロー リ へ の燃 料補 給 とし て移 動も 含め 90 分 を想定 して お り，十 分な 時間 余 裕を 確保 し てい るこ と から ，移動 及び 操 作所 要時
間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能 性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，移動も含めて 90 分 を 想定 しているところ訓練
実 績 等 で は 約 82分。また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 のと ころ ，訓練実績等により約 25 分。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-12

可搬型代替
注水大型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷 却系（ 可搬型 ）によ る
格納容器冷却

サプレッショ
ン・チェンバ
圧 力 279kPa［gage］到達
時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視し てお り ，ま た ，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（ サプ レ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]）に到 達す る のは 事象 発生 約 13 時 間 後で あり ，比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。こ れ らの 要員 は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は
ない 。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 の流 量調 整を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
運転 員（現 場 ）及び 重大 事 故等 対応 要 員 の現 場操 作 は ，操 作の 信 頼性 向上 や要員の 安全 の ため 2 人 1 組 で 実施 する こ と とし てお り ，誤 操作 は起 こ りに くく ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の 操作 との重複もないことから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水大型ポン
プを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注
水大型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して いる こ とか ら，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 118 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（5／5）

項

解析上の操作開始条件

目

操作条件

残留熱除去
系による原
子炉注水及
び格納容器
除熱

事 象 発 生 24
時間 10 分後添付 2.3.2.4-13

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，連 続し て 操作 を実施 する た め，認 知に 大幅 な 遅れ が生 じ るこ とは 考 えに くく ，認知 遅 れが 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 1 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 5 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 操作 ス イ ッチ によ る 簡易 な操 作で あ り，操作 所
要時 間が 長 くな る可 能性 は 十分 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る運 転員 に よる 対応が 可能 で ある こと から ， 他の 並列 操 作 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作の ため ，誤 操作 は 起こ りにく く， 誤 操作 等が 操作 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合には格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇
は緩 和さ れ ，評 価項 目となるパラメータの判断基準に対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として いる こ とか ら，準
備時間が確保できる
ため，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作
は所 要時 間を 5 分想定しているとこ
ろ，訓練 実 績で は，
約 4 分 。想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施
可能なことを確認した 。

添付資料 2.3.2.5
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施する。
交流動力電源が復旧した後，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを停止する。

添付 2.3.2.5-1

3.

時間評価
事象発生から低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，高圧代替注水系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水等を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始

積 算 注 水 量 (m３ )代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ開始

4,300m３
低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ））に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ 必 要 と添付 2.3.2.5-2

な る が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.2.5-3

添付資料 2.3.2.6
7 日間における燃料の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 5 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 3 52 . 8k L

7 日間の
軽油消費量
約 35 2. 8 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36 .6 k L

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 21 0 kL で あり，7 日間対
応可能

可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（ 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）及 び 代 替 格 納 容 器 ス プ レ
イ 系 （ 可 搬 型 ））21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 3 6. 6k L

添付 2.3.2.6-1

添付資料 2.3.2.7
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

24.0
35.6
47.1
89.0
28.6
224.5
35.9
71.2
102.1
103.9
871.0
871.0
651.1
2.2
55.0
7.5
78.7
− 54.3
45.1
7.5
165.1
7.5
153.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運転
負荷容量
(kW)

124.3

59.6

495.9

448.8

785.8

761.9

1,958.9
2,829.9

1,632.9
2,503.9

3,928.3

3,157.2

3,461.7

3,244.1

3,824.0

3,461.8

4,041.8

3,622.3

4,958.5

4,142.3

4,221.8

4,164.3

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

⑩

5,000

⑥

4,000

⑧

⑨

最大負荷容量4,958.5kW

⑪

⑦
3,000

⑤

2,000

④

1,000

③
②

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２①
0▲

経 過 時 間 (ｈ )
▲2 4

25

常設代替高圧電源装置追加
3 台起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ※ １ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）※ ２ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80%の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）※３：非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.2.7-1

コメント No.150-15,163-39 に対する回答

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

2.3.3.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に含まれる
事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｈ
ＰＣＳ失敗」，②「サポート系喪失（直流電源故障）＋ＤＧ失敗＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失により，電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁 1 弁が開固着することで原子炉圧力が低下し，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も停止することで全ての原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁からの蒸気の流出により原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源喪失した状態において，逃がし安全弁 1 弁開固着によって，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで原子炉注水機能が喪失し，炉心損傷に至る
事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，交流動力電源及び直流電源の供給機能に加えて交流動力電源を必要としない高圧及び低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁 1 弁開固着
2.3.3-1

によって蒸気駆動の原子炉注水機能が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水によって原子炉水位を維持し，その後原子炉を減圧し可搬型の注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，交流動力電源が不要な格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.3.3-1 図に，対応手順の概要を第 2.3.3-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.3-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 22 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要
員 6 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大2.3.3-2

事故等対応要員 13 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の現場系統構成を行う重大事故等対応要員 4名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.3-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 22 名及び招集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。さらに，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポン
プがトリップしたことを確認する。
原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認に必要な計装設備は，
平均出力領域計装，原子炉圧力等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
2.3.3-3

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．逃がし安全弁再閉鎖失敗の確認
主蒸気隔離弁が閉止しているにもかかわらず，原子炉圧力が低下していることにより逃がし安全弁の開固着を確認する。
逃がし安全弁再閉鎖失敗の確認に必要な計装設備は，原子炉圧力計等である。
原子炉圧力は徐々に低下するが原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が継続されていることを適宜確認する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が継続していることの確認に必
要な計装設備は，原子炉水位等である。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失の確認後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋
内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポン
2.3.3-4

プ起動操作を実施する。可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の起動準備操作の完了後，原子炉圧力が低圧代替注水系（可搬型）の吐出圧力を下回った時点で原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
ｇ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
ｈ．交流電源の回復操作
早期の電源回復不能の確認後，対応可能な要員により非常用ディーゼ
ル発電機等の機能回復操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｉ．直流電源の負荷切離し操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切り離しを実施することにより 24 時
間後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｊ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
原子炉圧力の低下に伴う原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の停止を確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）を開固着したものを含め 7 弁手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設備
は，原子炉圧力計等である。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な計装設備は，
原子炉圧力計等である。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。

2.3.3-5

ｋ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域，燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｌ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却
全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
納スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。また，同じ可搬型代替注水大型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，サプレッション・プール水位等である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作に必要な計装設備は，
緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。

2.3.3-6

ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｏ．常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。

ｐ．残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，可搬型代
替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを停止し，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器スプレイを開始する。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
以降は，残留熱除去系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉
注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施する。
ｑ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｒ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から
2.3.3-7

代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。

2.3.3.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機を喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能を喪失し，逃がし安全弁の再閉鎖失敗により蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下した後は，原子炉隔離時冷却系を喪失し，全ての注水機能を喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射
2.3.3-8

熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.3-2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失す
るものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力
電源を喪失するものとする。同時に，逃がし安全弁 1 弁の開固着が発生するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴う原子炉保護系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，
2.3.3-9

原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
(b)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，運転手
順の停止判断基準に余裕を考慮して，原子炉圧力が 1.04MPa[gage]まで低下した時点で停止することとする。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）を開固着の 1 弁と合わせて合計 7 弁使用するものとし，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用し，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却性の観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜110m３ ／h，注水圧力：0〜1.4MPa[dif]）とし，
原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。

2.3.3-10

(e)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用し，格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，サプレッション・チェンバ圧
力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した
場合に再開する。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプは 1 台使用するものとし，非常用母線の受電が完了した後に手動起動し，最小流量特性（0〜1,676m ３／h，注水圧力 0〜1.55MPa[dif]）で原子炉へ注水するものとする。

(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10３ t／
h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのうち 95％をドライ
ウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。伝
熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(h)

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り換える。伝熱容量は
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と同様とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後
2.3.3-11

に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。
(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切り離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，状況判断，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備及び減圧操作に要する時間を考
慮して，事象発生 3 時間 1 分後に実施する。

(d)

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，常設代替高圧
電源装置による非常用母線受電操作及び残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.3-4 図から第 2.3.3-8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレ
ナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管
温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.3-9 図から第 2.3.3-14
図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.3-15 図から第 2.3.3-18
2.3.3-12図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，
原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
逃がし安全弁 1 弁が開固着することで，蒸気の流出が継続し，事象発生の約 1.3 時間後に原子炉圧力が 1.04MPa[gage]まで低下し，原子炉隔離時冷却系が停止することで原子炉水位は徐々に低下する。
事象発生の 3 時間後に可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水を開始するとともに，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出により原子炉水位は一時的に低下するが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子炉
注水により原子炉水位は徐々に上昇し，炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，逃がし安全弁の開固着により蒸気が流出することで炉心が露出し上昇する。その後，原子炉減圧操作により減圧沸騰に伴い一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠
水し，ボイド率は低下する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発生位
置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。原子2.3.3-13

炉圧力が低下し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，
上記の挙動に伴い増減する。
また，全交流動力電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失しているため，崩壊熱により発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このた め ， 事 象 発 生 の 約 14 時 間 後 に サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 圧 力 が279kPa[gage]に到達した時点で，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を開始する。
事象発生 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流電源供給を開始した後は，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に切り換えることで，炉心の冷却が維持され，また，格納容器圧
力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.3-9 図に示すとおり，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 212
分後に約 746℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下にとどまることから，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.3-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原
2.3.3-14

子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3Mpa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することにより，格納容器圧
力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び残留熱除去系による格納容器除熱により低下傾向となる。格納容器バウン
ダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa［gage］及び約 141℃に抑えられる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa［gage］）及び 200℃を下回る。
可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水が維持され，炉心の冷却が維持される。その後，約 24 時間後に残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.3.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.3-15

2.3.3.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，全交流動力電源喪失に加えて，逃がし安全弁 1
弁が開固着することに伴い原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲まで原子
炉圧力が低下し原子炉隔離時冷却系が停止することで原子炉水位が低下する
ため，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧を実施する
こと，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇することから，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施すること並びに事象発生 24 時間後に交流電源を復旧し残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水），可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
2.3.3-16

炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて 50℃程度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離
時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達並びに構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び2.3.3-17

内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向
2.3.3-18

を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.3-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッショ
2.3.3-19

ン・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力及びサプレッション・プール水位の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器体積（ウェットウェル）の空間部及び液相部及びサプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員
等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納2.3.3-20

容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離し操作（中央制御室）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離し操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よ
2.3.3-21

り若干早まる可能性がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 3 時間 1 分
後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間
及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作
所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離し操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干
2.3.3-22早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，蓄電池枯渇までに実施することで評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水）は，運転員等操作時間に与える影響として，解析上の注水
開始時間は余裕時間を含めて設定されており，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があり，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）(3)

操作時間余裕の把握
2.3.3-23

操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の直流電源の負荷切離し操作（中央制御室）は事象発生から 1
時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離し操作（現場）は事象発
生の 8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，運転手順に従い原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮し，事象発生から 3 時間 56 分（操作開始時間の 55 分の時間遅れ）までに操作を実施する場合，燃料被覆管の最高温度は 875℃となり，燃料被覆管の破裂は発生
せず，評価項目を満足する。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却は，事象発生の約 14 時間後に実施するものであり，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水大型ポンプを使用し，可搬型代替注水大型ポンプの準備完了を事象発生の 3 時間後と想定していることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としていることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.3.2，2.3.3.3）

(4)

まとめ
2.3.3-24

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.3.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」において重大事故等対策における必要な初動対応要員は，「2.3.3.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 22 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 6 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」において，必要な水源，燃料，電源は，「6.1（2）

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,160m３ 必要となる。
2.3.3-25

水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ 及び淡水貯水池に約 5,000m ３の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。
（添付資料 2.3.3.4）

ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等については，事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水等について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.3.3.5）

ｃ．電

源

常設代替交流電源設備の負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として約 4,165kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替
高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
2.3.3-26

（添付資料 2.3.3.6）

2.3.3.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁再閉鎖失敗が重畳し原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することに伴い原子炉隔離時冷却系も停止し原
子炉注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系及び可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心冷却を維持することができる。また，残留熱除去系による格納容器除熱を継続することで，格納容器の健全性を長期的に維持することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，判断基準を満足している。また，安定状態を維持することができる。
2.3.3-27

解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」
において，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，残留熱除去系による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シー
ケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対して有効である。

2.3.3-28

第 2.3.3-1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全交流動
力電源喪失の確認

2.3.3-29

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故対策について（1／4）
手順・外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となったことを確認する。
・原子炉スクラムを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・原子炉圧力が逃がし安全弁の設定点以下まで低下することにより異常を検知し，逃がし安全弁の開固着を確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達し，原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。

・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・逃がし安全弁 1 弁の開固着により原子炉隔
離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。

常設設備
逃がし安全弁
所内常設直流電源設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
緊急用Ｍ／Ｃ電圧【原子炉隔離時冷
却系】−【原子炉隔離時冷
却系】−【

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.3.3-1 表
操作及び確認早期の電源回復不能の確認

2.3.3-30

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

タンクローリによる燃料補給操作
交流電源の回復操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故対策について（2／4）
手

順・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電を試みるが，失敗したことを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作により非常用ディーゼル発電機等の起動を試みるが，失敗したことを確認する。
・以上により，早期の電源回復不能を確認する。
・全交流動力電源喪失の確認後，可搬型代替
注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。
・現場操作にて系統構成実施後，ポンプ起動操作を実施する。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，原子炉圧力が可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の吐
出圧力を下回り原子炉水位が回復する。
・タンクローリにより可搬型代替注水設備用
軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給を実施する。
・非常用ディーゼル発電機の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。

常設設備−

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ−【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.3.3-1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故対策について（3／4）
手順

直流電源の負荷切り離し操作

・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場配電盤にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切り離しを実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・原子炉圧力の低下に伴い原子炉隔離時冷却系にによる原子炉減圧操作
よる原子炉注水が停止した場合は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放により，原子炉減圧操作を実施する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維替注水系（可搬型））
持する。

常設設備
所内常設直流電
源設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
−

2.3.3-31

逃がし安全弁（自動減圧機能）
代替淡水貯槽
代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ

可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を ・サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]
用いた代替格納スプレイ冷却に到達に到達したことを確認する。
系（可搬型）による格納容器冷 ・可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納ス
プレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
却
イ操作を実施する。

代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源装置
から緊急用母線を受電する。

【

可搬型代替注
水大型ポンプ

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（D／W，S／C）
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位
ドライウェル圧力
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
ドライウェル雰囲気温度
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位
代替淡水貯槽水位
緊急用Ｍ／Ｃ電圧】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.3.3-1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

2.3.3-32
使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故対策について（4／4）
手

順・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用
母線 2Ｃ及び 2Ｄを受電する。
・非常用母線受電後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを停止する。
・残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器冷却を交互に実施しつつ，原子炉
水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

【残留熱除去系（低圧注水系）】【残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）】
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量】【 残留熱 除去系海水系 系統 流量】
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
ドライウェル圧力

−

−

−

−

−

−

【

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.3.3-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（1／6）
主要解析条件

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できるコード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

炉心流量48,300 t／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

初期条件

2.3.3-33

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイ
クルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.3-2 表
項

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器（ウェットウェル）サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水温
度
起因事象

事故条件

2.3.3-34

安全機能の喪失に対する仮定

外部電源

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（2／6）
主要解析条件5,700m３

空間部：4,100m３
気相部：3,300m３
6.983ｍ（通常水位−4.7cm）
32℃
外部電源喪失全交流動力電源喪失
逃がし安全弁 1 弁開固着
外部電源なし条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとして設定
本重要事故シーケンスの前提条件として非常用ディーゼル発電機等が機能喪失すると同時に逃がし安全弁 1 弁が開固着するものとして設定。
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない。
起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.3-2 表項

2.3.3-35

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（3／6）

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
運転手順の停止判断基準に余裕を考慮し，原子炉
圧力が 1.04MPa[gage]まで低下した時点で停止

条件設定の考え方
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴う原子炉保護系電源喪失及びタービン蒸気加減弁急閉信号は保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉ス
クラムを設定設計値を設定。原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御
により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている。

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

残留熱除去系（低圧注水系）

最小流量特性
注水流量：0〜1,676m３ ／h
注水圧力：0〜1.55MPa[dif]第 2.3.3-2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（4／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

2.3.3-36

低圧代替注水系（可搬型）（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜110m３ ／h
・注水圧力：0〜1.4MPa[dif]1.5

原子炉圧力(MPa［ dif］ )重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

第 2.3.3-2 表
項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-37

逃がし安全弁

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 弁を開放することによる原子炉減圧（再閉鎖失敗の 1 弁と合わせて 7 弁で減圧）＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
設計値を設定ンバ間差圧）
スプレイ流量：1.9×10３ t／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・ 設計値を設定
チェンバ）
約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃， 残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を
海水温度 32℃において）包含する高めの海水温度を設定

第 2.3.3-2 表
項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.3-38

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（6／6）
主要解析条件

事象発生から 24 時間後

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定

事象発生から 3 時間 1 分後

状況判断，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備及び原子炉減圧に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

事象発生から 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.3-39

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.3-1 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.3-40

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.3-1 図

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

代替 淡水 貯 槽

淡水 貯水 池注： 低圧 代 替注 水系 （ 可搬 型 ）及 び代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却
系（ 可搬 型 ）に は可 搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を用 い る

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型） 注 による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 注 による格納容器冷却段階）

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.3.3-41

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.3.3-1 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

淡水 貯水 池（解 析上 の 時刻 ）凡

例

全交流動力電源喪失
逃がし安全弁の開固着（0 秒 ）：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：判
主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁 機能 ） による 原子 炉 圧力 制御 確 認

原子炉スクラム ※ １ 及び全交流動力電源喪失の確認

断：解 析上 考 慮し ない 操 作

再循 環ポ ン プト リッ プ の確 認

：重 大事 故 等対 応要 員 （現 場 ）：運 転員 と 重大 事故 等 対応 要 員（現 場） の 共同 作業

逃がし安全弁開固着の確認 ※ ２

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達（約 185 秒）

早期 の電 源 回復 不能 の 確認 ※ ５
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ３タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用
いた 低圧 代 替注 水系（ 可 搬型 ）の起動 準備 操 作 ※ ６

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４（約 1.3 時 間）

（約 3 時 間 ）原子炉圧力1.04Mpa[gage]
原子炉隔離時冷却系注水停止

交流 電源 の 回復 操作（約 1 時 間）
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）以外 によ る
原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉 注水逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ７

Ⅰ
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１０
水位 不明ではない（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離し操 作（ 現 場）

水位不明

原子炉満水 操作

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※１１

炉心 損傷 な しの 継続 確 認 ※９

原子炉水位の調整操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）） ※１２（約 14 時間 ）直流 電源 の 負荷 切離し操 作（ 中央 制 御室）

炉心損傷が確認された場
合は ，炉 心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る
常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
緊急 用母 線 受電 操作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電準 備 操作

（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 受電 操作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ操作

代替 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系 （可 搬型 ）以外 によ る 格納 容器 ス プレ イ
・消 火系 に よる 格納 容 器ス プ レイ
残留熱除去系による格納容器
除熱及び原子炉注水 ※ １ ３

可搬型代替交流電源設
備に よる 受 電操 作

Ⅲ

Ⅱ
代替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用 いた 残留 熱除去 系に よ る格 納容 器 スプ レ イ及 び原 子
炉注 水の 交 互運 転

残 留 熱 除 去系によ り原子炉水位 を維持し ，格納容器スプ レ
イ モ ー ド 又はサプ レッション・ プール冷 却モードによる 格
納 容 器 除 熱を継続 する。また， 機能喪失 している設備の 復
旧 に 努 め るととも に，残留熱除 去系を原 子炉停止時冷却 モード 運転 と し，冷温停止状態とする。

Ⅳ

代替 循環 冷 却系 ，常 設 低圧 代 替注 水系 ポ ンプ を用い た代 替 格納 容器 ス プレ イ 冷却 系（ 常 設） 又
は可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プ を用 いた 代 替格 納
容器 スプ レ イ冷 却系 （ 可搬 型 ）に よる 格 納容 器
スプ レイ

Ⅴ

【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可 搬型）と 同等 の流 量 は確 保 でき ない が，消 火系（ デ ィー ゼル 駆 動）に よる 原子 炉 注水 も実 施 可能 で ある。
Ⅱ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設 備 が使 用で き ない 場合 は 可搬 型代 替 交流 電 源設 備に よ り受 電す る 。
Ⅲ
可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ を 用い た代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 可 搬型 ）と同 等の 流量 は 確保 でき な いが ，消火 系（デ ィー ゼル 駆 動）に よる 格納 容 器ス プレ
イも 実施 可 能で ある 。
Ⅳ
代替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用 いた 残留 熱 除去 系の 使 用も 可能 で ある 。
Ⅴ
代替 循環 冷 却系 ，常設 低圧 代 替注 水 系ポ ンプ を用 い た代 替格 納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 常 設）及 び可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プを 用い た 代替 格納 容 器ス プ レイ 冷却系（ 可搬 型 ）に よる 格 納容 器 スプ レイ も 実施 可能 で ある 。
流量 は少 な いが ，消 火 系及 び 復水 補給 水 系に よる 格 納容 器ス プ レイ も 実施 可能 で ある 。

※１ ：原 子 炉ス クラムは，中央制御室にて平均出力領域計装 等 によ り 確認 する 。
※２ ：主 蒸 気隔 離弁の閉止時に原子炉圧力が逃がし安全弁の 設 定圧 力 以下 まで 低 下す るこ と によ り異 常 を検 知 し， 逃が し 安全 弁の 開 固着 を確 認 する 。
※３ ：中 央 制御 室にて機器ランプ表示，系統流量計指示等に て 確認 す る。
※４ ：原 子 炉隔 離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位 低 （レ ベ ル３ ）設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （ レベ ル ８） 設定 点 の間 に維 持 する 。
※５ ：中 央 制御 室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機の 起動 が でき ず， 非 常用 母 線の 電源 回 復が でき な い場 合， 早 期の 電 源回 復不 能 と判 断す る 。
※６ ：全 交 流動 力電源喪失を確認した場合は，速やかに可搬 型 代替 注 水大 型ポ ン プを 用い た 低圧 代替 注 水系 （ 可搬 型） に よる 原子 炉 注水 の準 備 を開 始 する 。な お ，低 圧代 替 注水 系（ 可 搬型 ） 及び 代替 格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （可 搬 型）には 同じ 可搬型代替注水大型ポンプを用いる。
※７ ： サ プレ ッ ション・プール水温度がサプレッション・プ ー ル 熱容 量 制限 （ 原 子炉 が 高 圧の 場 合 は 65℃ ） に到 達 又は 超 過し た 場 合は ， 低圧 で 注水可 能 な系 統 の 準備 完 了 後に 原 子炉 減 圧 操作 を 実施 す る 。実 際 の 操作 で は， 原 子 炉圧 力が低 下し 可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注 水系（可 搬 型）に よ る原 子炉 注水 が 開始 され た 後に 原 子炉 隔離 時 冷却 系が 停 止す るが ，可 搬 型代 替注 水 大 型ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注 水系（ 可 搬 型）の み によ る 原子 炉注 水
性能 を確 認する観点で，原子炉減圧開始と同時に原子炉 隔離 時 冷却 系 は停 止す る 想定 とし て いる 。
※８ ：原 子 炉水 位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格 納 容器 雰 囲気 監視 系 によ り格 納 容器 内の 水 素・ 酸 素濃 度を 確 認す る。
※９ ：炉 心 損傷 は，以下により判断する。（炉心損傷をもって 炉 心損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格 納容器雰囲気放射線モニタγ線線量率が設計 基 準原 子炉 冷 却材 喪 失事 故時 追 加放 出相 当の 10 倍 以上
※１ ０： 原 子炉 水位不明は，以下により判断する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が原 子炉 水位 不 明領 域 に入 った 場 合・原 子炉水位計の電源が喪失した場合
・原 子炉水位計のばらつきが大きく有効燃料長頂部 以上 であ る こと が 判断 でき な い場 合※１ １ ： 原子 炉 水位が燃料有効長頂部以下となった場合は， 燃 料 有効 長 頂部 以 下 の維 持 時 間を 測 定し ，「最 長 許容 炉 心露 出 時間 」 の 禁止 領 域に 入 っ てい る かを 確 認 する と と もに ， 格納 容 器 雰囲 気 γ線 モ ニ タに よ り 燃料 の 健全 性 を確 認 する。
※１ ２： 可 搬型 代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系 （ 可搬 型 ）に より ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維持 する 。
※１ ３： 残 留熱 除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点 に て原 子 炉注 水モ ー ド運 転に 切 り換 え， 原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点に て格 納 容器 ス プレ イモ ー ド運 転に 切 り替 える 。

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

第 2.3.3-2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の対応手順の概要
2.3.3-42

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＰ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)

運転員
(現場)

操作項目

約 79 分 原 子 炉 圧 力 1.04MPa 到 達（原 子炉 隔 離時 冷却 系停 止 ）操作の内容

重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認● 外部 電源 喪 失の 確 認● 非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認

状況判断

2人
A，B

● 逃が し安 全 弁開 固 着の 確認
−

10 分

−
● ター ビン 停 止の 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認● 再循 環ポ ン プト リ ップ の確 認

原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電源回復不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

可搬型代替注水大型ポンプを用いた 低圧代替注水系（可搬型）の起
動準備操作
交流電源の
回復操作
直流電源の
負荷切り離し操作（中央制御室）−−原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ）設定 点の 間 に維 持

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作−−● 高圧 炉心 ス プレ イ 系デ ィー ゼ ル発 電 機の 手動 起 動 操作 （失 敗 ）

1分

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機等 の 手動 起 動操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

10人
a〜j

−

−

−

● アク セス ル ート 復 旧，可 搬 型代 替注 水 大型 ポ ン プ準 備，ホ ー ス
敷 設等

170 分

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 機 能回 復

解 析上 考慮 し ない
対 応可 能な 要 員に て 実施

● 外部 電源 の 機能 回 復
【1人】
B

−

−

●不 要負 荷 の切 離し 操 作

6分

第 2.3.3-3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（1／2）

コメント No.147-27 に対する回答

2.3.3-43

全交 流 動力 電源 喪 失 （ ＴＢ Ｐ ）経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

備 考

実施箇所・必要要員数

3時間 1分

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

原子 炉減 圧操 作

操作の内容

約14時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

24時 間

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（ 可 搬型） による 原子
炉注水準備

運転員
（中央制御室）

運転員
（現場）

−

−

−

−

重大事故等対応要員
（現場）
10人
a〜j
【2人】
a,b
【2人】
c,d
3人
k,l,m

24 時間 10 分
●ア ク セス ルー ト 復 旧 ，可 搬 型代 替注 水 大型 ポ ン プ準 備， ホ ース 敷設 等

起動 後， 適 宜監 視

−

−

3人
C,D,E

−

−

2人
（招集）

逃がし安全弁（自 動 減圧機 能）に よる
原子炉減圧操作

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整 操 作（低 圧代替 注水系（可搬型））

−

【2人】
C,D

2人
（招集）

−

1人
E

1人
k

●不 要 負荷 の切 り 離 し 操作

【1人】
B

−

−

●非 常 用母 線受 電 準 備

35 分

−

【1人】
E

●非常用母線受電準備

70 分

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却

−

【1人】
E

【1人】
k
【3人】
k,l,m

常設代替高圧電源 装 置によ る緊急 用母
線受電操作

【1人】
B

常設代替高圧電源 装 置によ る非常 用母
線受電操作

【1人】
B

●淡 水 貯水 池B(A)か ら 淡水 貯 水池 A(B)へ の補 給

60 分

●原子炉注水のための系統構成

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら補
給90 分●可 搬 型設 備用 軽 油 タ ンク か らタ ンク ロ ーリ へ の 補給

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

直流電源の負荷切り離し操作（現場）

常設代替高圧電源 装 置によ る非常 用母線の受電準備操作

残留熱除去系によ る 原子炉 注水及 び格
納容器除熱

【1人】
A

−

−

2人
（招集）
−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）6弁の開放操作

1分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●原子炉注水の流量調整

50 分

175 分

●格納容器スプレイのための系統構成

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●格納容器スプレイの流量調整●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線への受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台追加起動

8分
5分●非常用母線受電−●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留 熱 除去 系に よ る原 子 炉 注 水2分−

原子炉水位高 （レベル８）設定点 にて 格納容器 スプレイ又はサプレ ッショ
ン・ プー ル冷 却 開始 へ の切 替え 操 作を 実 施し ，原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設
定点 に て原 子炉 注 水 への切 替 え 操作を 実 施●残留熱除去系による格納容器スプレイ操作及び原子炉注水の交互運転

使用済燃料プールの冷却操作

−

−

−

可搬型代替注水大 型 ポンプ による 水源
補給操作

−

−

−

必要要員合計

2人
A,B

使用 済 燃 料プ ー ルの 除熱機能が喪失した場合でも， プ ー ル水 温 度が 80℃に 到 達 す る ま で に は 1日
以上 の 時 間余 裕 があ るた
め， 本 操 作は 対 応可 能な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

対応 可 能 な要 員 にて 実施
する●ポンプ起動及び水源補給操作
3人
C,D,E

残 留熱 除去 系 によ る格 納容 器ス プレ イ 及び原子 炉注 水 の交 互運 転開 始

170 分

●可 搬 型代 替注 水 大 型 ポン プ 起動 操作−

タンクローリによる燃料補給操作

非 常用 母線 受電

13人 a〜m及び 招 集6人

第 2.3.3-3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（2／2）

コメント No.147-27 に対する回答

2.3.3-44

10
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最大値：約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 弁開固着による圧力低下

6
原子炉隔離時冷却系停止による圧力上昇
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 弁による手動減圧（開固着の 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）（約 3 時間）(MPa[abs])
MPa[abs]）

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）

第 2.3.3-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20
炉心部は高ボイド率のため二相水位が高めとなる

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

原子炉隔離時冷却系停止に伴う
水位低下
レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
除々に水位が回復

原子炉隔離時冷却系による水位回復
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

手動減圧に伴う減圧沸騰
シュラウド内により二相水位が上昇（炉心下部プレナム）
注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

(m)
0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.3.3-45

5

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

600

(m ３ ／h)
400）

原子炉隔離時冷却系に
よる注水

200

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）による注水

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
逃がし安全弁（自動減圧機能）（開固着した 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）

1000
逃がし安全弁 1 弁開固着

500

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.3-465

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量(t)

原子炉隔離時冷却系停止による
水量減少

400

逃がし安全弁（自動減圧機能）作動による水量減少

原 子炉 注水 開始 による水量回復

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

原子炉減圧による二相 燃料被覆管最高温度
水位の上昇に伴う一時 （約 746℃）
的な温度の低下1000

燃料被覆管温度(℃)

800
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

600

炉心再冠水により飽和温度まで
低下

400

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.3-47

5

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6

核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4

核沸騰冷却（再冠水後）ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))
手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生
位置が再冠水し熱伝達係数が増加

1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

0.8

0.6

(−)
0.4

手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠水しボイド率が低下

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.3-48

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

0.8

ボイド率

可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

1

ボイド率

0.8

0.6
可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下(−)
0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.3-49

5

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.3-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.3-50

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
格納容器圧力

可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）作動による圧力低下（279kPa[gage]到達時）

0.6

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ

最高圧力：約 0.28MPa[gage]（約 14 時間）
0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイモード）運転開始

0.2

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
運転に切替え（13.7kPa[gage]到達時）(MPa[gage])(MPa[gage])

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

逃がし安全弁 1 弁開固着及び原子炉減圧に伴い、原子炉内の蒸気が流入し圧力が上昇

第 2.3.3-15 図

300

格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
(℃)
温
度

格納容器圧力の推移

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及び原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制

200

最高温度：約 141℃（約 14 時間）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転による温度上昇の抑制
100

（℃）

残留熱除去系（格納容器スプレイモード）運転開始
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001
原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する

第 2.3.3-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.3-51

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
運転開始

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）開始
ベントライン（約 15m）

ル
水
位

5

炉内蒸気が流入するため
水位が上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

最高温度：約 137℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）
運転に切替え

100

(℃)

(℃)

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が徐々に上昇

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.3-52

168

添付資料 2.3.3.1
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。可搬型代替注水大型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気
温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と もに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維
持 が 確 認 さ れ て い る 12 6 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れる。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.3.3.1-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.3.3.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて+50℃程 度 高め に評 価す る。また 、低圧
代替 注水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 に おける 蒸気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ は
20℃〜40℃ 程度 であ る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 事象 初期 の原
子炉 注水 は 原子 炉隔 離時 冷 却系 の自 動 起 動に より 確 保さ れ， 燃料
被覆 管温 度 を起 点と する 運 転員 等操 作 は ない こと か ら， 運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータ
の判 断基 準 に対 する 余裕 は 大き くな る 。

酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱熱 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある 。 よっ て， 実 際の 燃 料被 覆管 温 度は 低く な るが ，事 象 初期 の原子 炉 注水 は原 子 炉隔 離 時冷 却系 の 自動 起動 に より 確保 さ れ， 燃
料被 覆 管温 度を 起 点と す る運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おい て炉 心 が露 出す る こと による 燃 料被 覆管 温 度の 上 昇は 最 大 746℃ 程度 で ある こと か ら， ベ
スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂 判断 基準 に 対し て十 分 な余 裕が あ り， 燃
料被 覆 管の 破裂 判 定の 不 確か さが 運 転員 等操 作 に与 える 影 響は ない。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータの判断基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析において炉心が露出することによる燃料被覆管温度の上昇は最大
746℃ 程 度で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線の 破 裂判 断基 準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 はな い 。

添付資料 2.3.3.2

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.3.3.2-2

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と おお むね 同 等 の結 果が得られて いる 。低 圧代 替 注水 系の 注 水 によ る
燃料棒冷却 （蒸 気単 相冷 却 又は 噴霧 流 冷 却） の
不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で 系統 的に 圧力 低 下を 早め に予測する傾 向を 呈し てお り ，解 析上 ， 低 圧注 水
系の起動タ イミ ング を早 め る可 能性 が 示 される。しかし ，実 験で 圧力 低 下が 遅れ た 理 由は ，
水面上に露 出し た上 部支 持 格子 等の 構 造 材の 温度が燃料被 覆管 から の輻 射 や過 熱蒸 気 に より 上
昇し，LPCS ス プレ イ の液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が発生し たた めで あり ， 原子 炉隔 離 時 冷却 系
及び」低圧 代替 注水 系を 注 水手 段と し て 用い る
本事故シー ケン スで は考 慮 する 必要 の な い不 確
かさである 。こ のた め， 燃 料被 覆管 温 度 に大 きな影響を及 ぼす 低圧 代替 注 水系 の注 水 タ イミ ン
グに特段の 差異 を生 じる 可 能性 はな い と 考え られる。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 想定 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おいて炉 心が 露 出す るこ とに よ る燃 料被 覆 管 温度 の上 昇 は最大 746℃
程度 であ り ，判 断基 準に 対 して 十分 な 余 裕が ある こ とか ら， その影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

炉心
原子 炉
圧力 容器

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

崩壊 熱
ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝達

添付 2.3.3.2-3

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。
ＨＤ Ｒ実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気
温度 につ い て ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く
再現 でき る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温
度を十数℃ 程度 高め に， 格 納容 器圧 力 を 1 割 程
度高 めに 評 価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体
系に 起因 す る も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お いては この 種 の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 えられ る。 ま た ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ いて， 解析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ とを確認した 。
ＣＳ ＴＦ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及び非 凝縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果が測定デー タと よく 一致 す るこ とを 確 認 した 。
入力値に含 まれ る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， こ れら の不 確 か さは 実験 体 系に 起因 する
もの であ り ，実 機体 系に お いて は不 確 か さが 小さ く なる もの と推定さ れ， 全 体と して は格 納 容器 圧力 及 び 温度 の傾 向 を適 切に 再現
でき てい る ため ，格 納容 器 圧力 を操 作 開 始の 起点 と して いる 代替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） に よ る格 納容 器 冷却 に係 る運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
また ，Ｃ Ｓ ＴＦ 実験 解析 に おい て格 納 容 器雰 囲気 温 度及 び非 凝縮
性ガ スの 挙 動は 測定 デー タ と良 く一 致 す るこ とを 確 認し てお り，
その 差異 は 小さ いた め， 格 納容 器圧 力 及 び雰 囲気 温 度を 操作 開始の起 点と し てい る代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 可 搬型 ）に よる
格納 容器 冷 却に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できて いる た め，評 価項 目と なる パ ラメ ー タに 与え る 影響 は小 さい 。
また，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

原子 炉
格納 容器

スプ レイ 冷却サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.3.3.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲におい て 解 析 条 件 か ら 変動 し う る が ， 事 故 初 期 に お い て
原 子 炉 が ス ク ラ ム する と と も に ， 再 循 環 ポ ン プ が ト
リ ッ プ す る た め ， 初期 炉 心 流 量 が 事 象 進 展 に 及 ぼ す
影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小
さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉
隔 離 時 冷 却 系 の 自 動起 動 に よ り 確 保 さ れ ， 燃 料 被 覆
管 温 度 を 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ の判断 基準 に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確 かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小
さ く な る 。 こ の た め， 原 子 炉 か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸気 量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉
水 位 の 低 下 が 遅 く なる が ， 事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系の 自 動 起 動 に よ り 確 保 さ れ ， 運
転 員 等 操 作 時 間 に 与え る 影 響 は な い 。 ま た ， 格 納 容
器 圧 力 ， サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サ プ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ れ ら の
パ ラ メ ー タ を 起 点 とす る 運 転 員 等 操 作 の 開 始 時 間 は
遅く なる 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
圧 力 よ り も 小 さ く なる た め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に
推 移 す る た め ， 格 納容 器 圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等
操作 の開 始 時間 は遅 くな る 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度
は ， 格 納 容 器 ス プ レイ の 実 施 に 伴 い 飽 和 温 度 と な る
こ と か ら ， 初 期 温 度の ゆ ら ぎ が 事 象 進 展 に 与 え る 影
響 は 小 さ く ， 運 転 員等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小 さい。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト
ウ ェ ル ） の 液 相 部 の運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件 よ り
高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。
例え ば ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時の水 量は 3,300m ３ で ある のに 対 し，ゆら ぎ（0.087m）によ る水 量 変化 は約 42m ３ で あり ，そ の割 合は 初期 保
有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し た がっ て ，事
象 進 展 に 与 え る 影 響は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る影 響 は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 位 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し 、ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く
な る た め ， サ プ レ ッシ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効
果 が 高 ま り 格 納 容 器圧 力 の 上 昇 は 緩 和 さ れ る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力を 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の 開
始は 遅く な る。

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

初期条件

添付 2.3.3.2-5

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約 3,342m ３（実 測値 ）

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 。 この ため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プー ル に流 出 する 蒸気 量が減 少す る こと で，原子 炉水 位の 低 下並 び に格 納容 器
圧力 及び 温 度の 上昇 が緩 和 され るこ と か ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さく なる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラ メー タの 判
断基 準に 対 する 余裕 は大 き くな る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初 期温 度の ゆ らぎ が事 象進 展 に与 え る影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，格 納 容器 体積（ ウェ ット ウェル）の 液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条 件よ り高 めの水 位と な るが ，ゆ ら ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あ る のに 対 し 、ゆ ら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あ り， そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が っ て ， 事 象 進 展 に与え る影 響 は小 さく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プ レッ ショ ン・プー ル での 圧 力抑 制効 果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評 価 項目 とな る パラ メー タの 判 断基 準 に対 する 余裕は 大き く なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

起因 事象
事故条件

安全 機能 の 喪失に対 する 仮 定

外部 電源

添付 2.3.3.2-6

重大事故等対策に関連する機器条件

原子 炉ス ク ラム

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響−−起因事象として，外部電源が喪失することを想 定

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと から， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと から， 外部 電 源が ある 場合 に つい ては 考 慮 しな い。

短時間であるが原子炉熱出力が維持される
厳しい設定として，外部電源喪失時のター
ビン蒸気加減弁急速閉信号及び原子炉保護
系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３ ）に て スク ラム する も のと して 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早
く な る た め ， 原 子 炉か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に流 出 す る 蒸 気 量 が 減少 す る こ と で ， 原 子 炉 水 位 の 低
下 が 遅 く な る が ， 事象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔
離 時 冷 却 系 の 自 動 起動 に よ り 確 保 さ れ ， 運 転 員 等 操
作 時 間 に 与 え る 影 響は な い 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ル 水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル 水 温 度 の 上 昇が 遅 く な り ， こ れ ら の パ ラ メ ータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 には ，原 子炉 熱 出力 の 低下 が早 くなる ため ，原 子 炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減 少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き くなる 。

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

外部電源喪失−全交流動力電源喪失−

逃がし安全弁 1 弁
開固着−

外部電源なし−原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

送電系統又は所内主発電設備の故障等によって ，外 部 電源 が喪 失す る こと を想 定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪
失を 設定
本事 故シ ー ケン スに おけ る 前提 条件

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計値を設定。原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている。

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持
操作 の開 始 が早 くな るが ，注 水後 の調 整 操作 であ り，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり，評 価項 目と なる パ ラメ ー タの 判断 基
準に 対す る 余裕 は大 きく な る。

熱交換器 1 基あ たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設 定最確条件とした場合には，海水温度が低めとなり除熱性能が向上するため，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇が遅くなるが，これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，海 水温 度 が低 め とな り除 熱性能 が向 上 する ため ，格 納容 器圧 力 及び 雰 囲気 温度 の上昇 が緩 和 され るこ とか ら，評価 項 目と な るパ ラメ ー
タに 対す る 余裕 が大 きく な る。

（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜110m ３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.4MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）定格流量 特 性・注水流 量： 0〜 110 m
３／h 以上
・注水圧 力 ：0〜
1.4MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は
大き くな る 。

（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50 m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量：50 m ３ ／h
以上

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設 定

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している
水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプ
レッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開 始は 遅 くな る。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな る可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わり はな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベ ント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は な い。

目
解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号 にて自動起動

136.7m ３ ／h（1.04〜
7.86MPa[gage]において）136.7m ３ ／h（1.04〜
7.86MPa[gage]に お いて）

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

最小流量特性・注水流量：0〜1,676m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]・注水 流量：0〜 1,676m
３／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.55MPa[dif]残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 モ ード）

熱交換器 1 基あたり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

原子 炉隔 離 時冷却系

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-7

低圧 代替 注水系
（可 搬型）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

外部 水源 の温度

35℃

35℃以下

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項逃が し安 全弁

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-8

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

外部 水源 の容量

燃料 の容量運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉 減 圧操 作時 ）逃がし安 全 弁（ 自動 減
圧機能 6 弁 及び に逃がし安全 弁 再閉 鎖失敗の 1 弁 と あわ せて ）7 弁を開 放 する こと による原子 炉 減圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能 6 弁及びに逃がし安全弁再閉鎖失敗の 1 弁とあわせて）7
弁を開放することによる原子炉減圧
作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

３

約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タンク ）約 9,300m

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-9

逃 がし 安 全弁に よる 原 子炉
減 圧操 作 （可搬 型代 替 注水
大 型ポ ン プを用 いた 低 圧代
替 注水 系 （可搬 型） に よる
原 子炉 注 水操作）

事象発生から
3 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

状況判断，低圧代
替注水系（可搬型）の準備及び減圧操作に要する
時間を考慮して
設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分 を想定し てい る。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 分 を設 定し てお り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。これ ら の要 員は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響はない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 大 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ブ ルド ー ザー 等に て 必要 な
アク セス ル ート を復 旧で き る体 制と し て いる。ア クセ スル ー トの 復旧（が れき撤去 ）に 25 分， 可搬 型 代替 注水 大型 ポ ン プ準 備， ホ ース 敷設 等と し て移 動も含め 145 分 を想 定し てい る。ま た，異 な る 要員 にて 並 行し て実 施す る 原子 炉注
水の ため の 系統 構成 とし て 移動 も含 め 125 分を 想定 して い る 。い ずれ も 十分 な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，移 動 及 び操 作所 要 時間 が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
逃 が し 安 全 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 と し て 余 裕 時 間 を 含 めて 1 分 を 設 定 している。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チに よる 簡 易な 操作 であ り，操 作所 要
時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の 操作 ス イッ チに よる 簡 易な 操作
であ り，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の注 水開 始
時間は余裕時間を含
めて 設定 さ れて おり ，実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より若干早まる
可能 性が あ るが ，評 価項目となるパラメー
タに与える影響はない。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等運転員による原子炉
隔離時冷却系の再起動を考慮した場合におい て，事 象発 生か ら
3 時 間 56 分 （55 分 の
時間 遅れ ）まで に逃 がし安全弁による原子炉減圧を開始できれ
ば，燃料 被 覆管 の最 高
温度 は 875℃と なり ，燃料被覆管の破裂は発生 せず ，評価 項目 を
満足 する 。
（添 付資 料 2.3.3.3）

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水大型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 想定している。アクセスルートの復旧（がれき撤去）に
25 分以 内に 実施 可能であり，可搬型
代替注水大型ポン
プ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では
約 124 分。 原子 炉
注水のための系統
構成は，移動も含め 所 要 時 間 を 125分想定しているところ，訓練実績等
では 約 113 分， 逃がし安全弁による原子炉減圧操作は，所要時間を 1分想定しているところ訓練実績等では約 1 分。 想定 している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-10

可搬型代替
注水大型ポ
ンプを用い
た低圧代替
注水 系（ 可搬型）によ る原
子炉注水操
作に用いる
可搬型代替
注水大型ポ
ンプへの燃
料補 給

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 低圧 代替 注 水系（ 可搬 型）によ る 原子
炉注 水操 作）」と同 様 であ り，認知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る招 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
招集 要員 の 招集 まで 120 分 を想 定し て い る 。ま た ，燃 料補 給 に用 いる タ ンク ロ
ーリ は車 両 であ り，招集 後，自走 にて 作 業 現場 へ移 動 する こと を想 定 して いる 。
仮に 地震 等 の外 部事 象が 起 因事 象で ， ア クセ スル ー トに 被害 があ る 場合 でも ，
ブル ドー ザ ー等 にて 必要 な アク セス ル ー トを 復旧 で きる 体制 とし て いる 。可 搬型設 備用 軽 油タ ンク から タ ンク ロー リ へ の燃 料補 給 とし て移 動も 含め 90 分 を想定 して お り，十 分な 時間 余 裕を 確保 し てい るこ と から ，移動 及び 操 作所 要時
間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能 性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，移動も含めて 90 分を 想定 しているところ訓練
実 績 等 で は 約 82分。また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 25 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-11

直流 電源 の
負 荷切 離 し操作

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

直流負荷の切り離し操作は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しない
ように設定

【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による非常用母線の交流電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断し， 常設 代 替高 圧電 源装 置 によ る緊 急 用 母線 及び 非 常用 母線 の受 電 を開 始し ，
これ に失 敗 した 場合 は ，直流 電源 の負 荷 切 り離 し操 作 を開 始す る手 順 とし ている。中 央制 御室 にて 機 器ラ ンプ 表 示消 灯 ，機 器 故障 警報 ，照明 の消 灯 等に より
全交 流動 力 電源 喪失 を確 認 する 事象 初 期 の状 況判 断 に余 裕時 間を 含 めて 10 分
を想 定し て いる 。こ の後 ， 非常 用デ ィ ー ゼル 発電 機 等の 手動 起動 操 作（ 失敗 ）とし て余 裕 時間 を含 めて 2 分を 想定 し て いる。ま た，重大 事故 等 対処 設備 の故
障は 想定 し ない が ，常 設 代替 高圧 電源 装 置 の起 動操 作 時間 とし て 4 分 を想 定する。 よっ て ，認 知時 間と し て余 裕時 間 を 含め て 16 分 を設 定し て おり ，十 分な
時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，認 知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
現場 操作 の ため ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。これ ら の要 員は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響はない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 分を 設定 して お り ，十 分な 時 間余 裕を 確保 し てい るこ
とか ら ，移 動 及び 操作 所 要時 間が 操作 開 始 時間 に影 響 を及 ぼす 可能 性 は非 常に小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
運転 員の 直 流電 源の 負荷 切 り離 し操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
運転 員の 現 場操 作は ，操 作の 信頼 性向 上 や 要員 の安 全 のため 2 人 1 組 で実 施す
るこ とと し てお り，誤操 作は 起 こり にく く，誤 操 作等 によ り 操作 時間 が 長く なる可 能性 は 低い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，準備 の完了は解析上の操作開始条件よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切り離し
操作 は，事 象発 生か ら
8 時 間後 に 実施 する ものであり十分な操作
時間余裕が確保されてい る。

直流電源の負荷切り離しは，移動も含め 所要 時 間を 50分想定としている
ところ，訓練実績
等で は 約 41 分で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-12

可搬型代替
注水大型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷 却系（ 可搬型 ）によ る
格納容器冷
却操 作

サプレッショ
ン・チェンバ
圧 力 279kPa［gage］到達
時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視し てお り ，ま た ，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（ サプ レ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]）に到 達す る のは 事象 発生 約 13 時 間 後で あり ，比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中 央制 御 室の 運転 員 と は別 に現 場 操作 を行 う運 転 員（ 現場 ）及び 重大 事 故等 対応 要員 を 配置 して い る 。こ れ らの 要員 は ，操 作 の実 施期 間中に他 の操 作 を担 って いな い こと から ，要 員 配置 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は
ない 。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 の流 量調 整を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
運転 員（現 場 ）及び 重大 事 故等 対応 要 員 の現 場操 作 は ，操 作の 信 頼性 向上 や要員の 安全 の ため 2 人 1 組 で 実施 する こ と とし てお り ，誤 操作 は起 こ りに くく ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の 操作 との重複もないことから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

格納容器スプレイ操
作は ，事象 発 生の約 14時間後に実施するもので あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）と同 じ
可搬型代替注水大型
ポン プを 使 用し ，可 搬型大型ポンプの準備完了を 3 時 間後 と想 定
して いる こ とか ら，準備時間を確保できる
ため，時間余裕がある。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 118 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（5／5）

項

解析上の操作開始条件

目

操作条件

残留熱除去
系による格
納容器除熱
及び原子炉
注水 操作

事 象 発 生 24
時間 10 分後添付 2.3.3.2-13

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，連 続し て 操作 を実施 する た め，認 知に 大幅 な 遅れ が生 じ るこ とは 考 えに くく ，認知 遅 れが 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 1 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 5 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の 操作 ス イ ッチ によ る 簡易 な操 作で あ り，操作 所
要時 間が 長 くな る可 能性 は 十分 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る運 転員 に よる 対応が 可能 で ある こと から ， 他の 並列 操 作 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作の ため ，誤 操作 は 起こ りにく く， 誤 操作 等が 操作 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合には格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇
は緩 和さ れ ，評 価項 目となるパラメータの判断基準に対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等操作条件の残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱は ， 事 象 発 生 の 約 24
時間後の非常用母線の受電後に実施する
もの であ り ，準 備時 間が確 保で き るた め，時間余 裕が あ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による格納容器除熱及び原子炉注水操作
は所 要時 間を 5 分想定しているとこ
ろ，訓練 実 績で は，
約 4 分 。想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施
可能なことを確認した 。

添付資料 2.3.3.3
減圧・注水開始の時間余裕について

1.

はじめに
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋

ＤＧ喪失）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」では，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点で原子炉隔離時冷却系が自動起動して注水を開始し，原子炉圧力の低下によって注水が停止する。その後，低圧代
替注水系（可搬型）の準備が完了した事象発生の 3 時間 1 分後に逃が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）7 弁 を 用 い た 原 子 炉 減 圧 操 作 を 実 施 す る
ことで原子炉水位が回復し，炉心が再冠水する評価結果となっている。
ここでは，実際の運転手順に従い，原子炉圧力の低下により原子
炉隔離時冷却系が停止した後に原子炉圧力が上昇し，原子炉水位の低下に伴い原子炉隔離時冷却系を再起動した場合の減圧・注水開始
操作の時間余裕を評価した。

2.

評価項目への影響
本評価では，運転員による原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮した場合の逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）の操作時間余裕について確認した。
第 1 表 に 評 価 結 果 を 示 す 。 ま た ， 55 分 遅 れ の 場 合 （ 事 象 発 生 の 3
時 間 56 分 後 に 減 圧 操 作 を 実 施 ） の 原 子 炉 圧 力 ， 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ
ウ ド 内 外 水 位 ），燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 を 第1 図から第 4 図に示す。
添付 2.3.3.3-1

55 分 遅 れ の 場 合 で も ， 評 価 項 目 と な る 燃 料 被 覆 管 温 度 1,200℃ 及
び 燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 15％ を 下 回 り ， 評 価 項 目 を 満 足 す る 。 ま た ，
燃料被覆管の破裂も発生していない。以上より，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は ， 少 な く と も 55 分 程 度 の 時 間 余 裕 が あ る 。
なお，実際には原子炉圧力が再上昇する場合には，原子炉隔離時
冷却系の 2 回目以降の再起動を実施すること及び設計値よりも低い
原子炉圧力までの原子炉隔離時冷却系の運転継続が可能と考えられ
る こ と か ら ， 余 裕 時 間 は 55 分 よ り も 長 く な る も の と 考 え る 。

第 1表

操作遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

減圧操作の遅れ時間
55 分（ 事 象 発 生 3 時 間 56 分 後 に原子炉減圧開始）
60 分（事象発生 4 時間 1 分後に原子炉減圧開始）

燃料被覆管
最高温度

燃料被覆管の酸化量

約 875℃

約 2％

約 934℃

約 3％

添付 2.3.3.3-2

原子炉圧力10主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 による圧 力 上 昇（ 最 大 値 ： 約 8 . 1 6 M P a [g a g e ] ）8

逃 がし安 全 弁 1 弁 開 固 着 による減圧
原子炉隔離時冷却系再起動に よ る圧 力 低 下(MPa[abs])
6

逃がし安全弁（自動減圧機能）
6 弁による手動減圧（開固着の 1 弁と合わせ 7 弁による減圧）（ 236 分 ）原子炉隔離時冷却系停止に よ る圧 力 上 昇

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 1図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）20
原子炉隔離時冷却系停止による水位低下
原子炉隔離時冷却系再起動に伴うシュラウド内減圧沸騰による二相水位の上昇（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
注水開始後
除々に水位が回復
シュラウド外

10

レベル 2

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）(m)5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

添付 2.3.3.3-3

5

第 2図

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）1200

燃料被覆管最高温度

燃料被覆管最高温度発生（ 約 875℃ ）

1000

800

600
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

(℃ )

400

200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 3図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20

燃料被覆管酸化割合
燃料被覆管酸化割合

15

10

(％ )
(%)
5

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 4図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-45添付資料 2.3.3.4
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.
①： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン
可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 3 時間後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 14 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水大型ポンプを用い添付 2.3.3.4-1

た代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレ
イを停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 3 時間以降は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，代替
淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,160m ３ で あ る 。

添付 2.3.3.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 開 始
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ開始
4,300m３
低 圧 代 替 注 水 系 （可 搬 型 ））に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,160m ３ 必 要 とな る が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.3.4-3

添付資料 2.3.3.5
7 日間における燃料の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 5 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 3 52 . 8k L

7 日間の
軽油消費量
約 35 2. 8 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36 .6 k L

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 21 0 kL で あり，7 日間対
応可能

可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（ 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）及 び 代 替 格 納 容 器 ス プ レ
イ 系 （ 可 搬 型 ））21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 3 6. 6k L

添付 2.3.3.5-1

添付資料 2.3.3.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

24.0
35.6
47.1
89.0
28.6
224.5
35.9
71.2
102.1
103.9
871.0
871.0
651.1
2.2
55.0
7.5
78.7
− 54.3
45.1
7.5
165.1
7.5
153.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運転
負荷容量
(kW)

124.3

59.6

495.9

448.8

785.8

761.9

1,958.9
2,829.9

1,632.9
2,503.9

3,928.3

3,157.2

3,461.7

3,244.1

3,824.0

3,461.8

4,041.8

3,622.3

4,958.5

4,142.3

4,221.8

4,164.3

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

⑩

5,000

⑥

4,000

⑧

⑨

最大負荷容量4,958.5kW

⑪

⑦
⑤

3,000

2,000

④

1,000

③
②

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２①
0▲

経 過 時 間 (ｈ )
▲2 4

25

常設代替高圧電源装置追加
3 台起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ※ １ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）※ ２ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80%の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）※３：非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.3.3.6-1

2.4

崩壊熱除去機能喪失
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」は，崩壊熱除去機能の喪失に至る要因により「取水機能が喪失した場合」又は「残留熱除去系が故障した場合」に分類される。
2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑥「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑦「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑧「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去
機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下に
2.4.1-1

より炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が失われることによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，取水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図る。また，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし
場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち取水機能が喪失した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール水冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.4.1-1 図に，対応手順の概要を第 2.4.1-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故対策の手順と設備との関係を第 2.4.1-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 16 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 2 名である。
2.4.1-2

初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 4 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.4.1-3 図に示す。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
ｄ．取水機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プ
2.4.1-3

ール冷却操作を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認し，取水機能喪失を確認する。
取水機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系海水系系統流量等である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
ｅ．残留熱除去系海水系の回復操作対応可能な要員にて残留熱除去系海水系の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作
取水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。原子
炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低2.4.1-4

下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
ｉ．緊急用海水系を用いた海水通水操作
取水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を起動する。
緊急用海水系を用いた海水通水操作に必要な計装設備は，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
ｊ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱
緊急用海水系の起動後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
系を起動し，格納容器除熱を実施する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り換える。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域），残留熱除去系系統流量，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
以降は，残留熱除去系 1 系統を用いて原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施し，炉心冷却及び格納容器除熱は残留熱除去系により継続的に行う。
ｋ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｌ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から
2.4.1-5

代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
ｍ．タンクローリによる燃料補給操作
対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.4.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に維持される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。また，運転員等操作においては，
非常用ディーゼル発電機等の機能喪失及び外部電源喪失についても考慮する。
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め，高圧炉心スプレイ系に期待できる場合には，炉心冷却に成功する。また，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となりＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する
重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要事故シーケンスとしている。なお，ＬＯＣＡ
時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事
故等対策の有効性を確認している。
2.4.1-6

本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・ボイド率変化，気液分
離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射
熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.1-2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件2.4.1-7

(a)起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
取水機能の喪失により，崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉
2.4.1-8減圧時の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m ３ ／h，注水圧
力：0〜2.38MPa[dif] ※ ）にて注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の範囲に維持する。残留熱除去系の準備完了後，原子炉水位高（レベル８）設定点到達で常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

(e)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁
当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系（低圧注水系）ポンプは 1 台使用するものとし，非常用 母 線 の 受 電 が 完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0 〜 1,676m ３ ／ h （ 0 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。なお，
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容
2.4.1-9

器スプレイを実施するものとする。
(g)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10３ t／h の流量で格納容器へスプレイするものとし、そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。

(h)

緊急用海水系
伝熱容量は，約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設低圧
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水）は，運転手順に基づきサプレッション・プール水温度が65℃に到達した時点で実施する。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa［gage］に到達した時点で実施する。また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

(3)

有効性評価の結果
2.4.1-10

本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.1-4 図から第 2.4.1-8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ムのボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.1-9 図から第 2.4.1-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.1-15 図から第 2.4.1-18
図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，
原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により，原子炉はスクラムする。その後原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時
冷却系が自動起動することで，炉心の冠水が維持される。
中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放
2.4.1-11

による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始される
ことで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に流入することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13
時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した時
点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
による格納容器除熱を開始することにより，格納容器圧力及び雰囲気温
度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は第 2.4.1-9 図に示すとおり，炉心の冠水が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である
1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は第 2.4.1-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で崩壊
2.4.1-12

熱により発生する蒸気が格納容器内に流入することにより，格納容器圧
力及び雰囲気温度は徐々に上昇するが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，約 0.28MPa[gage]及び約 141℃に抑えられる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び 200℃を下回る。
原子炉隔離時冷却系及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水を継続し，その後，約 13 時間後に緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水を開始することで炉心の冠水状態が維持され，炉心の冷却が維持される。また，残留熱除去
系による格納容器除熱を開始することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.4.1.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.4.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，炉心冷却には成功するが，取水設備の故障によ
2.4.1-13

り崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する
ため，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）及び緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃
程度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被2.4.1-14

覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員
等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を
操作開始の起点とする緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉
注水及び格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性
ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余2.4.1-15

裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンス
では，この影響は小さいと考えられる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが、これらの不確かさは実験体系に起因するものと考えられ，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容
器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.1-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条
2.4.1-16

件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合
は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原
子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水
位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積の空間部及び液相部，サプレッ
ション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えう
るが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
2.4.1-17

事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱の時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合
は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプ
レッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな
2.4.1-18

るパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積の空間部及び液相部，サプレッ
ション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えう
るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
2.4.1-19

操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プー
ル水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力
279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，操作不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さい
ことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である。本
操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目
2.4.1-20

となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，原子炉隔離時冷却系による注水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から 8 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.1.2）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。この結
2.4.1-21

果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において重大事故等対策における必要な初動対応要員は，「2.4.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 16 名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。また,事象発生 2 時間以降に必要な招集要員は 2 名であり,発電所構外から 2 時間以内に招集可能な要員の 71 名で確保可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 620m３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。

（添付資料 2.4.1.3）
2.4.1-22

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，７日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.4.1.4）
ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷として常設代替交流電源設備から電源供給を考慮する負荷は約 2,781kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定
格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.1.5）
2.4.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場
合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合
2.4.1-23

に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全
弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象(給水流量の全喪失)＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することにより，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，判断基準を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合において，緊急用海水系を用いた格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対して有効である。
2.4.1-24

第 2.4.1-1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故対策について（1／3）
手

順

常設設備

2.4.1-25

原子炉スクラムの確認

・原子炉スクラムを確認する。

−

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）
設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉水位が回復したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。

【原子炉隔離時冷
却系】
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

・原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉
水位低 （レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

【原子炉隔離時冷
却系】

取水機能喪失の確認

・サプレッション・プー ル水温度が 32℃以上であることを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作によりサプレッション・プール冷却操作を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により，取水機能喪失を確認する。
・外部電源が喪失している場合は，常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
・対応可能な要員にて残留熱除去系の回復操作を実施する。

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

残留熱除去系海水系の回復操作−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）−
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】−
サプ レッ ション・プ ール水温度
【 残留熱 除去系海水系 系統 流
量】
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧−【−】： 重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.4.1-1 表

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故対策について（2／3）

操作及び確認手

順・取水機能喪失の確認後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作・サプレッション・プール水温度がサプレッ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認する。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放することにより，原子炉減圧操作を実施する。
・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認する。
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉水位回復
後，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持する。

2.4.1-26

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能）
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
常設低圧代替注水系ポンプ吐
出圧力

−

−

サプレッション・プール水温度
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA
燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位【原子炉隔離時冷却系系統流
量】
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）

第 2.4.1-1 表

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故対策について（3／3）

操作及び確認手

順・取水機能喪失の確認後，緊急用海水系を起動する。

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱・緊急用海水系の起動後，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）を起動する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器スプレイを交互に実施しつつ，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・残留熱除去系による原子炉注水を開始した
後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。
・対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型代替注水設備用軽油タンクから可搬型
代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.4.1-27

緊急用海水系を用いた海水通
水操作

使用済燃料プールの冷却操作
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
タンクローリによる燃料補給操作

常設設備
緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク【残留熱除去系（低圧注水系）】【残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）】
緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）−
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量】
低圧代替注水系原子炉注水流量
サプレッション・チェンバ圧
力
ドライウェル圧力

−

−

−

−

−

−

−

−

−

【

】： 重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.4.1-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（1／6）
主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

2.4.1-28

初期条件

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300ｔ／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイク
ルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

第 2.4.1-2 表
項目

格納容器圧力ドライウェル雰囲気温度

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール水位

事故条件

2.4.1-29

サプレッション・
プール水温度

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

5kPa[gage]

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定57℃
5,700m３
空間部：4,100m３
液相部：3,300 m３
6.983m（通常水位-4.7cm）
32℃

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 低 め の 水 位 と して，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 高 め の 水 温 と して，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉ス
ク ラ ム ， 高 圧 注 水 機能 の自 動 起 動 ， 主 蒸 気 隔 離 弁 の 閉 止 等 が 発 生 す る ため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定
取水機能の喪失による崩壊熱除去機能が喪失を設定

外部電源あり外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）
信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下の観点で厳しくなる。

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台停止

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）
信号による再循環ポンプトリップを設定

外部電源

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

項

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
原子炉減圧時の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている
10.0

8.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

低圧代替注水系（常設）

最小流量特性
・注水特性：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
残留熱除去系の準備完了後，原子炉水位高（レベル８）に到達した時点で注水停止（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定
4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

2.4.1-30

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（3／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.1-2 表

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性

第 2.4.1-2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（4／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個

2.4.1-31

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

逃がし安全弁

条件設定の考え方
設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェン
バ間差圧）

設計値を設定第 2.4.1-2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（5／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.4.1-32

残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器スプレイを実施
最小流量特性
注水流量：0〜1,676m３ ／h
注水圧力：0〜1.55MPa[dif]

4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.0

1.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

2000

流量（m3/h）

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）

スプレイ流量：1.9×10３ t／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チ
ェンバ）

設計値を設定緊急用海水系

約 24MW(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において)残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.4.1-2 表

2.4.1-33

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 操 作 条 件

コ メ ン トNo.16304,08 に対す項目

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

実際には残留熱除去系の起動準備が完了した時点で，サプ
レッション・プール水温度が 32℃を超過している場合はサプレッション・プール冷却モード運転，サプレッション・
チェンバ圧力が 245kPa[gage]を超過している場合は格納容器スプレイモード運転を実施するが，余裕時間を確認する観点で，評価上はサプレッション・チェンバ圧力が代替格
納容器スプレイの実施基準である 279kPa[gage]に到達した時点で格納容器スプレイモード運転を開始するものと設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-34

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.4.1-1 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

Ｇ

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-35

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.4.1-1 図 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-36

代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

※3

タン クロ ー リ→→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.4.1-1 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

コメント No.163-05 に対する回答

淡水 貯水 池（解 析上 の 時刻 ）（約 0 秒 ）凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １（約 20 秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる原 子炉 圧 力制 御確 認 ※ ２タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２※１ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
なお，外部電源がない場合は，非常用ディーゼル発電機等が一旦自動起動するが，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機海水ポンプが起動失敗している場合は，インターロ
ック によ り60秒 間運 転を 継 続し た後 に 停 止す る。

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３※ ２ ： 中 央 制 御 室 に て 機 器 ラ ン プ 表 示 ， 警 報 ， 系 統 流 量 ， 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ）， 原 子 炉 圧 力 等
にて 確認 す る。
サプレッション・プール水温度
32℃到達※３ ：原 子 炉隔 離時 冷却 系 によ り， 原 子 炉水 位を 原 子炉 水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水
位高 （レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。
※ ４： サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 冷 却 の実 施 を以 下 に よ り判 断 す る が， 残 留 熱 除去 系 海水 系 の 起動
操作 に失 敗 する こと で取 水 機能 喪失 を 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温度 32℃

取水機能喪失の確認 ※ ４ ， ５ ， ６

残留熱除去系海水系の回 復操 作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ６ ， ７※５ ：取 水 機能 喪失 は， 中 央制 御室 に て 残留 熱除 去 系海 水系 の手 動 起動 操作 （ 失 敗） を実 施 し，機器 ラン プ 表示 ，機 器故 障 警報 ，系 統 流 量指 示等 に て確 認す る。
※６ ：外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線及 び 非 常用 母線 の 受電
操作 を実 施 する 。

（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 （ ディ ーゼ ル駆 動 ）に よる 原 子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ８

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９※７ ：取 水 機能 喪失 の確 認 後， あら か じ め低 圧で 注 水可 能な 系統 の 準備 操作 を 実 施す る。
※ ８： サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温 度が サ プレ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 熱容 量 制 限 （原 子 炉が 高 圧 の場
合 は 65℃ ） に 到 達 し 低 圧 で 注 水 可 能 な 系 統 が 待 機 状 態 の 場 合 は ， 原 子 炉 減 圧 操 作 を 実 施
す る。 実 際 の 操 作で は ， 原 子炉 圧 力 が 低 下 し常 設 低 圧 代替 注 水 系 ポ ンプ を 用 い た 低 圧代 替
注 水系 （ 常 設 ） によ る 原 子 炉注 水 が 開 始 さ れた 後 に 原 子炉 隔 離 時 冷 却系 が 停 止 す る が， 常設 低圧 代 替 注 水 系ポ ン プ を 用い た 低 圧 代 替 注水 系 （ 常 設） の み に よ る原 子 炉 注 水 性 能を 確
認す る観 点 で， 原子 炉減 圧 開始 と同 時 に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は停 止 する 想定 と し てい る。

Ⅰ
水位不明
緊急 用海 水 系を 用い た
海水 通水 操 作 ※ ６ ， １ ２
原子炉満 水 操作 ※ １ ０

水位不明ではない※１ ０： 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力の 差圧 を確 認 する こと で ， 原子 炉水 位 が燃 料有 効長 頂 部以 上で あ る こと を確認 する 。

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）※９ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 によ り 判 断す る。
・ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 と原 子炉 圧 力 の関 係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉 水 位の 電源 が喪 失 した 場合・原 子炉 水 位の ばら つき が 大き く有 効 燃 料長 頂部 以 上で ある こと が 判断 でき な い 場合

※ １１ ： 常 設 低圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を用 い た低 圧 代 替 注水 系 （ 常 設） に よ り ，原 子 炉水 位 を 原子
炉水 位低 （ レベ ル３ ）設 定 点か ら原 子 炉 水位 高（ レ ベル ８） 設定 点 の間 に維 持 す る。
※１ ２： 取 水機 能喪 失の 確 認後 ，緊 急 用 海水 系を 用 いた 残留 熱除 去 系の 起動 操 作 を実 施す る 。
実際には緊急用海水系及び残留熱除去系の起動操作が完了した時点で，サプレッショ
ン・ プー ル 水温 度が 32℃ を 超過 して い る 場合 はサ プ レッ ショ ン・ プ ール 冷却 運 転 ，サ プ
レッ ショ ン ・チ ェン バ圧 力 が 245kPa[gage]を 超過 し てい る場 合は 格 納容 器ス プ レ イ運 転を実 施 す る が ， 評 価 上 は サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 圧 力 が 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ の 実 施
基準 であ る 279kPa[gage]に 到達 した 時 点 で格 納容 器 スプ レイ 運転 を 開始 する 想 定 とし ている 。

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

緊急用海水系を用いた残留熱除去
系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ ６ ， １ ２ ， １ ３※ １３ ： 残 留 熱除 去 系 は ，原 子 炉 水 位低 （ レベ ル ３ ） 設定 点 に て 原子 炉 注 水 運転 に 切り 換 え ，原子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 にて 格 納 容器 スプ レ イ運 転に 切り 替 える 。

代替残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た
残留 熱除 去 系に よる 原子 炉 注水及び 格納 容 器除 熱Ⅱ
残留熱除去系により原子炉水位を維持し，格納容器スプレイモード又はサプレッション・プール冷却モードによる格納容器除熱を継続する。また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を
原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

残留 熱除 去 系以 外に よる 格 納容 器除 熱 又 は格 納容 器 冷却・代 替循 環 冷却 系に よる 格 納容 器除 熱・常 設低 圧 代替 注水 系ポ ン プを 用い た 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系
（常 設） に よる 格納 容器 冷 却
・可 搬型 代 替注 水大 型ポ ン プを 用い た 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系
（可 搬型 ） によ る格 納容 器 冷却・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 冷却Ⅲ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制 御 棒駆 動水 圧系 に よる 原子 炉 圧 力容 器へ の 注水 が継 続し て いる こと を 確 認す る。 ま た， 追加 起動の準 備も 開 始す る。
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系 （常 設） と同 等 の流 量は 確 保 でき ない が ，消 火系 及び 復 水補 給水 系 に よる 原子 炉 注水 も実 施可能で ある 。
準備 操作 の 完了 時間 は遅 く なる が， 可 搬 型代 替注 水 大型 ポン プを 用 いた 低圧 代 替 注水 系（ 可 搬型 ）に よる 原 子炉 注水 も 実 施可 能で あ る。
Ⅱ
代替 残留 熱 除去 系海 水系 を 用い た残 留 熱 除去 系の 使 用も 可能 であ る 。
Ⅲ代替 循 環冷 却系 ， 常設 低 圧代 替注 水 系ポ ンプ を 用い た代 替 格納容 器ス プレ イ 冷却 系（ 常 設） 及び 可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プを 用 いた 代替 格 納容 器
スプ レイ 冷 却系 （可 搬型 ） によ る格 納 容 器ス プレ イ も実 施可 能で あ る。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。

第 2.4.1-2 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

2.4.1-37

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

1人

発電長

事象 発生

中央監視
運転操作指揮原子 炉ス ク ラム
操作の内容

操作項目
補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達
プラ ント 状 況判 断

運転員
(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員(現場)● 外部 電源 喪 失の 確 認● 給水 流量 全 喪失 の 確認
● 原子 炉ス ク ラム の 確認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機の停止確認は，外部電源がない場合 に実施す る● ター ビン 停 止の 確 認
−

−

10 分
● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機等 の 停止 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動確 認
● 主 蒸 気隔 離 弁 閉止 及 び 逃 がし 安 全 弁 に よる原子炉圧力制御の確認● 再循 環ポ ン プト リ ップ の確 認

原子炉水位の調 整
操作（原子炉隔 離時冷却系）
全交流動力電源 喪
失の確認

【1人】
A
【1人】
A

−

−

−

● 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系 に よ る原 子 炉 注 水 の調 整操 作−● 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系 デ ィ ーゼ ル 発 電 機 の手 動起 動 操作（ 失敗 ）1分

● 非 常 用 デ ィ ー ゼ ル発 電 機 等の 手 動 起 動 操
作 （失 敗）

2分

【1人】
B

−

−

交流電源の回復
操作

−

−

−

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操
作【1人】
B

外部電源がない場合に実施する●非常用ディーゼル発電機等の機能回復

外部電源がない場合に対応可能な要員にて実施する●外部電源の機能回復−−●常 設代 替高圧電 源装 置2台起動及 び緊 急用
母線受電操 作

【1人】
B

−

−

● 非常 用母 線 受電 準 備

−

2人
C,D

−

●非常用母線受電準備

常設代替高圧電 源装置による非常 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

取水機能喪失の
確認

【1人】
B

−

−

● 残 留 熱 除 去 系 海 水系 の 手 動起 動 操 作 （ 失敗）

残留熱除去系海 水
系の回復操作−−−●残留熱除去系海水系の機能回復操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電
準備操作

原 子炉 水位 を 原子 炉 水位 低（ レ ベル ３ ） 設 定点 か ら 原子炉 水 位 高（レ ベ ル ８） 設定 点 の 間 に維 持

外部電源がない場合に実
施する

4分

35 分

8分

●常設代替高圧電源装置3台追加起動操作

外部電源がない場合に実施する

5分●非常用母線受電

4分対応可能な要員にて実施
する

コメント No.147-27,148-07 に対する回答

第 2.4.1-3 図

外部電源がない場合に実
施する

70 分

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.1-38

対応可能な要員にて実施する機能回
復操作に必要な要員については別途整理して説明いたします。
(6 月 15 日審査会合の指摘事項)

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 時間 ）
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

約2時 間

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

約13時間

運転員
(中央制御
室)

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

常設低圧 代替 注水系ポンプ を用 いた
低圧代替注水系（常設） の起 動準
備操作

【1人】
B

−

−

逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能）による原子
炉減圧操作

【1人】
B

−

−

原子炉水 位の 調整
操作（低 圧代 替注
水系（常設））

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替 注 水 系 （ 常設 ） によ る 原 子 炉 注水 の調整操作

緊急用海 水系 を用いた海水通水操作

【1 人】
B

−

−

●緊急用海水系による海水通水

緊急用海 水系 を用いた残留 熱除 去系
による原 子炉 注水及び格納容器除熱

【1 人】
B

−

−

使用済燃 料プ ール
の冷却操作

【1 人】
A

● 原 子 炉 注 水 ， 格 納容 器 ス プレ イ 及 び 原 子
4分
炉減 圧 に必 要な 負 荷 の 電源切替 操 作

外部電源がない場合に実施する●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水
系統構成

3分

取水機能喪失後に実施する●逃 がし 安全弁（ 自動 減圧機 能）7弁の 開放
操作1分● 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系 に よ る原 子 炉 注 水 の調整 操 作原子 炉 水位 を原 子 炉 水位低 （ レ ベル３ ） 設 定点 か ら
原 子炉 水位 高 （レ ベ ル８ ）設 定 点の 間 に 維 持す る

20 分

系統構成

●残留熱除去系の起動操作

−

−

2分
原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） 設定 点に て 格 納容 器ス プ レイ 又は サプ レ ッシ ョン ・ プ ール 冷却 運 転へ の切 替え 操 作を 実施 し ，
原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） 設定 点に て 原 子炉 注水 へ の切 替え 操作 を 実施 する●残留熱除去系による原子炉注水及び格納
容器スプレイ操作の交互運転●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃
料プ ー ル 注 水 系（ 注 水ラ イ ン ） を 使用 した使用済燃料プールへの注水操作

タンクロ ーリ による燃料補給操作

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホー
ス敷設等

−

2人
（招集）

220 分
適宜 実施

●可搬型設備用軽油タンクからタンクロー
リへの補給

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

必要要員合計

2人
A,B

2人
C,D

解析上考慮 しない
事 象 発 生 後 約 25時 間 ま で
に実施する

15 分

●ポンプ起動及び水源補給操作−

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

●代替燃料プール冷却系起動操作

可搬型代 替注 水大型ポンプ によ る水
源補給操作

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達

8人 a〜h及び招集2人コメント No.147-27 に対する回答

第 2.4.1-3 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.1-39

解析上考慮 しない
水源枯渇までは十分余裕がある

解析上考慮 しない
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補給

10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の上昇／低下を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁開閉により圧力は制御される（
原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の降下する幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧

原子炉圧力(MPa[abs])
MPa[abs]）

主蒸気隔離弁閉鎖による原子炉圧力上昇

6

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20

原子炉水位（シュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水位制御シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.4.1-40

5

コメント No.147-05 に対する回答

2000

1500

注水流量

1000
常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系(常設)による注水

原子炉隔離時冷却系による
注水

３
(m）
／h)

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-6 図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気流量
蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）(7 弁開放による原子炉減圧)

3000

t/h）
(t／h)

2000

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流出流量の推移

2.4.1-415

500

原子炉圧力容器内の保有水 量
原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

常設低圧代替注水系ポンプを用逃がし安全弁（自動減圧機能）
いた低圧代替注水系（常設）の7 弁開放による水量減少
起動／停止による水量増減

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管 温度
燃料被覆管温度
℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従する変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.1-425

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3２(W／(mK)）・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率増加 常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止によるボイド率増減

0.8

0.6
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.1-43

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

原子炉減圧に伴うボイド率増加

1

ボイド率
ボイド率

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止によるボイド率増減0.8
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

（−）
(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率
ボイド率

0.8

0.6

（−）
(−)

原子炉減圧に伴うボイド率増加原子炉減圧完了
原子炉隔離時冷却系の起動／停止
によるボイド消滅に伴うボイド率増減

0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1-13 図

炉心下部プレナムにおけるボイド率の推移

2.4.1-445

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線

2(N/mm(N／mm)２ )

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.1-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.1-45

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ

0.6

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（279kPa[gage]到達時）
0.4

最大圧力：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）

(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
への切り替え（13.7kPa[gage]到達時）

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1-15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子
炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

格納容器雰囲気温度

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル冷却装置の停止

ドライウェルサプレッション・チェンバ200

残 留熱除去 系（格納 容器スプレ イ冷却系 ）作動による温度低下
最高温度：約 141℃
（約 13 時間）

)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力 容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(h)原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.1-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.1-46

144

168

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
原 子 炉減 圧状 態の 維持 によ り原 子 炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

10

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器
スプレイ作動による温度低下
最高温度：約 134℃
（約 13 時間）
200

100

(℃)

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.1-47

168

添付資料 2.4.1.1
安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替海水取水設備を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定 ※ 又は低下傾向となる。格納容器雰
囲気温度は 150℃を下回るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 126℃を上回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
（※）残留熱除去系をサプレッション・プール冷却モードに切り替えると，原子炉圧力容器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度はわずかに上昇傾向となる。ただし，残留熱除去系による格納容器除熱は確立しており，長期的には減圧後の原子
炉圧力容器温度（100℃程度）より若干低い温度で平衡状態となることから，この状態も含め安定傾向とする。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し炉心冷却及び除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（添付資料 2.1.1 別紙 1）

添付 2.4.1.1-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.4.1.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と 相 ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ， ス
プレ イ冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度 に比べて最大 50℃ 程 度高 めに 評 価す る。 ま た， 低
圧代 替注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 におけ る蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ
は 20℃〜40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を 最確 条 件と し た場 合 の 運転 員等 操 作時 間 及び 評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，実験 結果 の 燃料 被覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 高めに評 価 する こ とか ら ，解 析 結果 は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達 係数 を 小さく評 価 する 可 能性 が ある 。 よっ て ， 実際 の燃 料 棒表 面 での 熱 伝達
は大 き くな る こと で ，燃 料 被覆 管 温 度は 低く な るが ， 事象 初 期の原子 炉 注水 は 原子 炉 隔離 時 冷却 系 の 自動 起動 に より 確 保さ れ ，燃料被 覆 管温 度 を起 点 とす る 運転 員 等 操作 はな い こと か ら， 運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ いと 考え ら れる 。

解析 コ ード は ，酸 化 量及 び 発熱 熱 の 評価 につ い て保 守 的な 結 果を与え る ため ， 解析 結 果は 燃 料被 覆 管 温度 を高 く 評価 す る可 能 性がある 。 よっ て ，実 際 の燃 料 被覆 管 温 度は 低く な るが ， 事象 初 期の原子 炉 注水 は 原子 炉 隔離 時 冷却 系 の 自動 起動 に より 確 保さ れ ，燃料被 覆 管温 度 を起 点 とす る 運転 員 等 操作 はな い こと か ら， 運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
有効 性 評価 解 析で は 炉心 の 冷却 は 維 持さ れ， 燃 料被 覆 管最 高 温度
は初 期 値を 上 回る こ とが な いこ と か ら， 燃料 被 覆管 の 破裂 判 定の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.4.1.2

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向流，三次 元効果添付 2.4.1.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・ボイド率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向流，三次 元効果解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧流）臨界流モデルECCS 注 水（給水系・代 替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉圧 力 の評 価に お いて ，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力で 系 統的 に圧 力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レイ の 液滴 で冷 却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は ，燃 料被 覆 管温 度に 対し て ，解析 結果 に 重畳 する 水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評価 解 析で は原
子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 を下 回る こ と がな く，炉心 露 出後 の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がないため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は ，原 子炉 圧 力変 化を 適切 に 評価 する こ とか ら ，評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ，圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

炉心
原子炉
圧力容器

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注水（給 水系・代替注
水設 備含む）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 画に よ って 格納 容 器雰 囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確 認さ れて い るが ，BWR の格 納 容器 内の 区 画と は異 な る等 ，
実験 体 系に 起因 す るも の であ り， 実 機体 系に お いて は不 確 かさ が
小さ く なる もの と 推定 さ れ， 全体 と して は格 納 容器 圧力 及 び温 度の傾 向 を適 切に 再 現で き てい るた め ，格 納容 器 圧力 を操 作 開始 の
起点 と して いる 残 留熱 除 去系 によ る 格納 容器 除 熱に 係る 運 転員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
また ， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を
確認 し てお り， そ の差 異 は小 さい た め， 格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気
温度 を 操作 開始 の 起点 と して いる 残 留熱 除去 系 によ る格 納 容器 除熱に 係る 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが 、BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納 容器各領域
間の 流動
構造 材との熱伝 達及び内部 熱伝導格納容器

添付 2.4.1.2-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液 界面の
熱伝達

スプ レイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サプ レッ ション・プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

HDR 実験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。
入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は な
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流
量））

定格流量の
約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.4.1.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であ り，そ の 他の 核的 特 性等 の違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため，保 安規 定の 運 転上 の制 限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間に与え る影 響 はな い。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時間に与 える 影 響は 小さ い。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 故 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ す るた
め ， 初 期 炉 心 流 量 が 事象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
さ れ る が ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 自 動 起 動 に よ り 確 保さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 起 点 とす
る 運 転 員 等 操 作 は な いこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事故 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ く，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える影 響は 小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事故 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポン プが ト リ ップ する た め，初期炉 心流 量 が事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さく ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約
4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実 績値 ）

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力

初期条件

添付 2.4.1.2-5

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る 。こ のた め ，崩壊
熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 (13ヶ 月 )に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小 さくなる 傾向 と なる。こ のた め，原子 炉か ら サ プレ ッシ ョ ン・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸 気量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉 水位の 低 下 が 遅 く な る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉隔
離 時 冷 却 系 の 自 動 起 動に よ り 確 保 さ れ る こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。また ，格納 容器 圧 力，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール 水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プール 水 温 度 の 上 昇 が 遅 くな り ， こ れ ら の パ ラ メ ー タ を 起点とす る運 転 員等 操作 の開 始 時間 は遅 く な る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等 操作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる 傾向 と なる 。この ため ，燃料 か らの 発 熱が 小さ く なり，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プ ール に 流出 する 蒸気 量 が減
少す るこ と で，原子 炉水 位 の低 下並 び に格 納容 器圧 力 及び温度 の上 昇 が緩 和さ れる こ とか ら，評 価項 目と なる パ ラメ
ータ に対 す る余 裕が 大き く なる 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ が 事 象進 展 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ ショ ン・プー ル 水位が 6.983m の 時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （0.087m） に よ る 水 量 変 化 は約
42m ３ であ り ，そ の 割合 は 初期 保 有水 量 の 1.3％程 度 と非常 に 小 さ い 。 し た が って ， 事 象 進 展 に 与 え る 影 響 は 小さ
く， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く なる
た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル で の 圧 力 抑 制 効 果 が 高まり 格 納 容 器 圧 力 の 上 昇は 緩 和 さ れ る 。 こ の た め ， 格 納容
器圧 力を 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ が 事象 進展 に与 え る影 響は 小 さ く，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない
最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さ い。例え ば，サ プ レッ シ
ョン ・プ ー ル水 位が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し 、 ゆら ぎ（ 0.087m）に よる 水 量 変化 は約 42m ３ であり，そ の割 合は 初期 保 有水 量の 1.3％程 度と 非常 に 小さい。し た がっ て，事象 進展 に 与え る影 響は 小さ く，評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール での 圧 力抑 制効 果が 高 まり
格納 容器 圧 力の 上昇 は緩 和 され る。こ の ため ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最確 条件

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定
サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる低めの水位として ，保 安規 定の 運 転上 の制 限 における 下限 値 を設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる高めの水温として ，保 安規 定の 運 転上 の制 限 における 上限 値 を設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

起因 事象

給水流量の全喪失

事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-6

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

運転 時の 異 常な 過渡 変化 の 中で，原子炉 水位 の 急速 な低 下に 伴 い，原 子
炉ス クラ ム，主蒸 気隔 離 弁の 閉止 等が発 生す る ため，事象 発 生後 の状 況
判断における余裕時間の観点で厳しい 給水 流 量の 全喪 失を 設 定取水機能の喪失による崩壊熱除去
機能 喪失 を 設定−−

運 転 員 等 操 作 時 間 は ，外 部 電 源 が な い 場 合 も 考 慮 し て設定 し て い る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。

外部 電源 が ない 場合 は，外 部電 源喪 失 に伴 い原 子炉 ス クラ
ム，再循 環ポ ン プト リッ プ 等が 発生 す る ため ，外 部電 源 がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件

−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

崩壊熱除去機能喪失

−

外部 電源

外部電源あり−起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳し くす る 条件 とし て，外部 電源 ありを 設定

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳し くす る 条件 とし て，外部 電源 がある場合の原子炉水位低（レベル３）信 号に よ る原 子炉 ス クラ ムを 設定解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳し くす る 条件 とし て，外部 電源 がある 場合 の 原子 炉水 位異 常 低下（ レベル ２）信 号 によ る再 循 環ポ ンプ ト
リッ プを 設 定

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代替原 子炉 再 循環ポン
プト リッ プ 機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉隔 離 時冷却系

低圧 代替 注水系
（常 設）

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-7

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04〜7.86MPa[gage]（原子炉注水単独時（2 台））
・注水流量：
0〜378m ３ ／h
・注水圧力：
0〜2.38MPa[dif]・注水流量：
0〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：
0〜1.55MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル ２）信号 に て
自動起動
・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04〜7.86MPa[gage]（原子炉注水単独時（2 台 ））
・注水流 量 ：0〜378m ３ ／h 以上
・注水圧 力 ：0〜2.38MPa[dif]・注水流 量 ：0〜1,676m ３ ／ 以上
・注水圧 力 ：0〜1.55MPa[dif]（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全 弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放す
ることによる
原子炉減圧（原子炉 減 圧操 作時 ）逃がし安 全 弁（自 動 減圧機能）7 弁を 開 放す
るこ とに よ る
原子 炉減 圧
作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チ ェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）
スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ t／ h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）逃が し安 全弁

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）

スプレイ流量：1.9×10 ３ t／h（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，タ ービ ン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計 上の 最低 要 求値 である最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなる
が，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の 回復
が早 くな り，炉心 の 再冠 水が 早 まる こと から ，評 価項 目となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計 基準 事 故の 解析 で 用い る最小流 量特 性 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，注水開始後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，注水後の調整操作であり，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に
差異 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の 回復
が早 くな り，評価 項目 と なる パラ メ ータ に 対す る余 裕 は大
きく なる

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に
差異 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に差異は なく，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は ない

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に
差異 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に差異は なく，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は ない

設計 値を 設 定
なお ，安 全弁 機 能は 逃が し 弁機 能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子 炉減 圧 操作 時に 原 子炉 圧力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事象 発 生初 期において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に差異はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シー ケ ンス にお い ては ，高 圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から，逃が し 弁機能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

緊急 用海 水系

約 24MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

外部 水源 の容量

約 9,300m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

残留熱除去系の除熱性能を厳しくする 観点 で，過 去の 実績 を 包含 する
高め の海 水 温度 を設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に
差異 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に差異は なく，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は ない

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下 限値 を 設定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確 条件
約 24MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 32℃以 下に おいて ）約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定−−

添付 2.4.1.2-8

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.1.2-9

逃がし安全
弁による原
子炉減圧操
作（ 常設 低 圧
代替注水系
ポンプを用
いた低圧代
替注 水系（ 常設）によ る 原子炉注水操作）

サプレッショ
ン・プール水温 度 65 ℃ 到
達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づ
きサプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃が し 安全 弁に よ る原 子 炉減 圧の 操 作実 施基 準（ サプ レッ シ ョン・プー ル 水温度 65℃）に到 達す る のは 事象 発生 約 2 時 間後 であ り ，比 較的 緩
やか なパ ラ メー タ変 化で あ るこ とか ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 操作 と し て余 裕時 間 を含 めて 1 分 を設 定 して いる 。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所 要時
間が 長く な る可 能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操作は，解析条件（操 作条 件 を除 く。 ）の不確かさにより操
作開始時間が遅くなる可 能性 が ある が，他の操作との重複もな
いこ とか ら ，他 の操 作に与 える 影 響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析 条件（操 作 条件 を除 く 。） の 不 確 か さ により ，操 作開 始 時間 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

原子炉隔離時冷却系による注水継続が可
能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能
であ り，事 象発 生か ら
少な くと も 8 時 間程 度の操作時間余裕が確保さ れて い る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

第3表
項

目

操作条件

緊 急用 海 水系
を 用い た 残留
熱 除去 系 による 格納 容 器除熱 及び 原 子炉
注水 操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）
解析上の操作開始条件

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力279kPa[gage]
到達時

添付 2.4.1.2-10

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

実際には残留熱除去系の準備が完了した時点のパラメータにより，サプレッション・プール冷却運転等を開始するが，評価上は，操作余裕時間を確認する観点で，サプレッション・チ
ェンバ圧力が代
替格納容器スプレイの実施基準である
279kPa[gage] に到達した時点で開始するものと設定【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 13 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 やか な 圧力 上
昇に 対し て 操作 所要 時間 は 十分 に短 く，操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 運転 員 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他の 操作 との重複もないことから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子 炉注 水 操作 は，事象発 生の 約 13 時間 後に実施するものであり準備時間が確保できる ため ，時間 余裕 がある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器
圧 力 279kPa[gage]
到達時に，残留熱除去系による格納
容器スプレイを実施し，操作時間は
約 6 分 。想 定し ている範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.4.1.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時

間後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
事象発生から常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
添付 2.4.1.3-1

事象発生約 2 時間以降は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 ま でに残留熱除去系による原子炉注水等を実施し，常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 620m ３ で あ る 。

積積算算注注水水量量( m( ３m ３) )

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水 系 （常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 620m ３ 必 要 と なる が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水 を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続
添付 2.4.1.3-2

することが可能である。

添付 2.4.1.3-3

添付資料 2.4.1.4
7 日間における燃料の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 5 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 3 52 . 8k L

7 日間の
軽油消費量
約 35 2. 8 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36 .6 k L

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 21 0 kL で あり，7 日間対
応可能

可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 3 6. 6k L

添付 2.4.1.4-1

添付資料 2.4.1.5
常設代替交流電源設備の負荷（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））主要負荷リスト【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】

起動順序

緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷
中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④

⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運転
負荷容量
(kW)

124.3

59.6

495.9

448.8

785.8

761.9

1,066.4

848.8

1,428.7

1,066.5

1,646.5

1,227.0

1,711.4
1,901.4

1,417.0
1,607.0

2,943.2

2,127.0

3,551.4

2,780.3− 380―

2,400.3

22.0

2,479.8

2,422.3

負荷容量(kW)

主要機器名称

24.0
35.6
47.1
89.0
28.6
224.5
35.9
71.2
102.1
103.9
55.0
7.5
78.7
− 54.3
45.1
7.5
165.1
7.5
153.0
190.0
190.0
510.0
10.0
651.1
2.2

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

5,000

4,000

⑩
3,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １⑨

最大負荷容量3,551.4kW⑪⑫

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

⑧
⑦
⑥
⑤
④
③

2,000

1,000

②
①
0

▲
常設代替高圧電源装置 2 台
起動

経 過 時 間 (ｈ )1▲2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３

3

13

14

24

常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ※ １ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）※ ２ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80%の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）※３：非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 2.4.1.5-1

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.4.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ
失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑥「サポート系
喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」及び⑦「ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊
熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した場合について
は，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が失われることによって最
終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事
故対策の有効性評価には，残留熱除去系の有する原子炉注水機能及び格納
2.4.2-1

容器除熱機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した
場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち残留熱除去系が故障した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.4.2-1 図に，対応手順の概要を
第 2.4.2-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.4.2-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行うための招集要員 2 名,現場手動による格納容器ベント操作を行うための招2.4.2-2

集要員 3 名である。この必要な要員と作業項目について第 2.4.2-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系
統流量計等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉水位回復後は，原子炉水位を監視しつつ，原子炉隔離時冷却系
により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量計等である。
2.4.2-3

ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認し，崩壊熱除去機能喪失を確認する。
崩壊熱除去機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力計等である。
ｅ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
崩壊熱除去機能喪失の喪失により，サプレッション・プール水温度が上昇し，サプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達した場合には原子炉減圧を実施する。このため，崩壊熱除去機能喪失の確認後に，あらかじめ低圧で注水可能な系統の準備操作を実施する。ここでは，低圧で注水可能な系統 ※ として，評価上低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。
※）本事故シーケンスでは，低圧で注水可能な系統として，自動起動した高圧炉心スプレイ系若しくは低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）C 系の手動起動に期待することも可能であるが，原子炉減圧時の水位回復性能を確認する観点で，注水流量の小さい
低圧代替注水系（常設）に期待した評価としている。
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，サプレッション・
プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場
2.4.2-4

合は 65℃）に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力計等である。
ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量系等である。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原
子炉水位高（レベル８）の間で維持する。
ｈ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サ
2.4.2-5

プレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
ｉ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェンバ側）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。サ
プレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
ｊ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，
2.4.2-6

代替淡水貯槽水位計である。
ｋ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
ｌ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に行う。

2.4.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス

は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。本事故シーケンスグ
ループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケンスも含め，高圧炉心ス
プレイ系に期待でき，炉心冷却に成功している。中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となりＬＯＣＡも過渡事象も同等となる。また，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事故等対策にも違いはない。このため，代表性の観点で炉心損傷頻度の高い事故シーケンスを重要
事故シーケンスとしている。なお，ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧
2.4.2-7

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の挙動を確認している。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣ
ＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.2-2 表に示す。

また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を
2.4.2-8以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系の故障等により，崩壊熱除去機能が喪失するものとす
る。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原

子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当
2.4.2-9

たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
(d)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif] ※ において）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設
定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉減圧時の低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
※：MPa[dif]・・・原子炉圧力容器と水源との差圧（以下，同様）(e)

高圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，最小流量特性（0〜1,419m ３ ／h，注水圧力：0〜7.65MPa[dif]）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。

(f)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m３ ／h，注水圧力：0〜2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の範囲に維持する。
2.4.2-10

(g)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(h)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水操作）は運転手順に基づきサプレッション・プール水温が 65℃に到達した時点で実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内
2.4.2-11外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉内保有水量の推移を第 2.4.2-4 図から第 2.4.2-8 図に，燃料被覆管温度，高出力燃料集合体の熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，
高出力燃料集合体のボイド率及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移並
びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.2-9 図から第 2.4.2-14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プ
ール水温度の推移を第 2.4.2-15 図から第 2.4.2-18 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ
ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動することで原子炉水位が維持される。
その後，低圧代替注水系（常設）を起動し，サプレッション・プール
水温度が 65℃に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する
2.4.2-12

想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉減圧により増加する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa［gage］に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.4.2-9 図に示すとおり，炉心は冠水状態が維持されることから，初期値（約 309℃）以下にとどまる。このため，燃料被覆管温度は，評価項目である 1,200℃以下にとどまる。また，燃料
2.4.2-13被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.2-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.4.2-15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置
による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.2-16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値約143℃となり，以降は低下傾向となっており，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である限界温度（200℃）を下回る。
第 2.4.2-5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.4.2-15
図及び第 2.4.2-16 図に示すように，事象発生の約 28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行
い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
2.4.2-14

（添付資料 2.4.2.1）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント実施時の敷地境界での実効線量は，格納容器ベント実施までの時間が本事象より短く，格納容器内での放射性物質の減衰効果が少ない「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線
被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.4.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉隔離時冷却系等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する
運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉
注水操作），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
2.4.2-15

本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向
2.4.2-16

を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰
囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
2.4.2-17

器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.2-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，
2.4.2-18

運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力及びサプレッション・プ
ール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，低圧代替注水系（常設）の起動準備操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している
2.4.2-19

期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリッ
プ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は実際の注水流量が解析よりも大きくなるため，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.4.2-20

（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に起因して生じる運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧系）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始
時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。
運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始
時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
2.4.2-21

操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変2.4.2-22

わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧
力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。

(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）については，少なくも原子炉
隔離時冷却系による注水持続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から 8 時間程度の時間余裕が確保されている。なお，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することも可能であり，この場合は更に余裕時間がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保でき
2.4.2-23

るため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，スプレイを実施しない場合，格納容器
圧力が 310kPa[gage]に到達してから，格納容器限界圧力 620kPa[gage]に到達するまで 11 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.2.2）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障
2.4.2-24

した場合において重大事故等対策に必要な要員は，「2.4.2.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 5 名であり，発電所構外から時間以内に参集可能な要員の 71 名で確保可能である。

(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイについては，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,410m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。
ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.4.2.3）
ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
2.4.2-25

続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.4.2.4）
ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.2.5）

2.4.2-26

2.4.2.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合では，崩壊熱除去機能の喪失により格納容器が先行破損し，その後，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機
能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格
納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）+ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧
代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
2.4.2-27

重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケ
ンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対して有効である。

2.4.2-28

第 2.4.2-1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(1／3)

操作及び確認手順

常設設備

2.4.2-29

原子炉スクラムの確認

・原子炉スクラムを確認する。

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動の確認

・原子炉水位が，原 子炉水位異 常低 下（ レベル 【 原 子 炉 隔 離 時
冷却系】
２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却 系及び高圧 炉心 スプ レイ系 【 高 圧 炉 心 ス プ
が自 動起 動し ，原 子炉水位が 回復 した ことを レイ系】
ＡＴＷＳ緩和設確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。 備（代替原子炉再・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。 循 環 ポ ン プ ト リ
ップ機能）
・原子炉隔離時冷却 系により， 原子 炉水 位を原 【 原 子 炉 隔 離 時
子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レ 冷却系】
【高圧炉心スプベル８）の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却 系により原 子炉 水位 の維持 レイ系】
が可 能な 場合 は， 高圧炉心ス プレ イ系 による
原子炉注水を停止する。
・サプレッション・プール水温度が 32℃以上で −あることを確認する。
・残留熱除去系によ るサプレッ ショ ン・ プール
冷却 操作 を試 みる が，残留熱 除去 系の 起動に失敗したことを確認する。
・以上により崩壊熱除去機能喪失を確認する。

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

崩壊熱除去機能喪失の確認−【

重大事故等対処設備
可搬型
計装設備
設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA 燃料域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】【高圧炉心スプレイ系系統流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA 燃料域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】【高圧炉心スプレイ系系統流量計】−

サプレッション・プール水温度計【残留熱除去系ポンプ吐出圧力計】】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.4.2-1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(2／3)
手順

2.4.2-30

常設設備
低圧代替注水系（常設）の起動 ・崩 壊熱除去機能喪失の確認 後，低圧代替注 常 設 低 圧 代 替 注 水
準備操作
水系（常設）を起動する。
系ポンプ
・外 部電源が喪失している場 合は，常設代替 代替淡水貯槽
高 圧電源 装置を 起動し，緊 急用母 線を受電 常 設 代 替 高 圧 電 源装置する。
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の逃がし安全弁（自による原子炉減圧操作完了後，サプレッション・プール水温度が動減圧機能）
サプレッション・プール熱容量制限（原子常設低圧代替注水
炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを 系ポンプ
代替淡水貯槽確認する。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁の手動開 常 設 代 替 高 圧 電 源
装置
放により，原子炉減圧操作を実施する。
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁
原子炉水位の調整操作
・原子炉減圧により低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水（低圧代替注水系（常設））からの原子炉注水が開始され，原子炉水位系ポンプが回復することを確認する。
・原 子炉隔離時冷却系が停止 することを確認 代替淡水貯槽
常設代替高圧電源する。
・以 降，原子炉水位は，原子 炉水位低（レベ 装置
ル３）設定点から原子炉水位高（レベル８） 軽油貯蔵タンク
設定点の間に維持する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
常設低圧代替注水系ポンプ 吐
出圧力計−

サプレッション・プール水温度計
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注 水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計−

原子炉水位計（広帯域，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低圧代替注 水系原子炉注水流量計
代替淡水貯槽水位計

第 2.4.2-1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について(3／3)

2.4.2-31

操作及び確認手順

代 替格納 容器スプレイ冷却 系(常 設 )に よ る 格 納 容 器 冷 却 操
作・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系 (常設 )による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サ プレッション・プール水 位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プ レイ冷 却系（ 常設）によ る格納 容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到 達し たこ と を確認 し， サ
プ レッシ ョン・ チェンバ側 から格 納容器圧
力 逃がし 装置に よる格納容 器ベン トを実施する。

格 納容器 圧力逃がし装置に よる 格納容 器除熱操作（サプ レッション・チェンバ側）

可 搬型代 替注水大型ポンプ による水源補給操作
タ ンクロ ーリによる燃料補 給操作
使用済燃料プールの冷却操作

・可 搬型代替注水ポンプによ り代替淡水貯水池 から代 替淡水 貯槽に水源 補給操 作を実施する。
・タ ンクローリによる燃料補 給操作を実施する。
・対 応可能な要員にて使用済 燃料プールの冷却操作を実施する。

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

格納容器圧力逃がし装置

代替淡水貯槽
淡水貯水池
可搬型設備用軽油
タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ
圧力計
低圧代替注水系格納容器ス
プレイ流量計代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水
位計−
ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ
圧力計
サプレッション・プール水
位計
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W，S/C）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
可 搬 型 代 替 代替淡水貯槽水位計
注水大型ポ
ンプ
タンクロー −
リ−−

：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.4.2-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（1／6）
主要解析条件
原子炉側；ＳＡＦＥＲ
格納容器側；ＭＡＡＰ

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300ｔ／h

通常運転水位を設定
定格流量を設定

初期条件

2.4.2-32

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

5kPa[gage]
57℃

９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した
運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい設定として，通常運転時の管理範囲を考慮した高めの圧力を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計におけるドライウェル平均温度を設定

第 2.4.2-2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（2／6）

目

主要解析条件初期条件
事故条件

2.4.2-33

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・
プール水位
サプレッション・
プール水温度

空間部：4,100m３
液相部：3,300 m３
6.983m（通常水位-4.7cm）

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去機能喪失

5,700m３32℃

条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉ス
クラム，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能の喪失を設定

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 機 器条 件

外部電源

外部電源あり外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉
原子炉水位異常低下（レベル２）
水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異信号で全台停止
常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

項

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定 点 ま で 回 復し た 以 降 は原 子 炉 水 位 を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉
水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
原子炉減圧時の低圧代替注水系（常設）によ る 原 子 炉 水位 回 復 性 能を 確 認 す る 観点
で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている
10.0

8.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

最小流量特性・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：7.86〜1.04MPa[dif]高圧炉心スプレイ系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設
定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみに よ り 原 子 炉水 位 の 維 持が 可 能 な 場 合は
注水停止
最小流量特性・注水流量：0〜1,419m３ ／h
・注水圧力：1.38M〜7.65Pa[dif]設計値を設定原子炉水位の観点で厳しい設定として，最小流量特性を設定
10.0

8.0
原 子炉圧 力（ MPa[dif]）

2.4.2-34

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（3／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.2-2 表

6.0

4.0

2.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3 /h）

1400

1600

1800

2000

第 2.4.2-2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（4／6）

目

主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

2.4.2-35＜常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連す る機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3/h）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m３ ／h（一定）

代 替格納 容器 スプ レイ 冷却 系
（常設）

サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格 納容器スプレイに よる圧力抑制効 果の 観点 で厳し い高
めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯 水池の年間の気象 条件変化を包含 する 高め の水温 を設定

第 2.4.2-2 表
項目

2.4.2-36

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

逃がし安全弁

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃 がし安全弁の設計 値に基づく原子 炉圧 力と 蒸気流 量の関係から設定ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
ンバ間差圧）

格納容器圧力逃がし装置

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上
排気特性：最小流量特性
13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において） の最低要求値である最小流量特性を設定

設計値を設定第 2.4.2-2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（6／6）

重大事故等対策に関連する操作条件

2.4.2-37

主要解析条件

条件設定の考え方

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器最高
使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

←
逃がし安全弁（安全弁機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル※

格納容器圧力逃がし装置※

2.4.2-38

サプレッション・
チェンバ

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク←
可搬型設備用軽油タンク

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

タンクローリ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯水槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

←
逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

2.4.2-39

サプレッション・
チェンバ

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール←

可搬型設備用軽油タンク

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←
タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

←
逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

2.4.2-40

サプレッション・
チェンバ

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール

可搬型設備用軽油タンク←
残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←

タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑

→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

←
逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ
常設代替高圧電源装置

Ｇ
ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※※

サプレッション・
チェンバ

2.4.2-41

軽油貯蔵タンク

サプレッション
・プール

可搬型設備用軽油タンク←
残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←

タンクローリ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.4.2-1 図

↑

淡水貯水池

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（4／4）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器ベントによる格納容器除熱段階）

(解析 上 の時 刻)(約 0 秒 ）凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断
原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：解 析上 考 慮し ない 操作：重大 事 故等 対応 要員（現 場）の作 業：運 転員 と重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達（約 20 秒）

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機能）に よ る原 子炉 圧 力制 御の確 認 ※ ２

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心
スプレイ系の自動起動の確認 ※ ２

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ２

水源 補給 準 備

燃料 補給 準 備

水源 補給 準 備完 了

燃料 補給 準 備完 了

使用 済燃 料 プー ル
冷却 準備

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作
可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）※３

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

※１ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
サプレッション・プール水温度
32℃到達※２： 中 央制 御室 に て，機 器 ラン プ表 示 ，警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力計 ，系 統 流量 計 ，原子 炉 水位 計
（広 帯域 ）， 原子 炉 圧力 計等 にて 確 認す る 。
※３： 原子 炉 隔離 時冷 却系 及 び高 圧炉 心 スプ レイ 系 によ り ，原 子炉 水 位を 原子 炉 水位 低（レ ベ ル
３）か ら 原子 炉水 位高 （レ ベル ８） の間 に維 持す る。 原子 炉水 位 が安 定し て 維持 され る場
合は ，高 圧 炉心 スプ レイ 系 は待 機状 態 と する 。

崩壊熱除去機能喪失の確認 ※ ４ ， ５※４： サプ レ ッシ ョン・ プ ール 冷却 の実 施を ，以下 に より 判断 す るが 操作 に失 敗 する こと で 崩壊
熱除 去機 能 喪失 を判 断す る 。
・ サ プレ ッシ ョン ・ プー ル水 温度 32℃到 達
残留熱除 去 系の回復操 作※５： サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ル冷 却操 作 の失 敗は ，中 央制 御 室に て， 機器 ラン プ 表示， 機 器故 障
警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力計 ， 系統 流量 計 指 示等 にて 確 認す る。
※６ ：崩 壊 熱除 去機 能喪 失 の確 認後 ， あ らか じめ 低 圧で 注水 可能 な 系統 の準 備 操 作を 実施 す る。
なお ，本事 故 シー ケン スで は ，低圧 で注 水可 能な 系 統と して ，自動 起 動し た高 圧 炉心 スプ
レイ 系若 し くは 低圧 炉心 ス プレ イ系 又 は 残留 熱除 去 系（ 低圧 注 水系 ）Ｃ系 の手 動 起動 に期
待す るこ と も可 能で ある が ，原 子 炉減 圧 時の 水位 回 復性 能を 確認 す る観 点で ，注 水流 量の
小さ い低 圧 代替 注水 系（ 常 設） に期 待 し た評 価と し てい る。

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ６（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位不明でないことの確認 ※９※７： サ プレ ッシ ョン ・プ ール 水 温度 が サプ レッ シ ョン・ プー ル 熱容 量制 限（ 原 子炉 が高 圧 の場
合は 65℃ ）に 到 達し た場 合は ，原子 炉 減 圧操 作を 実 施す る。実 際の 操作 で は，原 子炉 圧力が低 下し 低 圧代 替注 水系（ 常設 ）によ る 原子 炉注 水 が開 始さ れた 後 に原 子炉 隔 離 時冷 却系が停 止す る が，低 圧代 替 注水 系（ 常設） のみ によ る 原子 炉注 水性 能 を確 認す る 観 点で， 原
子炉 減圧 開 始と 同時 に原 子 炉隔 離時 冷 却 系は 停止 す る想 定と して い る。
※８ ：原 子 炉水 位不 明は ， 以下 の場 合 に 判断 する 。
・ ド ライ ウェ ル雰 囲 気温 度と 原 子 炉圧 力の 関 係が 原子 炉水 位 不明 領域 に 入 った 場合
・ 原 子炉 水位 計の 電 源が 喪失 し た 場合・ 原 子炉 水位 計の ば らつ きが 大 き く燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合Ⅰ※９： 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原子 炉 圧力 容器 を 満水 とし， 原 子炉 圧力 と サプ レッ ショ ン・ チ
ェン バ圧 力 の差 圧を 確認 す るこ とで ，原 子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 以上 であ る こ とを 確認
する 。

水位 不明

水位不明ではない※１ ０： 原 子炉 水位 不明 の 場合 は， 原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力の 差圧 を確 認 する こと で ，原子 炉水 位 が燃 料有 効長 頂 部以 上で あ る こと を確認す る。

原子 炉満 水 操作 ※ １ ０

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）※１ １： 低圧 代替 注 水系（ 常 設） によ り ，原子 炉 水位 を原 子 炉水 位低 （レ ベル ３ ）設定 点 から 原
子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維 持す る。

格納容器圧力279kPa[gage]到達※１ ２：代替 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 常 設）によ る格 納容 器 スプ レイ 操 作は，サ プ レッ ショ ン ・チ ェ ンバ 圧 力が 279kPa[gage]に 到達 し た 場 合 に実 施 し ， こ れ以 降 は サ プ レッ シ ョ ン・
チェ ンバ 圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範 囲に 維持 する 。

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ操作 ※ １ ２※１ ３：サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 位が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格納 容器 ベン ト 準備のた め ，中 央制 御室 に て機 器ラ ン プ表 示 によ り系 統 構成 を確 認す る とと もに ，格 納容 器
圧力 逃が し 装置 一次 隔離 弁 を全 開と す る 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サプ レッ シ ョン・チェ ン バ側 」を優 先して 実施 し ，中 央制 御 室か らの 遠 隔操 作 及び 現場 で の手 動操 作に 失 敗し た場 合 は，「ド ラ
イウ ェル 側 」の 開操 作を 実 施す る。

サプレッション・プール
通常水位+5.5m 到達

代替 循環 冷 却系の起 動操 作格納容器ベント準備操作※１３（約 27 時間 ）炉心損傷なしの確認 ※１６
炉心損傷なしサプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達※１ ４： 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 常設） に よる 格納 容器 ス プレ イの 停 止は ，以下 に より 判断す る。
・ サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位 が通 常水 位 ＋6.5m に 到達
※１ ５：格 納 容器 ベン ト操 作 前に ，原子 炉圧 力容 器 の隔 離状 態を 確 認し ，原子 炉 水位 を可 能 な限
り高 く維 持 する こと で ，原 子炉 格 納容 器 への 放熱 を 抑制 し，格 納容 器圧 力 の上 昇 を緩 和する （解 析 上考 慮し ない ）。

Ⅱ

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m 到達

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納
容器スプレイ停止操作 ※ １ ４（約 28 時間 ）代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） 及 び代替循 環冷 却 系以 外に よる 格 納容 器ス プ レ イ
・代 替格 納 容器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型 ）・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ※１ ６： 炉 心損 傷は ，以 下 によ り判 断 す る。（ 炉 心損 傷を も って 炉心 損傷 後 の手 順 へ移 行す る ）・格納 容 器雰 囲気 放 射線 モニ タ γ線 線量 率が 設計 基 準原 子炉 冷却 材 喪失 事故 時 追 加放 出相当の 10 倍以 上原子 炉満 水 操作 ※ １ ５

炉心損傷 確 認

炉心 損傷 が 確認 され た場 合 は，炉心損 傷後 の 対応 手順 に移 行 する
【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
制御 棒駆 動 水圧 系に よる 原 子炉 圧力 容 器 への 注水 が 継続 して いる こ とを 確認 す る 。ま た， 追 加起 動の準 備も 開 始す る。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

低圧 代替 注 水系 （常 設） と 同等 の流 量 は 確保 でき な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 原 子炉 注
水も 実施 可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ

低 圧 代 替 注 水 系（ 常設）によ り原子炉水 位を維持し，格納 容 器 ベン ト に よ る 格 納容 器圧力の低 下傾向を確 認する。また，機 能 喪 失
し て い る 設 備 の復 旧を試み， 残留熱除去 系の復旧後，原子 炉 は 原子 炉 停 止 時 冷 却モ ードにより 冷温停止状 態とし，格納容器 は 代 替
循 環 冷 却 系 又 は残 留熱除去系 の格納容器 スプレイ冷却モー ド 及 び
サ プ レ ッ シ ョ ン・ プール冷却 モードによ る冷却が可能であ る こ と並 び に 水 素 濃 度制 御が可能で あることを 確認した後に格納 容 器 ベ
ント を停 止 し，隔離状態とする。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
除熱 操作
・耐 圧強 化 ベン ト系

代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） に よる 格納 容 器ス プレ イを 優 先す るが ， 代 替格 納容 器 スプ レ
イ冷 却系 （ 可搬 型） によ る 格納 容器 ス プ レイ も実 施 可能 であ る。
流量 は少 な いも のの 消火 系 及び 復水 補 給 水系 によ る 格納 容器 スプ レ イも 実施 可 能 であ る。
ⅢⅢ

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧 強化 ベン ト 系 によ る格 納 容器 除熱も 可能 で ある 。

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

第 2.4.2-2 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の対応手順の概要

2.4.2-42

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

事象 発生

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡通報連絡者

運転員（中央制御室）

災害対策要員

運転員（現場）

原子 炉ス ク ラム
約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

操作の内容

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A,B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼ
ル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施
する●外部電源喪失の確認
−

10 分

−
●非常用ディーゼル発電機の自動起動確認●原 子 炉隔 離時冷 却 系及 び高 圧炉心 スプ レ イ系 自動起 動 の確認
●主 蒸 気隔 離弁閉 止 及び 逃が し安全 弁に よ る原 子炉圧 力 制御の確認
●再循環ポンプトリップの確認

原子炉水位の調 整操
作（原子炉隔離 時冷
却系）

【1人】
A

−

−

●原 子 炉隔 離時 冷 却 系 及び 高 圧炉 心ス プ レイ 系 に よる
原子 炉 注水 の調 整 操 作

崩壊熱除去機能 喪失
の確認

【1人】
B

−

−

●残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作（失敗）

残留熱除去系の 回復
操作

−

−

−

●残 留 熱除 去系 の 機 能 回復 操 作

常設代替高圧電源装置による緊急用母線
受電操作

【1人】
B

−

−

● 常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 起 動及 び緊 急 用母 線 受電 操作

低圧 代 替注 水系 （ 常 設 ）に よ る原 子炉 注 水が 開 始 され るま で の間 ，原 子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レ ベル３ ） 設 定点か ら 原 子炉水 位高 （レ ベ ル８ ） 設 定 点の 間に 維 持
原子 炉 水位 が安 定 し て 維持 さ れる 場合 は ，高 圧 炉 心ス プレ イ 系は 待機 状 態と す る

10 分
解析上考慮 しない
対応可能な要員にて実施

4分

コメント No.147- 27 に対する回答

第 2.4.2-3 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.2-43

外部電源がない場合に実施する

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合）

経過 時 間（ 時間 ）
4

12

16

20

備 考

24

28

32

36

44

48

52

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時 間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa［gage］到 達
約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転 員
(中央 制 御室 )

運転 員
(現場 )

重 大事 故等 対 応要 員
(現場 )低圧代替注水系（常設）の起動準備操作

【1人 】
B

−

−

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水逃がし安全弁による原
子炉減圧操作

【1人 】
B

−

−

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常
設））

【1人 】
A

−

−

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格
納容器冷却操作

【1人 】
B

−

約28時間

系統構成

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

通 常水 位 ＋6.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa［gage］到 達
サプレッション・プー
ル熱容量制限到達まで
に実施

3分

1分

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作−

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視●格納容器スプレイ操作

解析上考慮 しない
代替循環冷却系の起動
操作

【1人 】
B

−

代替循環冷却系のみで注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

● 代替 循環 冷 却系 に よる 原子 炉 注水 操 作

状態維持が可能な場合−

は，低圧代 替注水系（常設）による 注水を停 止す

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視● 代替 循環 冷 却系 に よる 格納 容 器ス プ レ イ 操作る
原子炉満水操作

使用済燃料プールの冷却操作

格納容器ベント準備操
作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・
チェンバ側）

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操
作

【1人 】
B

−

−

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●原子炉注水流量の増加操作

−

−

−

●使用済燃料プールの冷却操作

【1人 】
A

−

−

●格納容器ベント準備（系統構成）

−

3人
C,D,E

−

●現場移動（第一弁）●格納容器ベント準備（系統構成）

【1人 】
A

−

−

●中央制御室からの格納容器ベント操作

−

−

【3人】
(招集 )

●現場手動による格納容器ベント操作

−

−

8人
a〜h

−

−

【2人】
a,b

使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合
でも，プール水温度が80 ℃ に 到 達 す る ま で には 1 日程度の時間余 裕があるため，本操作は 対応
可能な要員にて実施す
る

5分
125 分
格納 容器 ベ ント 実施 後

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

解析上考慮 しない

160 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

適宜 実施●ポンプ起動及び水源補給操作

2人（ 招集 ）

適宜 実施

8人 a〜h及び招集5人コメント No.147-27 に対する回答

第 2.4.2-3 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.2-44

水源枯渇までは十分余裕がある。

タンクローリー残量に応じて適宜軽油タンク
から補給

110 分

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

必要要員合計適 宜状 態監 視

75 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
タンクローリによる燃料補給操作

解析上考慮 しない10
原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の上昇／低下を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の降下する幅が大きくなる）（最大値：約 7.79MPa[gage]）

8

逃がし安全弁による
原子炉減圧

原子炉圧力

6

高圧炉心スプレイ系の起動／停止に伴う原子炉圧力低下／上昇

4MPa[abs]）
MPa[abs]

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20

原子炉水位（シ ュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10
シュラウド内（高出力燃料集合体）

レベル 1
燃料有効長頂部
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.4.2-45

5

コメント No.147-05 に対する回答

2000

注 水 流 量注 水 流 量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

1500(m３ ／h)低圧代替注水系(常設) による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持す
るよう注水）

1000
高圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）到達時に注
水停止）

）

500

0
0

1

2

3

4

5

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-6 図

注水流量の推移3000

逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気流量

2000

1500
逃がし安全弁

(t／h)

1000

500

0
0

1

2

3

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.4.2-46

500

原子炉内の保有 水量(t)

原子炉水位維持操作（原子炉水位低（レベル３）〜原子炉水位高（レベル８））に伴う水量の増減

400

300

200
逃がし安全弁（7 弁）
開放による水量減少

100

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2-8 図

原子炉内保有水量の推移

1200（最高温度：初期値（約 309℃）を上回らない）

燃料被覆管 温度

1000

800

600

(℃)

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従する変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.2-47

45

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m ２ ・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減1

ボイド率

低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減

0.8

0.6

(−)
0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率の推移

2.4.2-48

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

1

ボイド率

0.8

(−)

0.6

低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.4.2-12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加(−)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

原子炉減圧完了
によるボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)

第2.4.2-13図炉心下部プレナム部におけるボイド率の推移

2.4.2-49

5

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円周方向の 応力GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向JNES(内圧破裂試験)

100のNFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力(N／mm ２ )平均値−２σ曲線(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.2-14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.2-50

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇
0.8

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による圧力上昇の抑制（217 kPa[gage]〜279 kPa[gage]に維持）
ドライウェル圧力は原子炉水位の変動による原子炉圧力容器からの放熱の変動により上下し，ベント
管真空破壊装置の作動によりサプレッション・チェ
ンバ圧力もドライウェル圧力の変動に追従

0.6

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]到達時）
最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-15 図

格納容器圧力の推移

コメント No.163-17 に対する回答
ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及び原子炉内飽和温度が上昇する
・ドライウェル冷却装置の停止

300

ドライウェル

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は原子炉水位の変動による原子炉圧力容器からの放熱の変動により上下する

200

格納容器ベントによる温度低下
最高温度約 143℃，約 28 時間

(℃)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.2-16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.2-51

168

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
ベントライン（約 15m）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動105

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）
(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-17 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 温
ー度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
(℃)
温
(℃)
度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
200

格納容器ベントによる（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下
最高温度：約 139℃
（約 28 時間）100

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2-18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.2-52

168

添付資料 2.4.2.1
安定状態について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心が冠水し，炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子 炉 を 減 圧 し ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）を 用 い た 原 子 炉 注 水 を 継 続 す る こ と で ，引き続き炉心が冠水し，炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
−１
mSv と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.4.2.1-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.4.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比 べて ＋ 50℃ 程 度 高 め に 評 価 す る 。 ま た 、 低
圧代 替注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷
却過 程に お け る 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 実 験結 果 の燃 料被 覆 管温 度に 比 べて ＋50℃ 高め に
評価 す るこ とか ら ，解 析 結果 は燃 料 棒表 面の 熱 伝達 係数 を 小さ く
評価 す る可 能性 が ある 。 よっ て， 実 際の 燃料 棒 表面 での 熱 伝達 は
大き く なる こと で ，燃 料 被覆 管温 度 は低 くな る が， 操作 手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 原子 炉 隔離 時 冷却 系及 び 高圧 炉心 ス プレ イ系 の 自動 起
動に よ り確 保さ れ ，燃 料 被覆 管温 度 を起 点と す る運 転員 等 操作 はない こと か ら， 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は な い。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱量 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある。よ って，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 原子 炉 隔離 時 冷却 系及 び 高圧 炉心 ス プレ イ系 の 自動 起
動に よ り確 保さ れ ，燃 料 被覆 管温 度 を起 点と す る運 転員 等 操作 はない こと か ら， 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は な い。
有効 性 評価 解析 で は原 子 炉水 位が 燃 料有 効長 頂 部を 下回 る こと はなく ，燃 料 被覆 管最 高温 度 は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら，
燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の 不確 かさ が 運転 員等 操 作に 与え る 影響 はない 。

実解 析コ ー ドは ，実 験解 析 にお いて 熱 伝 達モ デル の 保守 性に より
燃料 被覆 管 温度 を高 めに 評 価し ，有 効 性 評価 解析 に おい ても 燃料
被覆 管温 度 を高 めに 評価 す るこ とか ら ， 評価 項目 と なる パラ メー
タに 対す る 余裕 は大 きく な る。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

解析コードは，酸化量及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはなく ，燃料 被覆 管 最高 温度 は初 期 値を 上 回る こと が ない こと から ，
燃料被覆管の破裂判定の不確かさが評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

添付資料 2.4.2.2

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

添付 2.4.2.2-2
沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子 炉 圧力 の評 価 にお いて，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で系 統 的に 圧力 低 下を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS ス プレ イの 液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 で は 原
子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要が ない た め， 評価 項目 と なる パラ メ ー タに 与え る 影響 はな い。

解析 コー ド は， ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コー ド は， 原子 炉圧 力 変化 を適 切 に 評価 する こ とか ら， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ， 圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現
分類

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心モデル（原
子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含まれる。
保守的な崩壊熱を入力値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影
響はない。
入力値に含まれる。
保守的な注水特性を入力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の影響はない。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

ＨＤＲ実験解析では，格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 に つ い て ， 温 度
成層化を含めて傾向をよ く 再 現 で き る こ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰
囲気温度を十数℃程度高 め に， 格納 容 器 圧力 を 1 割 程度 高め に 評価する傾向が確認したが， 実 験 体 系 に 起 因 す る も の と 考 え ら れ ， 実 機
体系においてはこの種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れ る 。
また，非凝縮性ガス濃度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ とよく一致することを確認 し た。
格納容器各領域間の流動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及 び 内 部 熱 伝 導 の 不 確
かさにおいては，ＣＳＴ Ｆ 実 験 解 析 で は ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び
非凝縮性ガス濃度の挙動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一
致することを確認した。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度，格 納容 器圧 力を 1 割程 度高 め に評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いる が ，Ｂ ＷＲ の 格納 容器 内の 区 画と は異なる 等，実 験体 系に 起因 す るも のと 考 え られ ，実 機 体系 にお いては 不確 か さが 小さ くな る もの と推 定 さ れ，全体 と して は格 納
容器 圧力 及 び温 度の 傾向 を 適切 に再 現 で きて いる た め，格納 容
器圧力を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷
却系（常 設 ）に よる 格納 容 器冷 却及 び 格納 容器 圧力 逃 がし 装置
等による格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与える影響
は小 さい 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材と の熱 伝達 及 び内 部熱伝導 の不 確 かさ にお いて は ，Ｃ ＳＴ Ｆ 実験 解析 にお い て格 納容
器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致す るこ と を確 認し てお り ，そ の差 異 は 小さ いた め ，格 納容 器
圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器ス プレ イ 冷却 系（ 常設 ）によ る格 納 容器 冷却 及び 格 納容 器圧
力逃がし装置等による格納容器除熱に係る運転員等操作時間に与 える 影 響は 小さ い。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰
囲気 温度 を 十数 ℃程 度， 格 納容 器圧 力を 1 割程 度高 めに 評 価す
る傾 向が 確 認さ れて いる が 、Ｂ ＷＲ の 格 納容 器内 の 区画 とは 異なる 等， 実 験体 系に 起因 す るも のと 考 え られ ，実 機 体系 にお いては 不確 か さが 小さ くな る もの と推 定 さ れ， 全体 と して は格 納
容器 圧力 及 び温 度の 傾向 を 適切 に再 現 で きて いる た め， 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝導 の不 確 かさ にお いて は ，Ｃ ＳＴ Ｆ 実 験解 析に よ り格 納容 器
雰囲 気温 度 及び 非凝 縮性 ガ スの 挙動 は 測 定デ ータ と 良く 一致 す
るこ とを 確 認し てい るた め ，評 価項 目 と なる パラ メ ータ に与 え
る影 響は 小 さい 。

入力値に含まれる。
スプレイの水滴温度は短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平 衡 に 至 る こ と か ら 伝
熱モデルの不確かさはな い 。
入力値に含まれる。
MAAP コードでは格納容器ベ ント に つい て は， 設計 流 量に 基づ いて 流
路面積を入力値として与 え ， 格 納 容 器 各 領 域 間 の 流 動 と 同 様 の 計 算
方法を用いてられている 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 」 にて 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

象

炉心

原子 炉
圧力 容器

添付 2.4.2.2-3
原子 炉
格納 容器

崩壊 熱
ECCS 注
水（ 給水
系・代替
注 水 設
備含 む）
格 納 容
器 各 領
域 間 の
流動
構造 材
との 熱
伝達 及
び内 部
熱伝 導

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

気液 界
面の 熱
伝達

ス プ レ
イ冷 却
格 納 容
器 ベ ン
ト

安全系モデル（格納容器ス
プレイ）
格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確 かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定
原子 炉熱 出力定格 圧力 を 設定
原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

通常 運転 水 位を 設定

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー ト下
端から約 122cm〜 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.4.2.2-4

原子 炉水位

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 ( Ｂ 型 )は， 熱水 力 的な 特性 はほ ぼ 同等 であ り，
その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることか ら，代 表的 に９ ×９ 燃料 (Ａ 型)を設
定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる
この ため ，保 安規 定 の運 転上 の 制限 における 上限 値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響最 確 条 件 と し た 場 合に は 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は 小さ く ，運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲におい て 解 析 条 件 か ら 変動 し う る が ， 事 故 初 期 に お い て
原 子 炉 が ス ク ラ ム する と と も に ， 再 循 環 ポ ン プ が ト
リ ッ プ す る た め ， 初期 炉 心 流 量 が 事 象 進 展 に 及 ぼ す
影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は ない。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独炉心となる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，事象進展に及ぼす影響は小さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管温度を高く評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与 える 影 響は ない 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ に対す る余 裕 は大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実績値 ）

格納 容器 圧 力

5kPa[gage]

約 2.2〜
4.7kPa[gage]（実績値 ）

ドラ イウ ェ ル
雰囲 気温 度57℃

約 25〜 58℃
（実績値 ）

原子 炉停 止 後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.4.2.2-5

格納 容器 体 積
（ド ライ ウ ェル）

格納 容器 体 積
（ウ ェッ ト ウェル）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 位

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温 度

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

32℃

5,700m ３（設計値 ）
空間部：
約 4,092m ３ 〜 約
4,058m ３
液相部：
約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実績値 ）

7.000m〜7.070m（実績値 ）

約 15〜約 32℃（実績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊熱が大きい方が，原子炉水位低下
及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となる。このため，崩壊熱が大き
くな る燃 焼 度の 高い 条件 と して ，1 サ イ
クル の運 転 期間(13 ヶ月 )に 調整 運転 期
間 (1 ヶ 月 ) を 考 慮 し た 運 転 期 間 に 対 応する 燃焼 度 を設 定

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プー
ルに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時
冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅く なる 。
最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移することから，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなる
傾向 とな る ため ，燃料 か らの 発熱 が小 さ くな り ，原 子 炉か らサ
プレ ッシ ョ ン・プ ール に 流出 する 蒸気 量 が減 少す る こと で ，原子炉水位の低下並びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕が 大き
くな る。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影響は小さく，運転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（ウェットウェ
ル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプ
レッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時 の 水量は 3,300m ３
で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約
42m ３ であ り ， その 割 合 は初 期 保 有水 量 の 1.3％ 程度 と 非
常に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さく， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は 小 さい 。
最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位 が 6.983m の 時 の水 量 は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。
したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧 力を 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して 変動
を与 えう る が ，ド ライ ウ ェル 雰囲 気温 度 は ，格 納容 器 スプ レイの実 施に 伴 い飽 和温 度と な るこ とか ら ，初 期温 度の ゆ らぎ が事
象進 展に 与 える 影響 は小 さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与える 影響 は 小さ い。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影響 はなく ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 与 え る影 響は な い
最確 条件 と した 場合 には ，格納 容器 体 積（ ウェ ット ウ ェル ）の液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条件 よ り 高め の水 位 とな るが ，
ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，サプ レッ ショ ン・プ ール
水位 が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆ らぎ（0.087m） によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は 初期
保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常 に小 さい 。し たが って ，事象 進 展に与 える 影 響は 小さ く，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影
響は 小さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，サ プレ ッシ ョ ン・プ ール 水 位の 運転
範囲 にお い て解 析条 件よ り 高め の水 位 と なる が，ゆら ぎ の幅 は
非常 に小 さ い 。例 えば ，サプ レ ッシ ョン・プー ル水 位が 6.983mの時 の水 量は 3,300m ３ で ある の に対 し 、ゆ らぎ（0.087m）に よる水 量変 化 は約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水 量の 1.3％程度 と非 常 に小 さい 。し たが って ，事 象進 展に 与え る 影響 は小さく ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 与 え る影 響は 小 さい 。

最確条件

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値 を設 定ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を 設定

設計 値を 設 定
サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限 値を 設 定

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限
値を 設定

サプレッション・プールでの圧力抑制
効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を 設定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さ くな る 。この ため ，格 納容 器圧 力 が低 めに 推移 す るこ とから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に対 す る 余裕 は大 き くな る。

最確 条件 は 解析 条件 で設 定 して いる 水 温 より も低 く なる ため ，
サプ レッ シ ョン・プ ール で の圧 力抑 制 効果 が高 まり 格 納容 器圧力の 上昇 は 緩和 され る 。この ため ，評 価項 目と なる パ ラメ ータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

起因 事象
事故条件

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

外部 電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.2.2-6

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響−運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失 を設 定−−−残留 熱除 去 系の 故障 によ る 崩壊 熱除 去 機 能の喪 失を 設 定−

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として ，外 部 電源 あり を設 定

外 部 電 源 が な い 場 合で も ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィー ゼ ル 発 電 機 等 か ら自 動 的 に 受 電 さ れ ， ま た ， 低 圧
代 替 注 水 系 （ 常 設 ）の 起 動 準 備 操 作 時 間 は ， 外 部 電
源 が な い 場 合 も 考 慮し て 設 定 し て い る こ と か ら ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

外部 電源 が ない 場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環 ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和さ れる こ とか ら，評価 項目 とな る パラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きく なる 。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

目

原子 炉ス クラム

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

解析条件

最確 条件

給水流量の全喪失

崩壊熱除去機能喪失

外部電源あり原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原 子炉 ス クラ ムを 設定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号に よる 再 循環 ポン プト リ ップ を設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確 かさ

項目

原子 炉隔 離 時
冷却 系

高圧 炉心
スプ レイ 系
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.2.2-7

低圧 代替
注水 系（ 常設 ）代替 格納 容 器
スプ レイ 冷 却
系（ 常設 ）

外部 水源
の温 度

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動・注水流量：136.7m ３ ／h
・注水圧力：7.86〜1.04MPa[gage]・注 水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注 水圧 力 ：7.86〜 1.04MPa[gage]

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子 炉水 位 異常 低下（レ ベル ２）信号に て自 動 起動

最小流量特性・注水流量：0〜1,419m ３ ／h
・注水圧力：1.38〜7.65MPa[dif]（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0〜378 m ３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ
併用時）・注水流量：230 m ３ ／h

定格 流量 特 性・注 水流 量 ：0〜 1,419m ３ ／h 以 上・注 水圧 力 ：1.38〜 7.65MPa[dif]（原 子炉 注 水単 独時 ）定格 流量 特 性（2 台）・注 水流 量 ：0〜 378 m ３ ／h 以上
・注 水圧 力 ：0〜 2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ
併用 時）
・注 水流 量 ：230 m ３ ／h 以上

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプ レイ 流 量：130m ３ ／h 以 上

35℃

35℃ 以下条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定。原 子 炉隔 離時 冷 却系
は，ター ビン 回転 数 制御 によ り 原子
炉圧力に依らず一定の流量にて注水す る設 計 とな って いる 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象
進展 に影 響 はな く ，評 価項 目 とな るパ ラ メ ータ に与え る影 響 はな い。

設計 値を 設 定。原 子 炉水 位の 観 点で厳し い設 定 とし て，最小 流量 特 性を設定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉水位回復までの期間は原子炉水位を継続監視していることから，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 は小 さ い 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始後 の 原 子炉 水
位の 回復 が 早く なり ，炉心 の 再冠 水が 早 ま るこ とから評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計上 の 最低 要求 値 である最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始後 の 原 子炉 水
位の 回復 が 早く なり ，炉心 の 再冠 水が 早 ま るこ とから ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に対 す る 余裕 は
大き くな る 。

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量と して ， 運転 手順 に基 づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら ，事 象
進展 に影 響 はな く ，評 価項 目 とな るパ ラ メ ータ に与え る影 響 はな い。

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として ，代 替淡 水貯 槽 及び 水源 補 給に用いる淡水貯水池の年間の気象条
件変化を包含する高めの水温を設定。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレイによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレ
イ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開始は遅くなる 。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件で 設 定 して いる水 温よ り も低 くな る可 能 性が あり ，格 納 容器 ス
プレ イに よ る圧 力抑 制効 果 が高 まる が ，格 納容 器
最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実 施す る マネ ジメ ント に 変わ りは な く ，格納 容
器圧力の最大値はおおむね格納容器ベント時の圧力 で決 定 され るた め ，評 価 項目 とな る パ ラメ ー
タに 与え る 影響 はな い。

併用 時の 系 統評 価に 基づ き，保 守的な流 量を 設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ項

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

（原子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧機能付き逃がし安全 弁 7 弁 を開 放することによる原子炉減圧

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納
容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベント後に格納容器圧力を起点とする操作はないため，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，格 納容 器 ベン ト 後の 格納 容器圧 力の 低 下が 早く なる が，格納 容 器最 高 使用 圧力 に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジメ
ント に変 わ りは なく ，格 納容 器圧 力 の最 大 値は おお むね格 納容 器 ベン ト時 の圧 力 で決 定さ れ る ため，評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は な い 。

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）

（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧
作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

逃が し安 全弁

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.2.2-8

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

格納 容器 圧 力逃がし
装置

排気流量：
最小流量特性

排気 流量 ：
定格 流量 特 性

外部 水源 の容量

約 9,300m ３

約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 水 源 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

−

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

項

解析上の操作開始条件目

サプレッショ
ン・プール水温 度 65 ℃ 到
達時

運転手順に基づきサプレッション・
プール熱容量制限を踏まえて設定

操作条件

添付 2.4.2.2-9

逃がし安全弁（ 自動 減 圧
機能 ）に よ る
原子炉減圧
操作（低 圧 代
替注 水系（ 常設）によ る 原
子炉注水操
作）

条件設定の
考え方

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）によ る 格
納容器冷却操作

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力279kPa[gage]
到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃が し 安全 弁に よ る原 子 炉減 圧の 操 作実 施基 準（ サプ レッ シ ョン・プー ル 水温度 65℃）に到 達す る のは 事象 発生 約 2 時 間後 であ り ，比 較的 緩
やか なパ ラ メー タ変 化で あ るこ とか ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁に よる 原子 炉 減圧 操作 と し て余 裕時 間 を含 めて 1 分 を設 定 して いる 。中 央制 御室 の 制御 盤の 操 作ス イッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作所 要時
間が 長く な る可 能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監
視し てお り，また ，格 納容 器 スプ レイ の 操作 実施 基 準（サ プ レッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達 する のは 事象 発生 約 13 時間 後で あ り， 比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
操作 開始 時 間は 設定 して い ない が，中央 制御 室の 制 御盤 の操 作ス イ ッチ によ る
簡易なものであり，緩やかな圧力上昇に対して操作所要時間は十分に短いため， 操作 所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操作は，解析条件（操 作条 件 を除 く。 ）の不確かさにより操
作開始時間が遅くなる可 能性 が ある が，他の操作との重複もな
いこ とか ら ，他 の操 作に与 える 影 響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析 条件（操 作 条件 を除 く 。） の 不 確 か さ により ，操 作開 始 時間 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

少なくとも原子炉隔
離時冷却系による注
水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避する
こと が可 能 であ り，事象発生から少なくとも 8 時間 程 度の 操作 時
間余裕が確保されている 。な お ，高 圧炉 心
スプレイ系による原子炉注水を継続する
こと も可 能 であ り，この場合には更に余裕があ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分 。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他の 操作 との重複もないことから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（ 常設 ）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 13
時間後に実施するもので あり ，準備 時間 が確保 でき る ため ，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練を取得。訓練
では，格納容器圧
力 279kPa[gage]到
達時に，代替格納容器スプレイ冷却系（ 常設 ）を 実施 ，スプレイ操作は約4 分。想定 し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.2.2-10

格納容器圧
力逃がし装
置等による
格納容器除
熱操 作（ サ プ
レ ッ シ ョン・チェ ン バ側）

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高
使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧
力を 継続 監 視し てお り，格納 容 器ベ ント の操 作実 施 基準（ サ プレ ッ
ショ ン・チェ ンバ 圧力 310kPa[gage]）に 到達 する の は，事 象発 生 の約 28 時間 後 であ り， 比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり，運 転員 は中 央制 御 室に 常駐 して い
るこ とか ら ，要 員配 置が 操 作開 始時 間 に 与え る影 響 はな い。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り，移動 が操 作開 始 時間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり，緩 や
かな 圧力 上 昇に 対し て十 分 に短 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（ 常 設）によ る原 子 炉水 位維 持操 作 を並 列し て実 施する場合があるが，異なる運転員による対応が可能であることから， 他の 並 列操 作が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ によ る
簡易 な操 作 であ り，誤操 作は 起 こり にく いこ とか ら，誤操 作 等が 操
作開 始時 間 に影 響を 及ぼ す 可能 性は 非 常 に小 さい 。
なお，中央 制 御室 での 操 作に 失敗 し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す
るこ とと し てお り，操 作の 信頼 性 を向 上 して いる が ，こ の場 合 ，75
分程 度は 操 作開 始時 間が 遅 れる 可能 性 が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は
解析上の設定とほぼ同等である。仮に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合は，現場操作にて対応する
ため， 75 分 程度 操 作開 始時
間が 遅れ る 可能 性が ある 。
解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不
確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性がある
が，他に並列操作がある場
合でも異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能である
ことから，この他の操作に与え る影 響 はな い。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項目に与える影響はない。仮に中央制
御室での遠隔操作が失敗した場合は，現場操作にて対応す るた め， 75 分 程度 操作
開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器
圧力は 310kPa［gage］ より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は620kPa ［ gage］ で あ り ， 格
納容器の健全性の観点から
は問 題と な らな い。

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント操作は，事象発生の 約 28 時 間 後 に 実 施するものであり，準備時間が確保できるた
め，時間余裕がある。
また，中央制御室での遠隔操作の失敗により，格納容器ベント操
作が遅れる場合，格納
容 器 圧 力 は 310kPa［ gage］ か ら 上 昇 す るが，過圧の観点で厳しい「3．1 雰 囲気 圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，ス
プレイを実施しない場
合，格納容器圧力が310kPa[gage]に 到 達 してから，格納容器限界
圧力 620kPa[gage]に 到
達 す る ま で 11 時 間 程
度の時間余裕があり，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度 で あ る ことから，時間余裕がある。

中 央制 御 室 で の操
作 は， シ ミ ュ レー
タ（模擬操作含む 。） に て 訓 練実
績 を取 得 。 訓 練では ，格 納 容 器 圧力の 上昇 傾 向 を 監視
し ， 310kPa[gage]
到 達時 に ， 格 納容器ベントを実施
し ，操 作 時 間 は約4 分。 想 定 し てい
る 範囲 内 で 意 図して いる 運 転 操 作が実 施可 能 で あ ることを 確認 し た。
ま た， ベ ン ト 実施
時 に遠 隔 操 作 に失敗 した 場 合 は 現場
操 作に て 対 応 するが ，現 場 モ ッ クア
ッ プ等 に よ る 訓練
実 績で は ， 移 動時
間 を 含め 約 64 分
で 操作 を 実 施 できた 。想 定 し て いる
範 囲内 で 意 図 して
い る運 転 操 作 が実施 可能 で あ る ことを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析上の操作開始条件

条件設定の考え方

事 象 発 生 48
時間後程度から

代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯蔵タンクが枯渇しないよう
に設定

目

代替淡水貯
槽へ の補 給添付 2.4.2.2-11

操
作
条
件

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水大型ポン
プへの燃料
補給

事 象 発 生 48
時間後程度から適宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間 程度 あり 十 分な 時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間 程度 あ
り十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代 替淡 水 貯 槽 への補給は所要時間
160 分 の と こ ろ，
訓 練実 績 等 に より
約 120 分 に実 施可
能 なこ と を 確 認した。

−

可 搬型 代 替 注 水大型 ポン プ へ の 燃料
補 給は ， 各 機 器の燃 料が 枯 渇 し ない
時 間間 隔 （ 許 容時
間 ）以 内 で 実 施することとしている 。可 搬 型 代 替注
水 大型 ポ ン プ への燃 料補 給 は ， 許容
時 間 150 分の とこ
ろ ，訓 練 実 績 等によ り約 25 分 であり ，許 容 時 間 内で意 図し て い る 作業
が 実施 可 能 で あること を確 認 した 。

添付資料 2.4.2.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時

間後，定格流量で代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，

代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 格 納
容器スプレイを停止する。
③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給
事 象 発 生 48 時 間 程 度 以 降 か ら ， 淡 水 貯 水 池 の 水 を 代 替 淡 水 貯 槽

へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.4.2.3-1

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発

生 48 時 間 程 度 以 降 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 減 少 は ，崩 壊 熱 に よ る 蒸 散 量 に相当する量であるため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始

積 算 注 水 量 (m３ )

4,300m３ 到 達
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,410m ３ 必 要 と な る 。 代 替 淡 水 貯
槽 及 び 淡 水 貯 水 池 に 合 計 約 9,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水
量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.2.4-2

添付資料 2.4.2.4
7 日間における燃料の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

７日間の
軽油消費
量
約 75 5. 5 kL

軽油貯蔵
タンクの
容量は約
8 00 kL で あ
り，７日間
対応可能

７日間の
軽油消費
量
約 3 6.6 k L

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 2 10 k L で
あり，７日
間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1, 4 40 . 4 L/ h( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h （ 運 転 時 間 ） ×2 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 4 84 . 0 k L
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
77 5 .6 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 3 0 .3 k L
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 4 1 .2 k L
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）＝ 約 36 . 6k L

※１

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

※３

緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置２台で確保することを仮定した。

添付 2.4.2.4-1

添付資料 2.4.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12
負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.4.2.5-1

経過 時間 (ｈ )

2.5

原子炉停止機能喪失

2.5.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスは，
「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋原子炉停止失敗」，②「サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止
失敗」，③「中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」及び④「大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」である。
コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化の発生後，炉心冷却には成功するが，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態が継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，炉心で発生した蒸気が格納容器に流入し格
納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷
より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉停止機能を喪失したことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価としては，原子炉停止機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の原子炉停止機能を用いて原子炉出力を抑制し，原子炉注水機能を用いて原子炉水位を適切に維持することにより炉心損傷の防止を図る。また，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。
2.5-1

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，炉心が著し
い損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として代替制御棒挿入機能による原子炉停止手段又はＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系による原子炉停止手段を整備し，原子炉水位の制御には原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系を用いる。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱手段を整備する。ただし，重要事故シーケンスに対する有効性評価では，保守的に代替制御棒挿入機能には期待しないものとする。対策の概略系統図を第 2.5-1 図に，対応手順の概要を第 2.5-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.5-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 8 名である。初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 4 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名である。必要な要員と作業項目について第 2.5-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉停止機能喪失の確認
運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況にも係らず制御棒が原子炉へ挿入されない場合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
2.5-2

原子炉自動スクラム失敗の確認後，中央制御室からの遠隔操作により手動スクラムボタン及び原子炉モードスイッチ「ＲＵＮ」から「ＳＨＵ
Ｔ

ＤＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施し，操作に失敗したことで，原子炉停止機能喪失と判断する。
主蒸気隔離弁が閉止に伴い原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し，再循環ポンプが全台停止したことで炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。また，対応可能な要員にて制御棒挿入機能の回復操作を実施する。
原子炉停止機能喪失の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等
主蒸気隔離弁の閉止により原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介してサプレッション・プールに流入することで格納容器圧力が上昇し，ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）設定点に到達することで高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始する。また，低圧炉心スプ
レイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）も自動起動し，ミニフロー運転
にて起動待機状態となる。
主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプは停止するが，電動給水ポンプにより原子炉注水は継続されるため，対応可能な要員にて
原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍まで低下させることで原子炉出力を抑制する。また，給水加熱喪失となり給水温度が低下することで，原子炉出力は徐々に上昇する。
その後，復水器ホットウェル水位の低下に伴い，給復水系は全停となるが，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始する。
2.5-3

高圧炉心スプレイ系等の自動起動確認に必要な計装設備は，ドライウ
ェル圧力，高圧炉心スプレイ系系統流量等である。
ｃ．自動減圧系等の作動阻止操作
原子炉が自動減圧されることで低圧の非常用炉心冷却系の原子炉注水により原子炉水位が上昇し正の反応度が印加されることを防止するため，原子炉停止機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により自動減圧系の作動阻止スイッチを用いてこれらの作動を阻止する。
自動減圧系等の作動阻止操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｄ．ほう酸水注入系の起動操作
原子炉停止機能喪失及び再循環ポンプ停止による原子炉出力低下を確認した後，平均出力領域計装指示値が 10%以上で，かつサプレッション・
プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認し，中央制御室からの遠隔操作によりほう酸水注入系の起動操作を実施する。また，中性子束振動の発生を確認した場合にも，ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
ほう酸水注入系の起動操作に必要な計装設備は，平均出力領域計装，
サプレッション・プール水温度等である。
ほう酸水の注入により原子炉出力は徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。
原子炉の未臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装等である。
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介してサプレッション・プー
ルに流入することで，サプレッション・プール水温度は上昇する。この
2.5-4

ため，サプレッション・プール水温度が 32℃に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却運転を開始し，格納容器除熱を開始する。有効性評価においては，事象発生から短時間でサプレッション・プール水温度が 49℃まで上昇するため，手順に従い，ほう酸水注入
系の起動操作を優先して実施する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度，残留熱除去系系
統流量等である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を開始した以降も，原子炉出力が残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水
温度の上昇が継続する。サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した場合は，原子炉隔離時冷却系を停止する。
ｆ．原子炉水位の調整操作
ほう酸水の注入に伴い，原子炉出力が徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。また，原子炉出力の低下に伴い原子炉水位は徐々に上昇するため，
ほう酸水の全量注入完了の確認までは高圧炉心スプレイ系により原子炉
水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。また，
ほう酸水の全量注入完了を確認した後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），起動領域計装等である。
以降，炉心冷却は高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続
2.5-5

的に行い，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により継続的に行う。
ｇ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

2.5.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（反応度印加の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を選定）を起因事象とし，原子炉圧力上昇による反応度印加の観点で厳しくなる「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止機能喪失」である。本事故シーケンス
グループにおける事故シーケンスのうち，ＬＯＣＡを起因事象とする事故
シーケンスは，原子炉冷却材の流出により，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，これらの炉心損傷頻度は非常に小さくなって
おり，また，この場合においても重大事故等対処設備である代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）により原子炉を未臨界とすることが可能である。本事故
シーケンスでは，原子炉水位が高めに維持され，また，炉心入口サブクー
リングが大きくなることで反応度の観点で厳しい条件として，評価上，重大事故等対処設備ではない給復水系が一定期間運転を継続する条件としている。
本重要事故シーケンスでは，炉心における核分裂出力，出力分布変化，
反応度フィードバック効果（ボイド反応度，ドップラ反応度，ボロン反応度），崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，沸騰・ボ
イド率変化，気液熱非平衡，原子炉圧力容器における冷却材流量変化，冷2.5-6

却材放出（臨界流・差圧流），ＥＣＣＳ注水（給水系・代替の注水設備含む），
ほう酸水の拡散，格納容器におけるサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能であるプラント動特性解析コードＲＥＤＹ，単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴ
により中性子束，平均表面熱流束，燃料被覆管温度，炉心流量，原子炉圧力，原子炉水位，サプレッション・プール水温，格納容器圧力等の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.5-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

炉心流量
初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原
子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の観点で厳しい設定となる。このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量を設定した。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するものとする。

(b)

安全機能等の喪失に対する仮定
2.5-7

(c)

1)

原子炉停止機能喪失として原子炉スクラム失敗を仮定する。

2)

手動での原子炉スクラムは実施できないものと仮定する。

3)

代替制御棒挿入機能は保守的に作動しないものとする。
評価対象とする炉心の状態評価対象とする炉心の状態は，平衡炉心のサイクル末期とする。サ

イクル末期の方がサイクル初期に比べてボイド反応度印加割合が大き
く，原子炉出力の観点で厳しくなる。
（添付資料 2.5.1）
(d)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合は，給復水系及び再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，原子炉出力の観点で厳しくなる。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）信号により，再循環ポンプをトリップさせるものとする。また，原子炉出力が 35％以上となり，再循環ポ
ンプが 1 台トリップした場合に作動する選択制御棒挿入については，作動しないものとする。

(b)

逃がし安全弁
原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する高圧炉
心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となる。このため，原子炉圧力が低めに維持される逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて原子炉冷却材
圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，逃が2.5-8

し安全弁（18 弁）は，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
(c)

高圧炉心スプレイ系
ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号により自動起動し， 145〜1,506m ３ ／h，注水圧力：0〜8.30MPa[dif] ※ の流量で原子炉へ注水するものとする。炉心に冷水が大量に注水された方が正の反応度が添加されることからポンプ性能評価に基づく大きめの注水量を設定している。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(d)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h，注水圧力： 1.04〜7.86MPa[dif]の流量で原子炉へ注水するものとする。また，サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時
点で注水を停止する。

(e)

ほう酸水注入系
注入流量 163L／min 及びほう酸濃度 13.4wt％にて注水するものとする。

(f)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量は，熱交換器 1 基あたり約 53MW（サプレッション・プール
水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

自動減圧系等の作動阻止操作は，原子炉停止機能喪失の確認及び自2.5-9動減圧系等の作動阻止操作に要する時間を考慮して，事象発生 4 分後に実施する。
（添付資料 2.5.2）(b)

ほう酸水注入系の起動操作は，自動減圧系等の作動阻止操作の完了
後にほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 6 分後に実施する。

(c)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，状況判断及び操作に要する時間を考慮して，事象発生 17 分
後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける中性子束，平均表面熱流束，炉心流量，
原子炉蒸気流量，給水流量，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量，原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位） ※ ，逃がし安全弁の流量，炉心平均ボイド率，燃料被覆管最高温度発生位置及び沸騰遷移発
生位置の燃料被覆管温度並びに燃料被覆管最高温度発生位置の熱伝達係数
及びクオリティの推移を第 2.5-4 図から第 2.5-18 図に，サプレッション・
プール水温度及び格納容器圧力の推移を第 2.5-19 図に示す。
※：非常用炉心冷却系の起動信号となり運転員が監視に用いる原子炉水位計（広帯域）はシュラウド外水位を測定していることから，シュラウド外水位の評
価結果を示した。

ａ．事象進展主蒸気隔離弁の誤閉止の発生後，原子炉自動スクラム信号が発信するが，原子炉自動スクラムに失敗する。主蒸気隔離弁の閉止により原子炉圧力が上昇し，これによるボイドの減少によって正の反応度が印加され，2.5-10中性子束が増加するとともに平均表面熱流束が上昇し，これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が生じるため，燃料被覆管の温度が一時的に約 872℃まで上昇する。また，約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環ポンプ
が全台トリップする。なお，本評価では保守的に期待していない代替制
御棒挿入機能は，本来この原子炉圧力高信号にて作動する。
主蒸気隔離弁閉止により，タービン駆動給水ポンプはトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動することで，給水系による原子炉注水が継続される。中性子束及び平均表面熱流束は，再循環ポンプトリップによる炉心流量の低下に伴い低下するが，給水加熱喪失により給水温度が低下することで徐々に上昇する。これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が発生し，燃料被覆管温度が一時的に上昇するが，初期のピーク温度（872℃）未満となる。
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁（逃がし弁機能）を介してサプ
レッション・プールに流入するため，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力が上昇し，事象発生の約 57 秒後にドライウェル圧力高信号（13.7kPa[gage]）により高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系等が自動起動する。また，事象発生の約 85 秒にサプレッション・プール水
温度は 49℃に到達し，この後も上昇傾向が継続する。
事象発生から約 131 秒後に復水器ホットウェル水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップすることで原子炉水位が低下し，事象発生から約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系が自動起動する。高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水により炉心冷却は維持される。また，原子炉隔離時冷却系は，サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止するが，高圧炉心スプレイ系により炉心冷却は維持される。
2.5-11

事象発生の 6 分後に手動操作によりほう酸水注入系を起動し，炉心へのほう酸水の注入を開始する。ほう酸水の注入に伴い炉心の反応度が低下し，原子炉水位は徐々に上昇するため，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
事象発生の 17 分後に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
2 系統による格納容器除熱を開始する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.5-10 図に示すとおり，主蒸気隔離弁閉止に伴い原子炉圧力が上昇するため炉内のボイドが急減することで出力が上昇
し沸騰遷移が生じる期間が最も高温となり，再循環ポンプトリップによる出力低下によってリウェットすることで燃料被覆管温度は低下する。
事象発生の約 13 秒後に燃料被覆管最高温度は最高値約 872℃に到達する
が，評価項目である 1,200℃以下となる。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.5-7 図及び第 2.5-17 図に示すとおり，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の作動により，約 8.19MPa[gage]以下に維持される。
このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 圧 力 と の 差 （ 0.3MPa 程 度 ） を 考 慮 し て も ， 約
8.49MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
また，ほう酸水注入系及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動後も，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は徐々に上昇するが，それぞれ約 0.20MPa[gage]，約 115℃以下に抑えられ，
2.5-12

評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び 200℃を下回る。
ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水注入によって中性子束は徐々に低下し，未臨界に至る。この後は高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール冷却を維持することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.5.3）
本評価では「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.5.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失に伴い原子炉は臨界状態が維持され，逃がし安全弁を介したサプレッション・プールへの蒸気の流出が継続するため，ほう酸水注入系により原子炉出力を抑制すること及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により格納容器除熱を実施すること並びに原子炉自動減圧に伴う低圧炉心スプレイ系等による多量の冷水注入による正の反応度印加を防止するため自動減圧系及び過渡時自動減圧系の作動を阻止することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員
等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，自動減圧系等の作動阻止操作，ほう酸水注入系の起動操作及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）による格納容器除熱とする。
2.5-13

(1)解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻を概ね保守的に評価する相関式を採用
するとともに高温領域において輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数を概ね小さく評価する。このため，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして,解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しているため，燃料被覆管温度を高めに評価
2.5-14

する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなりボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間が早くなるため，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・
プール水温度は低くなるが，ほう酸水注入開始後にこれらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻を概ね保守的に評価する相関式を採用
2.5-15

するとともに高温領域において輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数を概ね小さく評価する。このため，
実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
なお，燃料被覆管が高めに評価されることに伴いリウェット時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェットを考慮しない場合を仮定しても，燃料被覆管の最高温度は約 1060℃，燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 2%以下であり，評価項目となるパラメータを満足することを確認している。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しているため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなりボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間が早くなるため，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・
プール水温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.5.4，2.5.5）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
2.5-16

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.5-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は「定格流量の約 86%〜約 104%」であり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁
閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が小さくなることで原子炉出力の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最確条件は限界出力比指標 ※ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW/mに対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の核データ（動的ボイド係数及び動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値の 1.25 倍（動的ボイド係数）及び平衡炉心のサイクル末期の値の 0.9 倍（動的ドップラ係
2.5-17数）に対して，最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，事象進展に応じて変動し得るが，厳しい組合せとした場合においても，事象進展に与える影響が小さいことを確認している。（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部

ＲＥＤＹ）」）
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及びサプレッション・プール水
量は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び原子炉再循環
ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，高圧炉
心スプレイ系等の電源は確保されるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，本解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，
原子炉出力の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
※：限界出力比指標は，実際の運転管理に用いる指標であり，最小限界出力比の運転上の制限値を実際の最小限界出力比で除したものであり，この2.5-18

値が 1 以下であれば最小限界出力比は運転上の制限を下回らない。

（添付資料 2.5.4，2.5.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は「定格流量の約 86%〜約 104%」であり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁
閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が小さくなり原
子炉出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最確条件は限界出力比指標 ※ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW/mに対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。
初期条件の核データ（動的ボイド係数及び動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値の 1.25 倍（動的ボイド係数）及び平衡炉心のサイクル末期の値の 0.9 倍（動的ドップラ係数）に対して，最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなることで，原子炉出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，事象進展に応じて変動し得るが，2.5-19

厳しい組合せとした場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響が小さいことを確認している。（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部
ＲＥＤＹ）」）
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び原子炉再循環
ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合は，電動駆動給水ポンプ及び再循環ポンプが停止することで原子炉出力が低めとなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，本解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，
原子炉出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，反応度の観点で厳しい条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの流量を設定している。また，高圧炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，機器条件の逃がし安全弁は，原子炉圧力が低めに維持されることで高圧炉心ス
プレイ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし弁機能を設定している。高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合，原子炉
水位が低めとなり自然循環力が低下することで炉心流量が低下する。
このため，ＲＥＤＹコードでは実験結果に基づき炉心流量依存の保守
2.5-20的なボロンミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の低下が遅くなり，サプレッション・プール水温度が最大となるタイミ
ングが遅くなるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなることから，サプレッション・プールの最大値は同等となり，中長期的なプラント挙動に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，安全弁機能に期待した場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力の上昇が大きめとなるが，ドップラ効果や原子炉圧力上昇に伴う再循環ポンプトリップの効果により中性子束の最大値は同等となり，事象初期のプラント挙動に与える影響が小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.5.4，2.5.7，2.5.8，2.5.10）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が操作開始時間に与える影響を評価する。また，操作開始時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，解析上の操作開始時間
として事象発生から 4 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さ
く，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 6 分後を設定している。運転員等操作時間に与える
2.5-21

影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，解析上の操作開始時間として事象発生から 17 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因
により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
（添付資料 2.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認
2.5-22

し，その結果を以下に示す。
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作については，解析上，ドライウ
ェル圧力高（13.7kPa[gage]）及び原子炉水位異常低下（レベル１）の設定
点に到達し自動減圧系タイマーが作動するのは事象発生の約 230 秒後であり，この 120 秒後に逃がし安全弁（自動減圧機能）が自動開放する。仮に操作が遅れ自動減圧系が作動した場合でも，原子炉圧力が低圧炉心スプレ
イ系の注水開始圧力に低下するまでに操作を実施することで，原子炉水位上昇による正の反応度印加は防止できるため，これまでの操作時間余裕が確保されている。逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁にて原子炉減圧をする場合について，同操作を実施している「2.1

高圧・低圧注水機能喪失」

を参照すると，減圧開始から約 160 秒で原子炉圧力が約 2MPa まで低下している。よって，合計で事象発生から約 510 秒程度の時間余裕が確保されている。
操作条件のほう酸注入系の起動操作は，仮に操作が遅れた場合，未臨界達成タイミングが遅れることでサプレッション・プール水温度の上昇が大きくなる。本重要事故シーケンスにおけるサプレッション・プールの最高
水温は約 115℃であり，ほう酸水の炉心部への注水が開始される事象発生の 570 秒後における水温上昇率は 2℃／分程度であることから，限界温度200℃に対して十分な時間余裕を有している。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，仮に操作が遅れた場合，格納容器除熱の開始が遅れることで，サプレッション・プール水温の上昇が大きくなる。本重要事故シーケンス
におけるサプレッション・プールの最高水温は約 115℃であり，サプレッ
ション・プール冷却を開始する事象発生の 17 分後における水温上昇率は2℃／分程度であることから，限界温度 200℃に対して十分な時間余裕を有
2.5-23

している。
（添付資料 2.5.4，2.5.9）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.5.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において重大事故等対策に必要な要員は，「 2.5.1(3)「6.2

炉心損傷防止対策」に示す通り 8 名である。

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，必要な水源，
燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇する
2.5-24

ことはなく，7 日間の注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能
である。

2.5.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化時に原子炉停止機能が喪失することで，反応度制御や原子炉水位の維持に失敗し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入手段，安定状態に向けた
2.5-25

対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱手段を整備している。また，重要事故シーケンスに対する有効性評価では使用できないものと仮定したものの，原子炉停止機能のバックアップとして代替制御棒挿入機能，手動での原子炉スクラムの手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止機能喪失」について有効性評
価を行った。
上記の場合においても，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリ
ップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ
イ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注
入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉水位
2.5-26

の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器徐熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シー
ケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対して有効である。

2.5-27

第 2.5-1 表
操作及び確認
原子炉停止機能喪失の確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（1／4）
手順

2.5-28・運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況にも係らず制御棒が原子炉へ挿入されない場合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
・原子炉自動スクラム失敗の確認後，手動ス
クラムボタン及び原子炉モードスイッチを「ＲＵＮ」から「ＳＨＵＴ ＤＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施する。
・手動原子炉スクラム操作にも失敗したことで，原子炉停止機能喪失を判断する。
・原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し再循環ポンプが全台停止したこと
で炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。
・対応可能な要員にて制御棒挿入機能の回復操作を実施する。

常設設備
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

第 2.5-1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（2／4）
手順

2.5-29高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 の 自 動 起 ・ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達し動確認等たことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。
・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動し，ミニフロー運転
にて起動待機状態になったことを確認する。
・主蒸気隔離弁の閉止に伴い，タービン駆動
給水ポンプは停止するが，電動給水ポンプ
により原子炉注水が継続されていることを確認する。
・対応可能な要員にて原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍まで低下させることで原子炉出力を抑制する。
・給水加熱喪失により原子炉出力が徐々に上昇することを確認する。
・その後，復水器ホットウェル水位低下により，給復水系が全停となり，原子炉水位が
原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことで，原子炉隔離時冷却系が自動起動し、原子炉注水を開始したことを確
認する。

常設設備
【高圧炉心スプレ
イ系】【原子炉隔離時冷却系】

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃
料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）【 高圧炉 心スプレイ系 系統 流量】
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流
量】【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.5-1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（3／4）
手順

2.5-30自動減圧系等の作動阻止操作

・原子炉停止機能喪失の確認後，自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉の自動減圧を阻止する。

ほう酸水注入系の起動操作

・原子炉停止機能喪失及び再循環ポンプ停止
による原子炉出力低下を確認した後，原子炉 出 力 が 10％ 以 上 で， か つ サ プ レ ッ シ ョン・プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認する。
・ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
・原子炉が未臨界になったことを確認する。
・中性子束振動の発生を確認した場合にも，ほう酸水注入系の起動操作を実施する。

常設設備
自動減圧系の起動阻止スイッチ

ほう酸水注入系

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃
料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）−
出力領域計装起動領域計装サ プレッ ション・プー ル水 温度

第 2.5-1 表
操作及び確認
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱

2.5-31

原子炉水位の調整操作

使用済燃料プールの冷却操作

原子炉停止機能喪失における重大事故対策について（4／4）
手順

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール冷却を開始する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を開始した以降
も，原子炉出力が残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水
温度の上昇が継続することを確認する。
・サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で，原子炉隔離時冷却系を停止する。
・ほう酸水注入により原子炉出力が徐々に低下することで，原子炉水位は徐々に上昇するため，ほう酸水の全量注入完了を確認するまでは，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）
近傍に維持する。
・ほう酸水の全量注入完了の確認後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

常設設備【残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）】

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
サプ レッ ション・プ ール水温度
【残留熱除去系系統流量】

出力領域計装起動領域計装原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 高圧炉 心スプレイ系 系統 流量】

ほう酸水注入系【高圧炉心スプレ
イ系】

−

−
【

−
】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.181-03 に対する回答

第 2.5-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（1／6）

主要解析条件プラント動特性：ＲＥＤＹ

条件設定の考え方−

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

初期条件

2.5-32

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

炉心流量41,060ｔ／ｈ（85％）

初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，原子炉
出力の観点で厳しい設定となる
このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量を設定

主蒸気流量6,420ｔ／ｈ

定格主蒸気流量を設定

給水温度

燃料及び炉心

通常運転時の原子炉水位を設定

216℃

初期給水温度が低い方が，印加反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移することで，格納容器圧力及び温度並びにサプレッション・プール水温度に対して厳しい設定となる。このため，通常運転時の状態を包含する低めの温
度を設定
初期温度 216℃から主蒸気隔離弁閉止に伴う給水加熱喪失により一次遅れで低下し，電動給水ポンプ停止時点で約 84℃まで低下

９×９燃料（Ａ型）
単一炉心

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定

第 2.5-2 表
項

目

初期条件

核データ
（動的ボイド係数）
核データ（動的ドップラ係数）
格納容器空間体積
サプレッション・プール
水量
サプレッション・プール
水温度2.5-33

事故条件

起因事象
安全機能の喪失に対する仮定外部電源

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

平衡サイクル末期の値の 1.25 倍
炉心に印加される正の反応度が大きくなる保守的な条件を設定
平衡サイクル末期の値の 0.9 倍
9,800m３
3,300m３
32℃
主蒸気隔離弁の誤閉止
原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）
外部電源あり

設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，反応度の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を設定
バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定
給復水系が一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい外部電源ありを設定

第 2.5-2 表
項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3／6）

目

主要解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

2.5-34

原子炉スクラム

主蒸気隔離弁閉

主蒸気隔離弁の閉止時間

3秒

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）ドライウェル圧力高設定点

原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）にて再循環ポンプが 2 台トリップ（遅れ時間 0.2 秒）
13.7kPa[gage]
逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個，354.6t/h/個
7.44MPa[gage]×4 個，357.8t/h/個
7.51MPa[gage]×4 個，361.1t/h/個
7.58MPa[gage]×4 個，364.3t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個，367.6t/h/個逃がし安全弁

条件設定の考え方−
原子炉圧力の上昇が早く，反応度の観点で厳しい条件である
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
設計値を設定設計値を設定原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する
高圧炉心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となる。このため，原子炉圧力が低めに維持される逃がし弁機能を設定。
注入流量は，設計値を設定。
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限における下限値を設定。

ほう酸注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：13.4wt％

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

熱交換器 1 基あたり約 53MW（サプレッション・
設計値を設定プール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）

第 2.5-2 表目

ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
３・注水流量：145〜1,506m ／h
・注水圧力：0〜8.30MPa[dif]条件設定の考え方
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始タイミングが早く，注水流量が大きい方が，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となる。このため，自動起動遅れ時間を 0 秒とし，注水流量はポンプ性能評価に基づ
く大きめの流量特性を設定。
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

流量（m３／h）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止する。
・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始タイミングが早い方が，原子炉水位が高めに維持されることで，反応度の観点で厳しい設定となるため，自動起動遅れ時間を 0 秒と設定
注水特性は，タービン回転数制御により一定流量に制御されることから，設計値を設定
10.0

8.0
原子炉圧 力（MPa[dif]）

2.5-35

重大事故等対策に関連する機器条件

高圧炉心スプレイ系

主要解析条件差 圧（ MPa）

項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（4／6）

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300
流量（m3 /h）

400

500

第 2.5-2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（5／6）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.5-36自動減圧系等の作動阻止操作

事象発生から 4 分後

ほう酸水注入系の起動操作

事象発生から 6 分後（炉心部へのほう酸水注入開始は事象発生から 9 分 30 秒後）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱

事象発生から 17 分後

条件設定の考え方
運転手順に基づき，原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定
運転手順に基づき，自動減圧系等の作動阻止操作後に実施するため，自動減圧系等の作動阻止操作が完了する事象発生の4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して設定
炉心部へのほう酸注入開始は，ほう酸水注入系の起動後，注入配管及び原子炉圧力容器内での輸送遅れを考慮して設定
運転手順に基づき，状況判断及び操作に要する時間を考慮して設定

第 2.5-2 表
項目
解析コード
最小限界出力比（ＭＣＰＲ）

燃料棒最大線出力密度（ＭＬＨＧＲ）
ＢＴ判定（時刻）

2.5-37

ＢＴ後の被覆管表面熱伝達率
リウェット相関式

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

ホットバンドル解析：ＳＣＡＴ−
初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくなることで，被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，９×９燃料（Ａ型）のサイクル初期における保安規定の運転上の制限の下限値を設定
初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

1.24

44.0 kW／m
ＧＥＸＬ相関式−

修正 Dougall-Rohsenow 式−「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準:2003」における相関式２−

ほう酸水注入系タンク
逃が し安 全 弁
※1
耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，ＢＧ
常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油 貯蔵タンク

※4

※1
代替
循環
冷却 系
ポン プ

↑

2.5-38

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプＡ，Ｃ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

※4

サプ レッ シ ョン・プ ール

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ←→

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

※2

→

←

→

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※2

※2 海へ

※3

←

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ
海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.5-1 図

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
並びにＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による原子炉停止段階）コメント No.182-15 に対する回答

ほう酸水注入系タンク

逃が し安 全 弁

※1
原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂ

Ｇ

耐圧 強化
ベン ト系

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

※4

※1

軽油 貯蔵タンク
代替
循環
冷却 系
ポン プ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

2.5-39

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプＡ，Ｃ

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ

←

→
※2

→
→
※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※2 海へ

※2
※3

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←

海常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.5-1 図

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水，ほう酸注入系による原子炉停止並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）

ほう酸水注入系タンク

逃が し安 全 弁

※1
原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂ

Ｇ

耐圧 強化
ベン ト系

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

※4

※1

軽油 貯蔵タンク
代替
循環
冷却 系
ポン プ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

2.5-40

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプＡ，Ｃ

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ

←

→
※2

→
→
※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※2 海へ

※2
※3

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ ン プト リッ プ 機能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←

海常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 2.5-1 図

原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：解 析上 考 慮し ない 操 作：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：重大 事 故等 対応 要 員（現 場 ）の作 業：判 断：運転 員 と重 大事 故 等対 応 要員（ 現 場）の共 同作 業(解 析上 の時 刻)(0秒)

主蒸気隔離弁誤閉止(約2秒)

原子炉圧力 7.39MPa[gage]到達

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
再循環ポンプトリップ機能）による再循環ポンプトリップ ※ １

代替 制御 棒 挿入 機能（ ＡＲ Ｉ）によ る
制御 棒挿 入 ※ ３(約57秒)

格納 容器 圧 力13.7kPa[gage]到 達

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ，逃 が し安 全弁 による 原子 炉 圧力 制御 及 び高 圧 炉心
スプ レイ 系 等の 自動 起 動の 確 認 ※ １ ３

原子炉停止機能喪失の確認 ※ ２ ， ３

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

自動減圧系等の作動阻止操作 ※ ４(約85秒)

サプレッション・プール水温度
49℃到達(約131秒 )復水 器ホ ッ トウ ェル 水 位
低下 によ る 給復 水系 停 止(約153秒 )原子 炉水 位 異常 低下 （ レベ ル ２）到達

原子 炉隔 離 時冷 却系
自動 起動 の 確認
(約6分) ほう酸水注入系の起動操作 ※ ５ ， ６ ， ７(約17分) 残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョ ン・ プー
ル冷 却系 ） によ る格 納 容器 除 熱制御棒挿入機能の回復操作 ※ ８

原子 炉水 位 低下 によ る 原
子炉 出力 抑 制操 作 ※ ９

回復は解析上考慮しない

原子 炉水 位 低下 によ る
原子 炉出 力 抑制 操作 は
解析 上考 慮 しな い

(約28分)

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度
106℃到 達原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 操 作 ※ １ ４

原子炉水位の調整操作 ※ １ ０

原子炉未臨界及びほう酸水注入系の全量注入完了確認 ※ １ １
ほう酸水注入系の停止操作※１ ：再 循 環ポ ンプ ト リッ プ によ る選 択 制御 棒挿 入 には 期待 し ない 。
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持 ※ １ ２

高圧 炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去 系（サプレッション・プール冷却系）による格納 容器除 熱を継続する。また，機能喪失している設備の復 旧に努 め，制御棒の挿入機能を復旧し，制御棒を挿入し ，原子 炉を減圧した後に残留熱除去系を原子炉停止時冷却モ ードとし冷温停止状態とする。

※２ ：代 替 制御 棒挿 入 機能 （ ＡＲ Ｉ），手 動ス クラ ム ボタ ン及 び 原子 炉 モー ドス イ ッチ 切換 え によ るス ク ラム 成 功は 解析 上 考慮 しな い 。
※３ ： 全 制御 棒 が全 挿 入 位置 又 は02ポ ジ ショ ン （ 最大 未 臨界 引 抜 位置 ） まで 挿 入 され た こ とが 確 認で き な い場 合 ，原 子 炉 スク ラ ム 失敗 と 判
断す る。
※４ ： 自 動減 圧 系又 は 過 渡時 自 動減 圧 回 路に よ り 原子 炉 が自 動 減 圧さ れ 低圧 炉 心 スプ レ イ 系等 に より 多 量 の冷 水 が原 子 炉 に注 入 さ れる と ，炉心 に大 き な正 の反 応 度を 印 加す る恐 れ があ るこ と から ，原 子 炉停 止 機能 喪失 を 確認 した 場 合は ，自 動 減圧 系 等の 作動 を 阻止 する 。
※５ ： ほ う酸 水 注入 系 起 動操 作 は， 出 力 領域 計 装 指示 値 が10％ 以 上の 場 合で サ プ レッ シ ョ ン・ プ ール 水 温 度が 49℃に 近 接 して い る と判 断 した時 点で 速 やか に実 施 する 。
※６ ：中 央 制御 室に て ，警 報 ，機 器ラ ン プ表 示， ほ う酸 水貯 蔵 タン ク 水位 計の 指 示等 によ り 確認 する 。
※７ ：ほ う 酸水 注入 系 起動 操 作は ，以 下 によ り， 中 性子 束振 動 が発 生 した と判 断 した 場合 に おい ても 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
又は・ 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
※８ ：制 御 棒挿 入機 能 の回 復 操作 とし て 以下 の操 作 を実 施す る 。
・ 中央 制御 室 での ス クラ ム・ パ イロ ット 弁 継電 器用 ヒ ュー ズ 引き 抜き 操 作・ 現場 での 計 器用 空 気系 の排 気 操作
・現 場で の スク ラム 個 別ス イ ッチ の操 作
・中 央制 御 室か らの 手 動操 作 によ る制 御 棒挿 入・現 場で の 制御 棒駆 動 水圧 系 引抜 配管 ベ ント 系か ら の排 水
※９ ：原 子 炉停 止機 能 喪失 時 は， 運転 手 順に 従い 原 子炉 水位 を 低下 さ せる こと で 原子 炉出 力 を抑 制す る が， 解 析上 考慮 し ない 。
※１ ０： ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 確認 まで は ，原 子炉 水 位を 原 子炉 水位 異 常低 下（ レ ベル １） 設 定点 付 近に 維持 す る。
※１ １：ほう 酸水 注 入系 の 全量 注入 完 了 は注 入開 始 から 約125分 以 内と なる 設 計で ある。全 量注 入を 確 認し た 後に ほう 酸 水 注入 系の 停 止操 作
を実 施す る 。
※１ ２： ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 後は ，原 子 炉水 位を 原 子炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） の 間に 維持 す る。
※１ ３：中央 制御 室 にて，機 器ラ ンプ 表 示，警 報，ポン プ 吐出 圧力 計 指示 等に て 確認 する 。 原子 炉が 高 圧状 態の た め，低 圧炉 心ス プ レイ 系
及び 残留 熱 除去 系（ 低 圧注 水 系） の注 入 弁は 開放 せ ずミ ニフ ロ ー運 転 とな る。
※１ ４： 原 子炉 隔離 時 冷却 系 は， 水源 で ある サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 106℃に 近接 し てい ると 判 断し た 時点 で停 止 する 。
原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 後 は， 高圧 炉 心ス プレ イ 系の 原子 炉 注水 に より 原子 炉 水位 が適 切 に維 持さ れ てい る こと を確 認 する 。

第 2.5-2 図

原子炉停止機能喪失の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

2.5-41

原子炉停止機能喪失

経過時間（分）5

経過時間（時間）
10

15

20

30

40

24

25

備考

事象発生
原子炉自動スクラム信号発信実施箇所・必要要員数

約 57 秒【 】は他作業後移動してきた要員

ドライウェル圧力高(13.7kPa[gage]設定点)到達

約 1.4 分サプレッション・プール水温 49℃到達
操作項目

約 2.2 分操作の内容

復水器ホットウェル水位低下による電動給水ポンプ停止

約 2.6 分原子炉水位異常低下（レベル２）到達
責任者

発電長

１人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)運転員（現場）

約 5.9 分 原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達＋120 秒
6 分 ほう酸水注入系起動
9.5 分 炉心部へのほう酸注入開始

17 分 残留熱除去系（2 系列）による格納容器除熱開始

重大事故等対応要員（現場）

約 28 分 サプレッション・プール水温度 106℃到達

手動スクラムボタン及び原子炉モードス
イッチ切換えによるスクラム成功は解析上考慮しないが，原子炉停止機能喪失の確認の運転員等操作時間（3 分）ではこれらの操作時間も考慮して設定している。

●原子炉自動スクラム失敗の操作
1人
A●手動スクラムボタンによる手動スクラム操作−

3分−●原子炉モードスイッチ「SHUT DOWN」への切替え操作●再循環ポンプトリップの確認●タービン停止の確認

原子炉停止機能喪失の確認及び
状況判断●タービン駆動給水ポンプトリップ及び電動駆動給水ポンプ
自動起動の確認
1人
B−−●電動駆動給水ポンプトリップの確認

10 分●非常用炉心冷却系及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●主蒸気隔離弁の閉止及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）による原子炉圧力制御の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

自動減圧系等の作動阻止操作

【1人】
A

−

−

ほう酸水注入系
の起動操作

【1人】
A

−

−

【1人】
A

−

原子炉水位低下による原子炉出力抑制操作及び制御棒手動挿入機能の回復操作
残留熱除去系による格納容器（サプレッション・プール冷却系）除熱操作原子炉水位調整
操作

【2 人】
A，B
−

【1人】
B

1分

●自動減圧系／過渡時自動減圧回路の作動阻止操作

2分●ほう酸水注入系起動操作

中性子束振動の発生を確認した場合にも実施
ほう酸水全量注入完了までは適宜状態監視し，全量注入完了を確認した後にほう酸水注入系を停止●ほう酸水注入系の注入状態監視−●原子炉水位低下操作による原子出力抑制−−●代替制御棒挿入回路起動●制御棒手動挿入操作●スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引き抜き

原子炉水位調整

2人
C，D

−

●現場移動
●スクラム・パイロット弁空気ヘッダ計器用空気系排気操作

45 分●低圧注水モードからサプレッション・プール冷却モードへの切替え操作（2 系列）−

6分−●サプレッション・プール冷却状況監視

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水監視●原子炉隔離時冷却系の停止操作

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水監視●高圧炉心スプレイ系 流量調整

適宜実施
適宜実施
サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した時点で原子炉隔離時冷却系を停止
適宜実施 ほう酸水全量注入完了までは原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点付近に維持し,全量注入完了後は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

【1人】
B

−

−

2人
A,B

2人
C，D

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施●緊急用海水系の起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系起動操作
必要要員合計

解析上考慮しない
手順上は以下の優先順位で実施①ほう酸水注入系及び残留熱除去系②原子炉水位低下操作による原子炉出力抑制③制御棒挿入機能の回復操作

16 分

0人

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.5-3 図

原子炉停止機能喪失時の作業と所要時間

2.5-42

解析上考慮しない
25 時間までに実施する

コメント No.181-04 に対する回答
主蒸 気隔離 弁閉止 によ る圧力上 昇 で ボ イ ド が急減すること伴う出力上昇（中性子束最大値 560％）
1.中性子束（％）
2.平均表面熱流速（％）
3.炉心流量（％）
炉心流量減少に伴うボイド急増により出力低下
電動給水ポンプの停止に伴う原子炉水位の低下により炉心流量及び中性子束（原子炉出力）が低下

ＡＴＷ Ｓ 緩和 設備（代替 再循環 ポン プ
トリッ プ 機能 ）の作動に より炉 心流 量は減少し，自然循環状態に移行

事故後の時間(s)
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響で出力が変動

第 2.5-4 図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

原子炉圧力の変 動に伴 い開 放す る
逃がし安全弁（ 逃がし 弁機 能） の数が変動するこ とで蒸 気流 量も 変動する

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

主蒸気隔離弁閉止による蒸気流量の急減

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う給水流量の変動

主蒸気隔離弁閉止によりタービン駆動給水ポ
ンプはトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水が継続

第 2.5-5 図

事故後の時間(s)

復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップ

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）2.5-43

1. 原子炉隔離時冷却系（％）
2. 高圧炉心スプレイ系（％）※

格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(s)第 2.5-6 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）

最大値：8.19MPa［gage］

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）
3. 逃がし安全弁流量（％）

出力低下により発生蒸気が減少し，圧力も低下

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉により圧力が変動

主蒸気隔離弁
閉止により圧力上昇

タービン駆動給水
ポンプトリップにより水位減少※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

タービン駆動給水ポンプトリップによるボイド発生により一時的に水位上昇

主復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップし，水位低下

事故後の時間(s)第 2.5-7 図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁の流量の推移（短期）2.5-44

1. 炉心平均ボイド率（％）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響でボイド率が変動

事故後の時間(s)第 2.5-8 図

炉心平均ボイド率の推移（短期）2.5-45

1400

1200

主蒸気隔離弁の閉止に伴う出力上昇による沸騰遷移に
より燃料被覆管の最高温度は上昇し，代替再循環ポンプ
トリップによる出力低下によってリウェットすること
で燃料被覆管の最高温度は低下する

燃
燃料被覆管温度

料

1000

被
覆

800

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5-9 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1. 燃料被覆管温度（第 1 スペーサ）（℃）
2. 燃料被覆管温度（第 2 スペーサ）（℃）
3. 燃料被覆管温度（第 3 スペーサ）（℃）
4. 燃料被覆管温度（第 4 スペーサ）（℃）

第 1 スペ ー サ

第 2 スペ ー サ

燃料被覆 管温度

燃料被覆管の最高温度：約 872℃
第 3 スペ ー サ

第 4 スペ ー サ

第 5 スペ ー サ※(℃)
第 6 スペ ー サ

第 7 スペ ー サ

ス ペ ー サ 位 置 と ノ ー ドの関係（● が各 ノ ード を示 す。）

事故後の時間(s)第 2.5-10 図※第 5 ス ペ ーサ 位置 で は
沸騰 遷移 は 発生 していな い。

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）※ 燃料被覆管については，外面より内面の方が高い温度となるものの，今回の評価が燃料の著しい損傷の有無（重大事故防止）を確認していることに鑑み，燃料が露出し燃料温度が上昇した場合に，酸化の有無によって破損が先行すると考えられる燃料被覆管表面で，最高温度を評価している。

2.5-46

1.0E+07

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0E+06
熱伝達係数（W/(m２・K））

熱伝達係数

1.0E+05

1.0E+04(W/(m2・K))
1.0E+03
主蒸 気隔離 弁の閉止に 伴 う 出 力 上 昇 に よ る 沸 騰
遷移 により 熱伝達係数 は 低 下 し ， 代 替 再 循 環 ポ
ンプ トリッ プによる出 力 低 下 に よ っ て リ ウ ェ ットすることで熱伝達係数は上昇する

1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00
0

100

200

300

事 事故後の時間(s)故 後 の 時 間（ｓ）

第 2.5-11 図

熱伝達係数（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1.2
1.
1. クオリティ（燃料被覆管の最高温度の発生位置）
クオリティ（第 4 スペーサ）
2. 限界クオリティ
電動駆動給水ポンプトリ ップに よる 原子炉水位低下後，逃がし安全弁 （逃が し弁 機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0

クオリティ
(-)

0.8

0.6

2

0.4

1

0.2

0.0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5-12 図クオリティ（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）2.5-47主蒸気隔離弁閉止により原子炉圧力上昇してボイドが急減すること伴い出力が上昇し，再循環ポンプトリップにより炉心流量が低下してボイドが急増することで出力が低下

1. 中性子束（％）

主蒸 気隔離 弁 の 閉 止 に よ る 給 水 加 熱喪失によって出力が上昇

電動給水ポンプの停止に伴う原子炉水位の低下に
より出力低下

ほう酸水注入系によるほう酸
水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

事故後の時間(m)

第 2.5-13 図

中性子束の推移（長期）1. 炉心流量（％）

原子 炉水 位に 応じ た自 然 循環
力の変動に伴う流量の増減

事故後の時間(m)

第 2.5-14 図

炉心流量の推移（長期）2.5-48

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開放により蒸気流量が増加

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉により蒸気流量が変動タービン駆動給水ポンプのトリップによる給水流量の減少
電動駆動給水ポンプの起動による給水流量の増加
電動駆動給水ポンプのトリップにより給水流量が減少 ※事故後の時間(m)

第 2.5-15 図※：復水器ホットウェル水位低低信号を受けて停止する。実機でも数秒の時間遅れしかないことを踏まえ，今回の評価では，低圧
復水ポンプ，高圧復水ポンプ及び電動給水ポンプの停止を同時刻としている。

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）※

サプレッション・プール水温上昇により原子炉隔離時冷却系停止
格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(m)

第 2.5-16 図

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維
持操作※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移

2.5-49主蒸気隔離弁閉止による圧力の低下

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による蒸気流量の変動

事故後の時間(m)

第 2.5-17 図

原子炉圧力及び原子炉水位の推移（長期）蒸気流量の増加による
原子炉水位の低下

1. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

非常用炉心冷却系の起動による原子炉水位回復

給水の停止による原子炉水位の低下

サプレッション・プール水温上昇
により原子炉隔離時冷却系停止

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維持操作
ほう酸 水注入 系の 反応度 抑制
効果に伴う原子炉水位の回復

事故後の時間(m)

第 2.5-18 図

原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）2.5-50逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開放によるサプレッション・プー
ルへの蒸気流出により，サプレッ
ション・プール水温度及び格納容
器圧力が上昇1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

最大値：約 115℃

電動駆動給水ポンプの停止に伴い原子炉水位が低下し，蒸気流量が減少することで，サプレッション・プール水
温度及び格納容器圧力の上昇が緩和

ほう 酸水 の注 入に よ り
出力 が低 下し ，蒸 気 流
量が 減少 する こと に よりサ プレ ッシ ョン ・ プ
ール 水温 度及 び格 納 容
器圧力が低下

最大値：約 0.20MPa［gage］

事故後の時間(m)

第 2.5-19 図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）2.5-51

添付資料 2.5.1
プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

原子炉圧力の上昇等によって炉心のボイド率が低下した場合，動的ボイド係数の絶対値が大きいほど，炉心に印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の増加量が大きくなる。よって，プラント動特性評価では，動的ボイド係数が重要なパラメータとなる。
動 的 ボ イ ド 係 数 は ，減 速 材 ボ イ ド 係 数 を 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）で除した値であり，一般にサイクル末期の方が絶対値が大きい。サイクル初期とサイクル末期の遅発中性子発生割合（β値）を第 1 表に，今回の評価におけるボイド率の推移を第 1 図に，減速材ボイド係数を
第 2 図に，動的ボイド係数を第 3 図に示す。今回の評価ではボイド率
が 40％ か ら 60％ 程 度 で 推 移 す る こ と か ら ，第 3 図 に 示 す と お り ，動 的ボイド係数はサイクル末期の方が絶対値が大きくなり，ボイド効果に
より炉心に印加される正の反応度が大きくなる。
よって，プラント動特性評価における評価対象炉心として平衡炉心のサイクル末期を選定した。

添付 2.5.1-1

第 1表

サ イ ク ル 初 期 と サ イ ク ル 末 期 の 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）遅発中性子発生割合（β値）

平衡炉心サイクル初期

平衡炉心サイクル末期

0. 00 6 0

0 .0 05 3

1. 炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s )第 1図ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移

添付 2.5.1-2

添付 2.5.1-3
第2図

減速材ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心） 第 3 図

動的ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心）

添付資料 2.5.2
コ メ ン ト No.163-47,48,51,274-05 に 対 す る 回 答

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

1.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
自動減圧系は，中小破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心スプレイ系等の機能が十分に発揮されずに原子炉水位を維持することができない場合に自動作動し，原子炉を減圧することで低圧炉心スプレイ系等による 原 子 炉 注 水 を う な が し ，原 子 炉 水 位 を 維 持 す る た め の 系 統 で あ る 。
自 動 減 圧 系 は ， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa［ gage］） 信 号 及 び 原子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル １ ）信 号 に よ り 自 動 作 動 信 号 が 発 信 さ れ ，
120 秒 の 時 間 遅 れ の 後 ，低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 又 は 低 圧 注 水 系 ポ
ンプの吐出圧力が確立している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 弁を開放する。
原子炉停止機能喪失時に自動減圧系により原子炉が自動減圧し，これに伴い低圧炉心スプレイ系等により炉心に大量の低温水が注入されると，ボイド効果等により炉心に正の反応度が投入されることで，急激な原子炉出力上昇をもたらすこととなる。
このため，運転手順において原子炉停止機能喪失時には自動減圧系の作動を阻止することを明確にしており，また，作動阻止用の操作スイッチを設けている。

2.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 で は ， 事 象 発 生 の 約 230 秒 後 に
自動減圧系のタイマーが作動し，作動阻止操作をしない場合には，
こ の 120 秒 後 に 逃 が し 安 全 弁 が 開 放 す る 。 こ の た め ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止操作に要する時間を考慮
添付 2.5.2-1

して，事象発生の 4 分後に自動減圧系等の作動阻止操作を実施する
こ と と し て い る 。こ れ は 事 象 発 生 か ら 10 分 以 内 の 操 作 で あ り ，他 の事 象 で 見 込 ん で い る 事 象 発 生 か ら の 10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 考 慮 し ていない。原子炉停止機能喪失を確認した場合は，その時点で原子炉停止機能喪失時の反応度制御操作に移行することを手順書で明確に定めるとともに，中央制御室に操作スイッチを設置し，継続的な訓練 を 実 施 し て い る こ と か ら ， 10 分 以 内 の 操 作 で あ っ て も 運 転 員 に よる対応は可能である。また，他の事故シーケンスグループと同様に
10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 条 件 と し て 評 価 に 組 み 込 む と ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失時の炉心損傷防止の手順に沿った有効性評価を行うことができない。
以 上 に よ り ， 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 に お い て は ， 10 分の状況判断時間を考慮するのではなく，原子炉停止機能喪失の確認及び操作に要する時間に余裕時間を考慮して，事象発生の 4 分後に自動減圧系の自動起動阻止操作が完了する操作条件を設定している。
なお，訓練実績によると原子炉停止機能喪失の確認から自動減圧系の自動起動阻止操作の完了まで 2 分で実施可能である。

添付 2.5.2-2

添付資料 2.5.3
安定状態について（原子炉停止機能喪失）

原子炉停止機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水注入により中性子束は徐々に低下
し未臨界が達成され，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続すること
で炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 17 分 後 か ら 残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除熱を実施する。原子炉出力が維持されている期間は，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は緩やかに上昇を継続するが，ほう酸水注入系により
未 臨 界 が 達 成 さ れ る と 低 下 傾 向 と な り ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 ると と も に ， 逃 が し 安 全 弁 の 機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126℃ を 上 回 る こ と は な
く，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。制御棒挿入機能の復旧後は，制御棒を挿入することで，ほう酸水による未臨界維持に代わる未臨界の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.5.3-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（1／2）

重要 現象
核分 裂出 力解析モデル
核特性モデル
反応度モデル（ボイド・ドップラ）

反応度フィード
バッ ク効 果沸騰・ボ イド率変化

冷却材流量変化（自 然循 環流量）

崩壊熱モデル

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
反応 度 モデ ル（ ボ ロン ） の不 確か さ は， ほう 酸 水注 入開 始 後の 挙動に 影 響を 与え る もの で あり ，ほ う 酸水 注入 開 始後 にサ プ レッ ション ・ プー ル水 温 度を 起 点と する 運 転員 等操 作 はな いこ と から ，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は ，サ プ
レッ ショ ン・プー ル水 温 度が 7℃上 昇 し，格納 容器 圧 力が 0.04MPa
上昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析に
おけ るサ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度の 最大 値は 115℃ ，格 納 容器
圧力 の最 大 値は 0.20MPa[gage]で あり ，評 価項 目に 対 して 十分 な余裕があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有 効性 評 価に 係る シビ ア アク シデ ン ト 解析 コー ド につ いて（ 第 3部 REDY））
崩 壊 熱 曲 線 を 初 期 状 態 に お い て ＋ 1％ ／ 2％ と し た 場 合 で も 評 価項目となるパラメータに影響を与えないことを感度解析により確認している。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシ
デン ト解 析 コー ドに つい て （第 3 部 REDY））
ボイド率補正率を補正無しとした場合には，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している 。
ボイド率補正率を最大補正二次関数とした場合には，サプレッション・プ ール 水温 度が 2℃ 上昇 し，格 納容 器圧 力が 0.01MPa 上 昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析における
サプ レッ シ ョン・プ ール 水温 度 の最 大値 は 115℃，格納 容器 圧 力の最大 値は 0.20MPa[gage]で あ り，評 価 項目 に対 して 十 分な 余裕 があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部
REDY））
再 循 環 ポ ン プ 慣 性 時 定 数 を ＋ 10％ ／ − 10％ と し た 場 合 に は ， 評 価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを感度解析にて確認している。（重大事故等対策の有効性 評価 に 係る シビ アア ク シデ ント 解 析 コー ドに つ いて （第 3 部
REDY））
自然 循環 状 態は，シュ ラ ウド 内外 の 位置 ヘッ ド差（マ スバ ラン ス）が支配的であり，炉内ボイドによる摩擦圧損等の炉心流量への影
響は小さいこと及び実機試験での挙動を概ね再現できることを確認していることから，事象進展に与える影響は小さく，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。

非常 用炉 心 冷 却 系 の 性 能 評 価 に お い て 使 用 が 認められてい る崩 壊熱 曲線 に 対し て ，1 秒 後 の時 点
で＋0.8％／ −0.1％ の不 確 かさ を有 す る

原子 炉 停止 機能 喪 失に よ り高 出力 状 態が 維持 さ れる こと か ら， 崩壊熱 モ デル の不 確 かさ に より 事象 進 展に 与え る 影響 は小 さ く， 運
転員 操作 時 間等 に与 える 影 響は 小さ い 。

炉心 ボイ ド マ ッ プ 確 認 試 験 に よ り ， 炉 心 ボ イ ド
モデ ルに お い て 使 用 す る ボ イ ド 率 補 正 率 に 対 して，以下の 不確 かさ を有 す る
補正無し／ 最大 補正 二次 関 数

炉心 ボ イド モデ ル 等の 影 響は ，原 子 炉出 力変 化 に影 響を 及 ぼし ，
燃料 被 覆管 温度 ， サプ レ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度や 水位 変 化に 影
響す る と考 えら れ る。 し かし なが ら ，そ の影 響 は小 さく ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。

再循環ポン プ慣 性時 定数：＋10％ ／ −10％

再循 環 ポン プ慣 性 時定 数 の影 響は ， 再循 環ポ ン プト リッ プ 時の 炉心流 量 ，原 子炉 出 力変 化 に影 響す る が， 事象 発 生初 期の 短 時間 の影響 で あり ，事 象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ， 運転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は 小さ い。

モデルの仮 定に 含ま れる

自然 循環 状 態は ，シ ュラ ウ ド内 外の 位 置 ヘッ ド差（ マス バラ ンス ）が支 配 的で あり ， 炉内 ボ イド によ る 摩擦 圧損 等 の炉 心流 量 への 影
響は 小 さい こと 及 び実 機 試験 での 挙 動を 概ね 再 現で きる こ とを 確認し て いる こと か ら， 事 象進 展に 与 える 影響 は 小さ く， 運 転員 等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

炉心ボイドモデ
ル

再循環モデル

再循環モデル

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

添付資料 2.5.4

原子炉圧力容器

冷却材流量変化（コーストダウン特 性）

反応 度フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 の 不 確 か さ に 含 ま れる
動的ボイド 係数 ：〜動的ドップ ラ係 数：〜
高温停止に 必要 なボ ロン 反 応度 ：−3％Δk

反応度モデル（ボロン）

炉心

添付 2.5.4-1

崩壊 熱

不確 かさ

第 1−1 表
分類

重要 現象

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（2／2）
解析モデル

不確 かさ
逃がし弁流 量： ＋16.6％

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）逃がし安全弁モデル

給水エンタ ルピ
(1)給水温度（ 主蒸 気流 量零 で ）：−60kJ／ kg（ −14℃）(2)遅れ時間 ：＋ 50 秒

原子炉圧力容器

添付 2.5.4-2

高圧炉心注 水系 流量：実力値 （137％ ）ＥＣ ＣＳ 注水（給水系・代 替注水含む）

給水系モデルサプレッシ ョン ・プ ール 水 の初 期エ ン タ ルピ
：設計仕 様 の常 用温 度下 限（− 104kJ／ kg（−
25℃））

保守的な混 合特 性を 設定

格納容器

ほう 酸水 の拡散

ほう酸水拡散モデル

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

格納容器モデル

保守的モデ ルに 含ま れる

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

逃が し 安全 弁流 量 が大 き くな った 場 合， 原子 炉 水位 の低 下 やサ プ
レッ ショ ン・プ ール 水温 度 の上 昇が 早 くな るこ とが 考 えら れる が，
感度 解 析結 果よ り 評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 与え る影 響 が小 さいこ と を確 認し て いる 。 また ，実 機 試験 での 挙 動を 概ね 再 現で きるこ とを 確 認し てい るこ と から ，事 象 進展 に与 える 影 響は 小さ く，
運転 員 等操 作時 間 に与 え る影 響は 小 さい 。（ 重 大事 故等 対 策の 有
効性 評価 に 係る シビ アア ク シデ ント 解 析 コー ドに つ いて （ 第 3 部
ＲＥ ＤＹ ） ）給水 エ ンタ ルピ が 低下 し た場 合に は ，炉 心入 口 サブ クー ル が低 下
する こ とで 原子 炉 出力 が 上昇 し， ま た， 給水 エ ンタ ルピ の 低下 が遅れ た 場合 には ， 炉心 入 口サ ブク ー ルの 低下 が 遅く なる こ とで 原子炉 出 力の 上昇 が 遅く な るこ とが 考 えら れる が ，感 度解 析 結果 により 評 価項 目と な るパ ラ メー タ対 す る余 裕が 大 きく なる か 又は その影 響 が小 さい こ とを 確 認し てい る 。ま た， 解 析コ ード は 実機 試
験デ ー タと 比較 し 給水 エ ンタ ルピ を 多少 小さ め に評 価し ， 全体 的に良 く 一致 する こ とを 確 認し てい る こと から ， 事象 進展 に 与え る
影響 は 小さ く， 運 転員 等 操作 時間 に 与え る影 響 は小 さい 。 （重 大事故 等 対策 の有 効 性評 価 に係 るシ ビ アア クシ デ ント 解析 コ ード につい て（ 第 3 部 Ｒ ＥＤ Ｙ） ）高圧 炉 心ス プレ イ 系の 流 量が 増加 し た場 合， 原 子炉 水位 が 高め に維持 され る こと で，原子 炉 出力 は高 め とな るこ とが 考 えら れる が，
感度 解 析結 果に よ り評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影 響が 小
さい こ とを 確認 し てい る 。ま た， 原 子炉 へ注 水 する 場合 の 影響 として は ，Ｅ ＣＣ Ｓ 注水 も 給水 系に よ る注 水も 同 等と 考え ら れ， 解析コ ー ドは ，給 水 ポン プ がト リッ プ した 場合 や 給水 流量 が 増減 した場 合 の実 機試 験 の挙 動 を良 く模 擬 でき るこ と を確 認し て いる ことか ら ，事 象進 展 に与 え る影 響は 小 さく ，運 転 員等 操作 時 間に 与える 影 響は 小さ い 。（ 重 大事 故等 対 策の 有効 性 評価 に係 る シビ ア
アク シデ ン ト解 析コ ード に つい て（ 第 3 部 Ｒ Ｅ ＤＹ ））サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水の 初期 エ ンタ ルピ が 低下 した 場 合， サ
プレ ッ ショ ン・ プ ール 水 源を 用い て ＥＣ ＣＳ 注 水を 実施 す る際 の炉心 入 口サ ブク ー ルが 低 下す るこ と で原 子炉 出 力が 上昇 す るこ とが考 え られ るが ， 感度 解 析結 果に よ り評 価項 目 とな るパ ラ メー タ
対す る 余裕 が大 き くな る か又 は影 響 がな いこ と を確 認し て おり ，事象 進 展に 与え る 影響 は 小さ く， 運 転員 等操 作 時間 に与 え る影 響は小 さ い。 （重 大 事故 等 対策 の有 効 性評 価に 係 るシ ビア ア クシ デ
ント 解析 コ ード につ いて （第 3 部 ＲＥ Ｄ Ｙ） ）解析 コ ード は保 守 的な 混 合特 性を 用 いる ため ， 実際 の炉 心 内に お
ける ほ う酸 水の 拡 散は 早 くな り， ボ ロン 反応 度 の印 加が 早 くな る
こと で 未臨 界達 成 の時 間 が早 くな り ，格 納容 器 圧力 及び サ プレ ッ
ショ ン ・プ ール 水 温度 の 上昇 は抑 制 され る。 こ のた め， 実 際の 格
納容 器 圧力 及び サ プレ ッ ショ ン・ プ ール 水温 度 は低 くな る が， ほう酸 水 注入 開始 後 にこ れ らの パラ メ ータ を起 点 とす る運 転 員等 操
作は ない こ とか ら， 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 はな い。

逃 が し 弁 流 量 を ＋ 16.6％ と し た 場 合 に は ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを感度解析にて確認している。（重大事故等対策の有効性評価に係るシ
ビア アク シ デン ト解 析コ ー ドに つい て （ 第 3 部 REDY））

解析 コ ード は， 単 純な 計 算で 保守 性 を確 保し て いる ため ， 不確 かさ要 因と し ては 考慮 しな い 。

解析コードは，単純な計算で保守性を確保しているため，不確かさ要 因と し ては 考慮 しな い 。

給 水 エ ン タ ル ピ に つ い て 給 水 温 度 を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） ， 遅 れ
時間 を＋ 50 秒 とし た場 合 には ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している。また，
給 水 温 度 の み を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） と し た 場 合 に は ， 燃 料 被 覆
管温 度が 10℃ 上昇 する こ とを 感度 解 析に より 確認 し てい る。 有効性評 価解 析 にお ける 燃料 被 覆管 温度 の 最 大値は 872℃で あ り，評 価
項目に対して十分な余裕があることから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コ ード に つい て（ 第 3 部 REDY） ）高圧 炉心 注 水系 流量 を 137％ とし た場 合に は，サプ レッ ショ ン・プ
ール 水温 度が 4℃ 上昇 し，格納 容器 圧 力が 0.03MPa 上 昇す る こと を感度解析により確認している。有効性評価解析におけるサプレッ
ショ ン・プー ル水 温 度の 最大 値は 115℃，格納 容器 圧 力の 最大 値は0.20MPa[gage]で あ り，評 価項 目に 対 して 十分 な余 裕 があ るこ とから，その影響は非常に小さい。（重大事故等対策の有効性評価に係る シビ ア アク シデ ント 解 析コ ード に つ いて （第 3 部 REDY））

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 の 初 期 エ ン タ ル ピ を − 104kJ ／ kg （ −25℃ ）と し た場 合に は， サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 水 温度が 18℃ 低
下し ，格 納 容器 圧力 が 0.06MPa 低 下 する こと を感 度 解析 によ り確認しているため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 3 部 REDY） ）解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界達成の時間が早くなり，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇は抑制される。このため，実際の格
納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は低くなり，評価
項目 とな る パラ メー タに 対 する 余裕 は 大 きく なる 。

第 1−2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び（ＳＣＡＴ）

評価項目となるパラメータに与える影響

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

出力 分布 変化

出力分布モデル

解析コード は 保 守 的 に 中 央 ピ ー ク に 基 づ く 軸 方 向 出
力分布を設 定 す る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評価する。

解 析コ ー ド は， 保 守 的 に中 央 ピ ーク に 基 づ く軸 方 向 出力 分 布を 設定 す る ため ， 燃 料 被覆 管 温 度を 高 め に 評価 す る 。こ の た
め ，実 際 の 燃料 被 覆 管 温度 は 低 くな る が ， 燃料 被 覆 管温 度 を起 点と す る 運転 員 等 操 作は な い こと か ら ， 運転 員 等 操作 時 間に与 える 影 響は ない 。
解 析コ ー ド は， 燃 料 ペ レッ ト と 燃料 被 覆 管 間の ギ ャ ップ 熱 伝
達 係数 を 高 めに 設 定 す るこ と で ，原 子 炉 出 力が 上 昇 する 時 の
表 面熱 流 束 に対 す る 熱 伝達 遅 れ を小 さ く し ，主 蒸 気 隔離 弁 閉
止 によ っ て 原子 炉 出 力 が急 増 す る状 態 で は ，燃 料 被 覆管 温 度
を 高め に 評 価す る 。 こ のた め ， 実際 の 燃 料 被覆 管 温 度は 低 く
な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 起 点 とす る 運 転 員等 操 作 はな い ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。

解析コードは，保守的に中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対す
る余 裕は 大 きく なる 。

解 析コ ー ド は， 燃 料 棒 表面 熱 伝 達及 び リ ウ ェッ ト 時 刻を お お
む ね保 守 的 に評 価 す る 相関 式 を 採用 す る と とも に ， 高温 領 域
においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，燃 料 棒 表面 の 熱 伝 達係 数 を おお む ね 小 さく 評 価 する 。 この ため ， 実 際の 燃 料 棒 表面 で の 熱伝 達 は 大 きめ と な り， 燃 料
被 覆管 温 度 は低 め と な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 起 点 とす る 運
転 員等 操 作 はな い こ と から ， 運 転員 等 操 作 時間 に 与 える 影 響
はな い。

解析コードは，燃料棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなること から ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に 対す る余 裕 は大 きく なる 。
なお，燃料被覆管温度が高めに評価されることに伴いリウェット
時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェッ
トを考慮しない場合を想定した感度解析を実施し，この場合でも評価項目となるパラメータは評価項目を満足することを確認している 。
（添 付資 料 2.5.5）
解析 コー ド は， 沸騰 遷移 が 生じ 易い 条 件 とし て， SLMCPR を 基準 に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，
燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管
温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大き
くな る。

燃料棒内温度変化

炉心添付 2.5.4-3

燃料棒表面熱伝
達

沸騰 遷移

気液 熱非 平衡熱伝導モデル，燃料 ペ レ ット -被 覆管ギャップ熱伝達モデル

熱伝達モデル
リウェットモデル

沸騰遷移評価モ
デル

熱伝達モデル
リウェットモデル

解析コード は ， 燃 料 ペ レ ッ ト と 燃 料 被 覆 管 間 の ギ ャ
ップ熱伝達 係 数 を 高 め に 設 定 す る こ と で ， 原 子 炉 出
力が上昇す る 時 の 表 面 熱 流 束 に 対 す る 熱 伝 達 遅 れ が小さくなる 。 こ の た め ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に よ っ て
原子炉出力 が 急 増 す る 状 態 で は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 す る 。 ま た ， 給 水 加 熱 喪 失 に よ っ て 原 子
炉出力が準 静 的 に 増 加 す る 状 態 で は ， 表 面 熱 流 速 に対する熱伝 達 遅 れ の 燃 料 被 覆 管 温 度 へ の 影 響 は 大 き
くないと考 えら れる 。
解析コード は 燃 料 棒 表 面 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的 に評価する相 関式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採 用したことに 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で 重
要な熱伝達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る ため，燃料棒 表 面 の 熱 伝 達 係 数 を お お む ね 小 さ く 評 価
し，燃料被 覆管 温度 を高 め に評 価す る 。
解析コード は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 依 存 す る リ ウ ェ ット相関式（ 相 関 式 ２ ） を 使 用 し ， 上 述 の と お り 被 覆
管温度を高 め に 評 価 す る こ と か ら ， リ ウ ェ ッ ト 時 刻を遅めに評 価し ，燃料 被覆 管 温度 を高 め に評 価す る。

解析コード は 沸 騰 遷 移 が 生 じ 易 い 条 件 と し て ， Ｓ Ｌ
ＭＣＰＲを 基 準 に 沸 騰 遷 移 の 発 生 及 び 沸 騰 遷 移 位 置を判定する よ う 設 定 し て い る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度をおおむね 高め に評 価す る 。

解析コード は 沸 騰 遷 移 後 の 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的に評価する 相関 式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採用したこと に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で重要な熱伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る
ため，冷却 材 温 度 を 飽 和 温 度 と し て 熱 伝 達 を 取 り 扱った場合で も 燃 料 被 覆 管 温 度 は お お む ね 高 め に 評 価される。よ っ て ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 対 す る 気 液 熱 非平衡の不確 かさ の影 響は ，修正 Dougall-Rohsenow 式の保守性に 含ま れる 。

解析 コー ド は，沸 騰 遷移 が生 じ易 い 条件 とし て，SLMCPR を 基
準 に沸 騰 遷 移の 発 生 及 び沸 騰 遷 移位 置 を 判 定す る よ う設 定 して いる た め ，燃 料 被 覆 管温 度 を 高め に 評 価 する 。 こ のた め ，実 際の 燃 料 被覆 管 温 度 は低 く な るが ， 燃 料 被覆 管 温 度を 起 点と する 運 転 員等 操 作 は ない こ と から ， 運 転 員等 操 作 時間 に 与える 影響 は ない 。
解 析コ ー ド は沸 騰 遷 移 後の 燃 料 棒表 面 熱 伝 達を お お むね 保 守
的に 評価 す る相 関式（修 正 Dougall-Rohsenow 式 ）を 採用 す ると とも に ， 高温 領 域 に おい て も 輻射 熱 伝 達 に期 待 し ない 評 価と して い る こと か ら ， 気液 熱 非 平衡 の 不 確 かさ の 影 響は ， 修
正 Dougall-Rohsenow 式 の保 守性 に 含ま れ ，燃 料被 覆管 温度 を
お おむ ね 高 く評 価 す る 。こ の た め， 実 際 の 燃料 被 覆 管温 度 は
低 くな る が ，燃 料 被 覆 管温 度 を 起点 と す る 運転 員 等 操作 は な
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析コードは，燃料ペレットと燃料被覆管間のギャップ熱伝達係数を高めに設定することで，原子炉出力が上昇する時の表面熱流束に対する熱伝達遅れを小さくし，主蒸気隔離弁閉止によって原
子炉 出力 が 急増 する 状態 で は，燃 料被 覆 管温 度を 高 めに 評価 する 。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

解析コードは沸騰遷移後の燃料棒表面熱伝達をおおむね保守的に評価 する 相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採 用す る とと もに ，
高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，気 液 熱非 平衡 の不 確 かさ の影 響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性に含まれ，燃料被覆管温度をおおむね高く評価する。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜
約 6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

添付 2.5.4-4

初期条件

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量41,060t／h（定格流量の85％流量）

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

主蒸 気流量6,420t／h

約 6,398t／h〜
約 6,466t／h

初期 炉心 流 量が 小さ いほ ど，初期 のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大き
くな り，原 子 炉出 力の 観 点で 厳し い
設定 とな るこの ため，保 安規 定の 運 転範 囲に おける原子炉定格出力時の下限流量を設 定
定格 主蒸 気 流量 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 が 緩 和 さ れ る。
最 確 条 件 と し た 場 合 の運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目とな る パ ラ メ ー タ に 与 える 影 響 は ， 最 大 線 出 力 密 度 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間に与え る影 響 は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 自動 減 圧 系 の 作 動 信 号 の 一 つ で ある
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （レ ベ ル １ ） ま で の 原 子 炉 水 位 の低
下量は 4700 ㎜で あ るの に対 して ，ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 40 ㎜ であ り 非常 に小 さい 。し た が って ，事 象進 展に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影響
は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小さい。

最確 条件 と した 場合 には 最 大線 出力 密 度 が緩 和さ れ る。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は，最大 線 出力 密度 にて 説 明する。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事故 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から自動減圧系の作動信号の一つである原子炉
水位異常低下（レベル１）までの原子炉水位の低下量は4700 ㎜で あ る の に対 し て ， ゆら ぎ に よ る 水 位低 下 量 は約40 ㎜ で あり 非 常 に 小さ い 。 し たが っ て ， 事 象進 展 に 及ぼす影 響は 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
はな い。
最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 主 蒸 気 は 遮 断さ れ る た め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響
は小 さく ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事故 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，主蒸 気が 遮 断さ れる た め，事象 進 展に 及ぼ す影 響 は小さく ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 与 え る影 響は な い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

給水 温度

燃料 及び 炉心216℃

約 217〜219℃

９×９燃(Ａ型)
単一炉心

装荷 炉心 ご と

44.0kW/m

約 33〜 41kW/m（実 績値 ）

1.24

限界 出力 比 指標 ※0.98 以 下（実 績値 ）
※ 実際の運転管理
上は ，最 小限 界 出力比の運転制限値を
最小限界出力比で除した限界出力比
指標で管理を行ってお り， こ の値 が 1以下であれば限界
出力比の制限値を超過 して い ない

初期条件

添付 2.5.4-5

燃料 棒最大線出 力密度

最小 限界 出力比

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

初期 給水 温 度が 低い 方が ，印 加反 応
度が大きくなり原子炉出力が高めに推 移す る こと で，格 納 容器 圧力 及び温 度並 び にサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水温度に対して厳しい設定となる。この ため ，通 常運 転 時の 状態 を包含 する 低 めの 温度 を設 定
初 期 温 度 216℃ か ら 主 蒸 気 隔 離 弁
閉止に伴う給水加熱喪失により一次遅 れで 低 下し，電動 給 水ポ ンプ 停
止時 点で 約 84℃ま で 低下
９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であり，その違いの影響は修正
Dougall-Rohsenow 式 及 び 相 関 式 ２の保守性に概ね包含されることから，代表 的に ９×９燃 料(Ａ型 )を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小さい。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )又 は ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し くは こ れ ら の 混 在 炉 心 と なる場 合 が あ る が ， 両 型 式の 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同 等 であり ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
（ 重 大 事 故 等 対 策 の 有効 性 評 価 に 係 る シ ビ ア ア ク シ デン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 4 部 SCAT） ）初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定 とな る。この た め，保安 規定 の運転上の制限における上限値を設
定
初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくな
るこ とで，被 覆管 温度 に 対し て厳 しい設 定と な る。この ため ，９ ×９ 燃料（ Ａ型）の サイ クル 初 期に おけ る
保安規定の運転上の制限の下限値
を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩 和 される が ， 燃 料 被 覆 管 温 度を 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 は ないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)又 は ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し く は こ れ ら の 混 在 炉 心 と な る 場
合が ある が ，両 型式 の熱 水 力的 な特 性 は ほぼ 同等 で あり ，ともに炉心動特性及びポストＢＴ挙動の評価特性に主に由来 する 安 全余 裕に 概ね 包 含さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 有意 と な らな い。
（重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデン
ト解 析コ ー ドに つい て（ 第 4 部 SCAT） ）最確 条件 と した 場合 ，燃 料 被覆 管温 度 上昇 が緩 和さ れ るこ
とか ら，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく
なる 。

最確 条件

最 確 条 件 と し た 場 合 ，沸 騰 遷 移 の 発 生 が 遅 れ る こ と で燃料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が緩 和 さ れ る が ， 燃 料 被 覆 管 温 度を
起 点 と す る 運 転 員 等 操作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等 操作
時間 に与 え る影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 ，沸 騰 遷移 の発 生 が遅 れる こと で 燃料
被覆 管温 度 の上 昇が 緩和 さ れる こと か ら，評価 項目 と なる
パラ メー タ に対 する 余裕 は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

核デ ータ
（動 的ボ イ ド係数）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心に印加される正の反応度が大きく なる 保 守的 な条 件を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小さい。
な お ， 解 析 コ ー ド の 不確 か さ 等 を 考 慮 し て い る 保 守 因子の 大 き さ は ， 事 象 進 展に 応 じ て 変 動 し 得 る が ， 厳 し い組
合 せ と し た 場 合 に お いて も ， 事 象 進 展 に 与 え る 影 響 が小さ い こ と を 確 認 し て いる 。 （ 重 大 事 故 等 対 策 の 有 効 性評
価 に 係 る シ ビ ア ア ク シデ ン ト 解 析 コ ー ド に つ い て （第 3部 REDY））
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 は 低 め に 推移
す る が ， 解 析 上 格 納 容器 圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等 操作
はな いこ と から ，運転 員 等操 作時 間に 与 え る影 響は な い。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。
なお ，解 析コ ー ドの 不確 か さ等 を考 慮 して いる 保守 因 子の大き さは ，事 象 進展 に応 じ て変 動し 得 る が，厳し い組 合 せとし た場 合 にお いて も，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える影 響が 小 さい こと を確 認 して いる 。（重 大事 故等 対 策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第 3 部 REDY） ）最確 条件

平衡炉心サイクル末期の値×1.25−

核デ ータ（動 的ド ッ プラ係数）

平衡炉心サイクル末期の値×0.9

初期条件

添付 2.5.4-6

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器 体積

9,800m ３

9,800m ３（設 計値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水量3,300m ３

約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 値 を設 定

設計 値を 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水量の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 水 温 よ り も 低 く なる
た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 水 温 度 は 低 め に 推 移 するが ， 解 析 上 サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 温 度 を 起 点 と する
運 転 員 等 操 作 は な い こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は な い。
ま た ， 非 常 用 炉 心 冷 却系 の 原 子 炉 注 水 に よ る 反 応 度 印加の 観 点 で は ， 注 水 水 温が 低 い 方 が 高 い 反 応 度 が 印 加 される が ， 注 水 水 温 を 低 くし た 場 合 に お い て も ， プ ラ ン ト挙動への影響が小さいことを感度解析により確認している。
（添 付資 料 2.5.6）

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定
サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 量 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる
ため，サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ル水 温度 は低 めに 推移 し，サプレ ッシ ョ ン・プー ルで の 圧力 抑制 効 果が 高ま り格 納 容器
圧力 の上 昇 は緩 和さ れる 。この ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。
また ，非 常用 炉 心冷 却系 の 原子 炉注 水 によ る反 応度 印 加の観点では，注水水温が低い方が高い反応度が印加されるが，注水 水温 を 低く した 場 合に おい て も評 価項 目と な るパ
ラメータに与える影響が小さいことを感度解析により確認し てい る 。
（添 付資 料 2.5.6）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

主蒸気隔離弁の誤閉止−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能
（ARI）

−

外部 電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-7

外部電源あり−主蒸 気隔 離弁閉止

閉止時間：3 秒

閉止 時間 ：
3 秒〜4.5 秒（設 計値 ）ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉圧力高信号（7.39MPa[gage]）(遅れ時間：0.2 秒)

原子 炉圧 力 高信 号
（7.39MPa[gage]）(遅れ 時 間： 0.2 秒 )（設 計値 ）

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

給復水系及び原子炉再循環ポンプ
が一 定期 間 運転 を継 続す る こと で，反応度の観点で厳しい外部電源ありを 設定

外 部 電 源 が な い 場 合 でも ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ーゼ
ル 発 電 機 等 か ら 自 動 的に 受 電 さ れ ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系
等 の 電 源 は 確 保 さ れ るた め ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 える
影響 はな い 。

原子 炉圧 力 の上 昇が 早く ，反 応度 の観点で厳しい条件である保安規定の運転上の制限における下限値を設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小さ
い。

外部 電源 が ない 場合 には ，電動 給水 ポ ンプ 及び 原子 炉 再循
環ポ ンプ が 停止 する こと で ，原 子炉 出 力が 低め とな る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くなる。
（添 付資 料 2.5.8）
最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
与 え る 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない。

運転時の異常な過渡変化の中で原
子炉 圧力 の 上昇 が大 きく ，反 応度 の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を 設定
バックアップを含めた全ての制御
棒挿 入機 能 の喪 失を 設定

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 与える 影響 は なく ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
はな い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

逃が し安 全弁

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

原子炉圧力が低めに維持される方 が ，原 子炉 圧力 に 依存 する
高圧炉心スプレイ系の注水流量が 大き く なり ，原 子 炉水 位が高め に維 持 され るこ とで ，反応度の 観点 で 厳し い設 定と な る。
この ため ，原子 炉圧 力 が低 めに維持される逃がし弁機能を設
定安全弁機能に期待する場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉
圧力の上昇が大きめとなり，また高圧炉心スプレイ系の注水流 量が 小 さめ とな るこ と で原 子炉 水 位 が低 めと な る。
主蒸気隔離弁閉止時の圧力上昇が大きくなった場合でも，ドップラ効果や原子炉圧力上昇に伴う再循環ポンプトリッ
プの効果により中性子束の最大値は同等となり，事象初期のプラント挙動に与える影響が小さいことを感度解析により確認していることから，運転員等操作時間に与える影響
は小 さい 。
また，高圧炉心スプレイ系の注水流量が低下し原子炉水位が低めとなった場合，自然循環力が低下することで炉心流量が 低下 し ，ボロ ンミ キ シン グ効 率が 低 下す る。こ の ため，
ＲＥＤＹコードにおいて実験結果に基づき保守的なボロン
ミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の低下が遅くなり，サプレッション・プール水温度が最大となるタイミングが遅くなるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなることから，サプレッション・プールの最大値は同等となり，中長期的なプラント挙動に与える影響が小さいことを感度解析により確認していることから，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
（添 付資 料 2.5.10）
高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとし原子炉水位が低めとなった場合，自然循環力が低下することで炉心流量が低下し，ボロンミキシング効率が低下する。このため，
ＲＥＤＹコードにおいて実験結果に基づき保守的なボロン
ミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の低下が遅くなり，サプレッション・プール水温度が最大となるタイミングが遅くなるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなることから，サプレッション・プールの最大値は同等となり，中長期的なプラント挙動に与える影響が小さいことを感度解析により確認していることから，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
（添 付資 料 2.5.10）

安全 弁機 能 に期 待す る場 合 ，主 蒸 気隔 離 弁閉 止時 の 原子 炉
圧力 の上 昇 が大 きめ とな り ，ま た 高圧 炉 心ス プレ イ 系の 注
水流 量が 小 さめ とな るこ と で原 子炉 水 位 が低 めと な る。
主蒸 気隔 離 弁閉 止時 の圧 力 上昇 が大 き く なっ た場 合 でも ，
ドップラ効果や原子炉圧力上昇に伴う再循環ポンプトリ
ップ の効 果 によ り中 性子 束 の最 大値 は 同 等と なり ，事象 初期のプラント挙動に与える影響が小さいことを感度解析によ り確 認 して いる こと か ら，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに与 える 影 響は 小さ い。
また ，高圧 炉心 スプ レ イ系 の注 水 流量 が 低下 し原 子 炉水 位が低 めと な った 場合 ，自然 循環 力 が低 下 する こと で 炉心 流量が 低下 し，ボ ロン ミキ シ ング 効率 が 低下 する 。こ のた め，
ＲＥＤＹコードにおいて実験結果に基づき保守的なボロ
ンミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の 低下 が 遅く なり， サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル水 温 度が 最大と なる タ イミ ング が遅 く なる が ，炉 心 流量 の低 下 に伴 い
中性 子束 も 低め とな るこ と から， サ プレ ッシ ョン ・プ ールの最 大値 は 同等 とな り ，中 長期 的 なプ ラ ント 挙動 に 与え る
影響が小さいことを感度解析により確認していることから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。
（添 付資 料 2.5.10）
高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとし原子炉水位が低 めと な った 場合 ，自然 循環 力 が低 下 する こと で 炉心 流量が 低下 し，ボ ロン ミキ シ ング 効率 が 低下 する 。こ のた め，
ＲＥＤＹコードにおいて実験結果に基づき保守的なボロ
ンミキシング効率を設定していることと相まって中性子束の 低下 が 遅く なり， サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル水 温 度が 最大と なる タ イミ ング が遅 く なる が ，炉 心 流量 の低 下 に伴 い
中性 子束 も 低め とな るこ と から， サ プレ ッシ ョン ・プ ールの最 大値 は 同等 とな り ，中 長期 的 なプ ラ ント 挙動 に 与え る
影響が小さいことを感度解析により確認していることから， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 は小 さ い。
（添 付資 料 2.5.10）

逃がし弁機能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6t／h／個

逃がし弁 機 能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6t／h／個

ドライウェル圧力高（ 13.7kPa[gage] ） にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
145〜1,506m ３ ／h
・注水圧力：
0〜8.30MPa[dif]ドライウェル圧力高（ 13.7kPa[gage] ） にて自動起 動（遅れ時 間 ：17 秒 ）・注水流 量 ：375〜 1,419m ３ ／h 以
上・注水圧 力 ：0〜7.65MPa[dif]重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-8

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

高圧 炉心
スプ レイ系

原子炉注水開始タイミングが早く ，注 水 流量 が大 きい 方 が，
原子炉水位が高めに維持されるこ とで ，反応 度の 観 点で 厳しい設 定と な る。この た め，自動起動 遅れ 時 間を 0 秒 とし ，注水
流量はポンプ性能評価に基づく大 きめ の 流量 特性 を設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-9

解析条件

最確 条件

原子 炉隔 離時
冷却 系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa〜7.86[gage]

原子炉水位異常低下（レベル ２）に て自 動
起動
（遅れ時 間 ：30 秒 ）・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa〜7.86[gage]

ほう 酸水 注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：
13.4wt％

注入流量 ：
163L／min（ 設計 値 ）ほう酸水 濃 度：
13.4wt％ 以 上

熱交換器 1 基あたり
約 53MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）熱交換器 1 基あ たり
約 53MW（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 27.2℃ にお いて）
（設計値 ）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

原子炉注水開始タイミングが早い 方が ，原子 炉水 位 が高 めに維持 され る こと で，反 応度 の観点で 厳し い 設定 とな るた め ，自動起 動遅 れ 時間を 0 秒と 設 定
注水 特性 は ，タ ービ ン 回転 数制
御により一定流量に制御されるこ とか ら ，設 計値 を設 定
注入 流量 は ，設 計値 を設 定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限における下限値を設定
設計 値を 設 定

最確 条件 と した 場合 には ，印加 反応 度 が 小さ くな る こと で，
原子炉出力の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響は小 さく ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなることで，原 子 炉出 力の 上昇 が 緩和 され る こと から， 評 価項 目となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最確条件とした場合には，負の反応度印加が早くなり，原子炉出力の低下が早くなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が緩和されるが，解析上これらのパラメータを起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える 影響 は ない 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に差異は なく ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，負 の反 応 度印 加が 早く な り，原子炉出力の低下が早くなることで格納容器への熱負荷が軽減 し， 格納 容器 圧力 及 び温 度並 び にサ プレ ッシ ョ ン・プ
ール 水温 度 の上 昇が 緩和 さ れる こと か ら ，評 価 項目 とな る
パラ メー タ に対 する 余裕 は 大き くな る 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展に 差
異はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.5.4-10

自動減圧系
等の作動阻
止操 作

事象発生から
4 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失の確認及
び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因

【認 知】
事故時には重要監視事項である原子炉スクラムの成否を最初に確認することから 認知 に 大幅 な遅 れが 生 じる こと は 考 えに くい 。さら に ，運転 員の 認 知を 助ける ため に 原子 炉自 動ス ク ラム 警報 が 発 信し，全 制御 棒全 挿 入ラ ンプ は 消灯 したま まと な る。こ の 事象 初期 の状 況 判断 に 余裕 時間 を 含め 3 分 を想 定し て いる。
また ，自動 減圧 系 等の タイ マ ーが 作動 し た場 合は ，タイ マ ー作 動を 知 らせ る警報が 発報 す る。以 上に より ，認 知遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
自動 減圧 系 等の 作動 阻止 操 作と して 余 裕 時間 も含 め 1 分 を想 定し て いる 。中 央
制御 室の 制 御盤 の操 作ス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，操 作所 要時 間 が長 くなる 可能 性 は非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，自動 減 圧系 の作 動 阻止 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 運転 員 にて 優先 順位 に基 づ き分 担し て操 作 を実 施す ること とし て いる こと から ， 他の 並列 操 作 は操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

解析 上，原 子炉 水位 異常低 下（ レ ベル １）設定点に到達し自動減圧系タイマーが作動するのは事象発生の約 230 秒 後 であ り，この 120 秒 後 に逃 がし 安
全弁 が自 動 開放 する 。
仮に操作が遅れ自動
減圧系が作動した場
合で も，原 子炉 圧力 が低圧炉心スプレイ系の注水開始圧力に低下するまでに操作を実施 する こ とで ，原 子
炉水位上昇による正の反応度印加は防止できるためこれまでの時間余裕を有している 。逃 が し安 全 弁 7
弁にて原子炉減圧をする 場合 に つい て，同操作を実施している「2.1 高 圧 ・低 圧注 水
機能 喪失 」を参 照す ると，減圧開始から約
160 秒で 原 子炉 圧力 が
約 2MPa ま で低 下し ている 。
以上 によ り ，合 計で 事
象発 生か ら約 510 秒 程
度の時間余裕が確保され てい る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知及び自動減圧系等の作動阻止操作まで
4 分としていると
ころ，訓練実績は
約 2 分。 想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認 した 。

操作条件

添付 2.5.4-11

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析上の操作開始時間

条件設定の考え方

操作 不確 か さ要 因

事象発生から
6 分後

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失を確認し，
自動減圧系等の作動阻止操作を実施した後にサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 近 接 し た場合に実施する。
有効性評価解析では約 1.4 分でサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 到 達 す る
ため，自動減圧系等の作動阻止操作完了後に操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
自動 減圧 系 等の 作動 阻止 操 作の 完了 後 に 一連 の操 作 とし て実 施す る ため ，認 知に大 幅な 遅 れが 生じ るこ と は考 えに く い 。さら に ，運 転員 の 認知 を助 け るた めに，サ プ レッ ショ ン・プー ル水 温 度上 昇 に伴 い複 数 の警 報が 発信 す る。以 上 に
より ，認 知 遅れ が操 作開 始 時間 に影 響 を 及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 2 分を 設定 して い る。中央 制
御室 の制 御 盤の 操作 スイ ッ チに よる 簡 易 な操 作で あ り，操 作 所要 時間 が 長く なる可 能性 は 非常 に低 く，操作 所 要時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，ほう 酸 水注 入系 の 起動 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 運転 員 にて 優先 順位 に基 づ き分 担し て操 作 を実 施す ること とし て いる こと から ， 他の 並列 操 作 は操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ
い。

目

ほう酸水注
入系の起動
操作

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

ほう酸水注入系の起動操 作が 遅 れた 場合 ，未臨界達成タイミン
グが 遅れ る こと で，サプレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度の上昇が大きくな る。本 重要 事故 シーケンスにおけるサ
プレ ッシ ョ ン・プー ルの最高水温は，約
115 ℃ で あ り ， ほ う 酸
水の炉心部への注入が開始される事象発
生の 570 秒 後に おけ る
水 温 上 昇 率 は 2℃/ 分
程度 であ る こと から ，
限界 温 度 200℃ に対 して十分な操作時間余
裕を 有し て いる 。
（添 付資 料 2.5.9）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知，
自動減圧系等の作
動阻止操作及びほう酸水注入系の起
動操 作ま で 6 分 としているところ，訓練 実績 は 約 3 分。
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析上の操作開始時間目

添付 2.5.4-12

残 留熱 除 去系（ サプ レ ッショ ン・ プ ール
冷 却系 ） による 格納 容 器除熱操 作

事象発生から
17 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱
操作は，サプレッション・プール水
温 度 が 32 ℃ 以 上となった場合に実施するが，有効性評価解析では初期条件として
サ プ レ ッ シ ョン・プール水温度
を 32 ℃ に 設 定 している。
このため，事象初期の状況判断後，操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
原子 炉停 止 機能 喪失 時に は 重要 監視 パ ラ メー タと な るサ プレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度を継続監視しているため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。さ ら に，運 転員 の 認知 を助 け るた め にサ プレ ッ ショ ン・プ ー ル水 温度 上 昇によ る複 数 の警 報が 発信 す る 。以 上に よ り ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に影 響を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱系 に よる 格納 容器 除 熱操 作と し て 余裕 時間 も 含め 6 分 を設 定 して いる 。
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，操 作所 要 時間 が長く なる 可 能性 は非 常に 低 く，操作 所要 時間 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，残留 熱 除去 系（ サプ レッ シ ョン・プ ール 冷却 系）によ る 格納 容器
除熱 操作 は これ らの 操作 に 優先 して 実 施 する もの で ある 。また ，複数 の 運転 員
にて 優先 順 位に 基づ き分 担 して 操作 を 実 施す るこ と とし てい るこ と から ，他 の並列 操作 は 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

残留 熱除 去 系（ サプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却系）によ る 格納 容器 除熱操 作が 遅 れた 場合 ，
サプ レッ シ ョン・プ ー
ル水温度の上昇が大きく なる 。本重 要事 故シーケンスにおける
サプ レッ シ ョン・プ ー
ルの最高水温は約
115 ℃ で あ り ， 格 納 容器除熱操作を開始する事 象発 生 の 17 分 後における水温上昇率
は 2℃/ 分 程 度 で あ ることから，限界温度
200℃ に 対 し て 十 分 な
操作時間余裕を有してい る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）による格納容器除熱操作の時間は 約 6 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

添付資料 2.5.5
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

1.

リウェットの考慮と燃料被覆管温度への影響
原子炉停止機能喪失の有効性評価においては，主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇や，給水加熱喪失に伴う給水系の炉心入口
サブクール度上昇による反応度印加に伴い原子炉出力が上昇し，燃料被覆管表面で沸騰遷移（ドライアウト）が発生することで燃料被覆管温度が上昇する。ドライアウトの発生により上昇した燃料被覆
管温度は再び水に覆われた状態となる（リウェット）ことで急減に低下する。よって，燃料被覆管の最高温度は，このリウェットを判定するモデルの影響を大きく受けることとなる。
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 で は ， リ ウ ェ ッ ト 判 定 に 「 BWRに お け る 過 渡 的 な 沸 騰 遷 移 後 の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 :2003」（ 2003 年
6 月 ，日 本 原 子 力 学 会 ）に お け る 相 関 式 ２ を 用 い て い る 。相 関 式 ２ によるリウェット判定は燃料被覆管温度に依存し，解析コードは燃料
被覆管温度を高めに評価することから，相関式２によるリウェット
判定時刻も遅くなる傾向となり，燃料被覆管温度評価の観点では保守的な評価となる。一方で，相関式２によるリウェット時刻の予測が及ぼす影響を確認しておくことは重要と考えられることから，ここではリウェットを考慮しない条件での燃料被覆管温度を評価し，その最高温度を確認した。

2.

評価条件
リウェットを考慮しないものとし，その他の条件については，有効 性 評 価 の 解 析 ケ ー ス （ 以 下 「 ベ ー ス ケ ー ス 」 と い う 。） と 同 じ で あ
添付 2.5.5-1

る。

3.

評価結果
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度の評価結果を第 1

図にベースケースの評価結果を第 2 図に示す。また，リウェットを考慮しない場合とベースケースとを比較した評価結果を第 1 表に，
燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度及び燃料被覆
管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
を第 3 図及び第 4 図に示す。
リウェットを考慮しない場合，燃料被覆管表面でドライアウトが発生した後，燃料被覆管温度はリウェットによる低下がなく高い状態を継続する。その後，復水器ホットウェルの水位低下による給水系の停止に伴い原子炉水位が低下し，原子炉出力が抑制されること
で燃料被覆管温度は低下傾向となる。
燃料被覆管の最高温度及び酸化量は，リウェットを考慮しないことによってベースケースに比べて高い値となるが，評価項目である
1,200℃ 及 び 酸 化 反 応 が 著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15％ を 下 回 る 。
以上の結果より，リウェットを考慮しない場合について，原子炉停止機能喪失の重大事故等防止対策の有効性を評価しても評価項目を満足することを確認した。よって，リウェットモデルの精度に係らず，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において評価項目を満足することを確認した。

添付 2.5.5-2

添付資料 2.5.5
第 1表

リウェット考慮の有無による評価項目パラメータへの影響

項目

感度解析
(リウェット考慮無)

ベースケース(相関式２)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 1,060℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

約 2％以下

1％以下

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下

添付 2.5.5-3

燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度の推移（リウェットを考慮しない場合）

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ ベ ー ス ケ ー ス （ 相 関 式 ２ ））添付 2.5.5-4

添付資料 2.5.5

感度解析 では 相関式 ２によ るリ ウェット
判定をし ない ため膜 沸騰状 態が 継続して
い る が ，燃 料 集 合 体 内 の 流 量 等 の 変 動 に 伴い被覆管温度が低下する。

事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度のベー
スケースとリウェットを考慮しない場合の比較
3000
1.
2.

熱流束

熱流束（kW/m２）

ベースケース（第4スペーサ）
リウェットなし感度解析（第4スペーサ）

2000(KW／ m２ )

1

1000

2

2

1
0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 4図

事 故 後 の 時 間（ｓ）

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
添付 2.5.5-5

添付資料 2.5.6
原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

1.

はじめに
今回の評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の

水源はサプレッション・プールとしている。
一方，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源としては，復水貯蔵タンクに切り替えることも可能であり，復水貯蔵タン
ク の 水 温 は サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 と 比 較 し て 低 い こ と か ら ，
反応度の観点では厳しい条件となる。
このため，原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タン
ク と し ， か つ ， 水 温 を 復 水 貯 蔵 タ ン ク 水 温 低 警 報 設 定 点 で あ る 10℃と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ，事 象 進 展 に 与 え る 影 響 を 確 認 し た 。

2.

評価条件
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タ

ン ク と し ， 復 水 貯 蔵 タ ン ク の 水 温 を 10℃ と す る 。 そ の 他 の 条 件 は ベースケースの解析条件と同様とする。

3.

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを

第 1 表に示す。炉心に注入する水の温度が低くなるため，ベースケ
ースに比べて炉心入口のサブクールが高くなり，出力が高めに推移する。
ベースケースに比べて出力が高めに推移するため，サプレッショ
添付 2.5.6-1

ン・プールへの蒸気の流入量が多くなるが，サプレッション・プー
ルを水源として使用しないため，サプレッション・プールの水量が多く維持される。このため，サプレッション・プール水温度の上昇が抑制されるものと考えるが，ベースケースの場合との差は僅かで
ある。

4.

まとめ
原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，高圧炉心ス

プレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンク，水温を10 ℃ と し た 場 合 に つ い て 評 価 し た 結 果 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タの最大値はベースケースとほぼ同じであり，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

水源及び水温の差異による評価項目への影響

評価項目

感度解析
(復水貯蔵タンク
水温 10℃)

ベースケース(サプレッション・
プール)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 872℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

1％以下

1％以下

原子炉冷却材バウン
ダリにかかる圧力

約 8.42MPa[gage]

約 8.42MPa[gage]

約 0.18MPa[gage]

約 0.20MPa[gage]

約 110℃

約 115℃

格納容器バウンダリにかかる圧力格納容器バウンダリの温度

添付 2.5.6-2

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高使用圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）
を下回る
200℃を下回る

1400

燃料被覆管温度

1.
2.

1200

燃
料

1000
1

被
覆

管)
(℃

第1ピーク(14ノード)
第2ピーク(17ノード)

800

2

2
1

600

温

2

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.6-3

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.6-4

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2 .原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.6-5

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.6-6

添付資料 2.5.7
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する
水源温度の影響1.

はじめに
今回の評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の

水源はサプレッション・プールとしている。
今回のベースケース解析ケースでは，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止するため，原子炉で発生した蒸気が流入することでサプ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 は 上 昇 し ，事 象 発 生 か ら 約 8 分 程 度 で 77℃ ，
28 分 程 度 で 106℃ を 上 回 り ，最 高 で 約 115℃ ま で 上 昇 す る 。こ の た め ，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系について，この温度領域での運転継続性について以下に述べる。

2.

高圧炉心スプレイ系の運転継続性に関する検討
高圧炉心スプレイ系は，サプレッション・プール水温度の上昇に伴うポンプのキャビテーションが想定されるものの，サプレッショ
ン・チャンバ内が飽和蒸気圧条件となることから，ＮＰＳＨの観点では運転継続性に問題ないものと考える。
また，高圧炉心スプレイ系には，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系を用いたポンプメカニカルシール冷却装置及び高圧炉
心スプレイ系ポンプ室空調が設置されており，配管及びポンプの内部 流 体 温 度（ サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 ）が 最 大 115℃ に な っ た
場合でも運転継続性に問題はない。

添付 2.5.7-1

3.

原子炉隔離時冷却系の運転継続性に関する検討(1)

原子炉隔離時冷却系の運転継続性
事象発生から約 8 分程度でサプレッション・プールの水温度が原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 最 高 使 用 温 度 で あ る 77℃ を 超 え る が ， サ プ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 106℃ ま で の 運 転 継 続 可 能 性 を 確 認 し ている。
仮 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 77℃
到達時に停止した場合の影響について感度解析により確認した。
(2)

評価条件
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 77℃ 到 達 時 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系が停止するものとする。その他の条件はベースケースの解析条
件と同様とする。
(3)

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを第 1 表に示す。燃料被覆管最高温度は，原子炉隔離時冷却系が自動起動する前の第 1 ピークにて発生していることから影響はない。また，ベースケースと比べて原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が停止するタイミングが早くなることで，原子炉水位の低下に伴う自然循環による炉心流量の低下も早まる。解析上は炉心流量に依存するボロンミキシング特性について保守的な特性を使用しているため，炉心流量の低下が早まることで未臨界達成タイ
ミングが遅くなり，その分サプレッション・プール水温度及び格
納容器圧力の最大値は高くなるが，ベースケースとの差は僅かである。

添付 2.5.7-2

4.

まとめ
高圧炉心スプレイ系はサプレッション・プール水温度が上昇した

場合でも運転継続性に問題ないことを確認した。また，サプレッシ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 77℃ に 到 達 し た 時 点 で 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が停止した場合の感度解析を実施した結果，評価項目となるパラメー
タに大きな影響はなく，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

原子炉隔離時冷却系の有無による評価項目パラメータへの影響
項目

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析
ベースケース
(S/P 水温度 77℃ (S/P 水温度
にて停止)
106℃にて停止)
約 872
約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.42

約 8.42

約 0.26

約 0.20

約 124

約 115

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温(℃))

添付 2.5.7-3

評価項目
1200℃以下
酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）
を下回る

1400

燃料被覆管温度

燃
料

1.
2.

1200

1000

被
覆

管
(℃ )
温

第1ピーク（14ノード）
第2ピーク（17ノード）

1
800

2
1

2

600
2

度
400
（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故
後後
のの時
事故
時 間（ｓ）間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.7-4

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.7-5

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2. 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.7-6

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.7-7

添付資料 2.5.8
外部電源の有無による評価結果への影響

1.

はじめに
今回の評価では，外部電源は喪失しない条件としており，給水系

や原子炉再循環ポンプはインターロックにより停止するまで運転を継続する。ここでは，外部電源が喪失した場合を仮定し，外部電源の有無が評価結果に与える影響を確認した。

2.

評価条件
外部電源はないものとする。その他の条件はベースケース解析と同様とする。

3.

評価結果
評 価 結 果 を 第 1 図 か ら 第 14 図 に 示 す 。ま た ，評 価 結 果 の ま と め を

第 1 表に示す。
事象発生と同時に外部電源が喪失するため，原子炉再循環ポンプが停止し，原子炉出力の上昇が抑制されることで，事象初期の燃料
被覆管温度の上昇はベースケースに比べて低めとなる。同様に，サプ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ 放 出 さ れ る 蒸 気 量 も 少 な く な る こ と に よ り ，
サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の最大値はベースケースと比べて低くなる。
また，外部電源喪失により給復水系が停止し，原子炉水位が低下することから，ベースケースで見られた給水加熱喪失による原子炉
出力の上昇は発生しない。

添付 2.5.8-1

4.

まとめ
外部電源が無い場合の感度解析を実施し，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを確認した。
また，外部電源が有ることにより使用可能となる給復水系及び再循環ポンプについては，一定期間これらの運転が継続する方が事象
進展は厳しくなることから，重大事故等対処設備として位置付ける必要はない。

第 1表

外部電源の有無による評価項目パラメータへの影響

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析(外部電源無)約 699

ベースケース(外部電源有)約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.20

約 8.42

約 0.14

約 0.20

約 103

約 115

項目

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温(℃))

添付 2.5.8-2

判断基準
1,200℃以下
酸化反応が著しくなる
前の被覆管厚さの15％以下10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）
を下回る
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）を下回る

1.中 性 子 束 （ ％ ）2.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

1.原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）添付 2.5.8-3

1.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2.高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）
1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）
3.逃 が し 安 全 弁 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 4図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁流量の推移（短期）添付 2.5.8-4

1.炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 5図

炉心平均ボイド率の推移（短期）添付 2.5.8-5

1400

1200
燃料被覆管温度

燃
料

1000

被
覆

800

管
(℃ )
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)事 故 後 の 時 間（ｓ）

第 6図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 7図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移

添付 2.5.8-6

1.中 性 子 束 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 8図

中性子束の推移（長期）1.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 9図

炉心流量の推移

添付 2.5.8-7

1.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 10 図

給水流量及び平均表面熱流束の推移（長期）1.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量 （ ％ ）2.高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 11 図原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）

添付 2.5.8-8

1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 12 図原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
1.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

第 13 図原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）添付 2.5.8-9

1.サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ％ ）2 . 格 納 容 器 圧 力 （ × 0 . 0 0 5 M P a ［ g a g e ］）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 14 図サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.8-10

添付資料 2.5.9
コ メ ン ト No.163-33,48 に 対 す る 回 答

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理1.

ほう酸水注入系を手動起動としている意図について
原子炉停止機能喪失時の操作は，「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 徴 候 ベ ー ス ）」に規定されており，原子炉停止機能喪失の確認後に①ほう酸水注入
系 （ 以 下 「 Ｓ Ｌ Ｃ 」 と い う 。） の 起 動 操 作 ， ② 原 子 炉 水 位 の 低 下 操 作
及 び ③ 制 御 棒 の 手 動 挿 入 操 作 の 優 先 順 位 で 反 応 度 を 抑 制 す る 。ま た ，
操作を同時に実施できない場合は上記の優先順位に従い実施することが規定されており，このうちＳＬＣ起動操作は最優先で実施する操作である。ＳＬＣ起動操作は，訓練により事象発生から約 3 分程度で起動操作が可能であることを確認しており，大きな操作遅れを伴うことはないと考えられる。
ＳＬＣは炉心にほう酸水を注入することにより反応度を抑制する系統である。このため，起動時には炉水中の不純物をフィルタデミ
ネライザにより除去する原子炉冷却材浄化系は自動で隔離される。
仮にＳＬＣ起動時に原子炉冷却材浄化系が自動隔離されない場合，
フィルタデミネライザにより炉心部のほう酸が希釈され，反応度抑制に支障をきたす恐れがある。このため，運転手順において，ＳＬ
Ｃ起動時は原子炉冷却材浄化系の自動隔離を確認し，自動隔離に失敗している場合には手動隔離を実施することを重要操作としている。
以上により，ＳＬＣの起動操作は関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考え，運転員の判断による手動起動としている。

添付 2.5.9-1

2.

ＳＬＣ自動起動により期待される効果について
Ｓ Ｌ Ｃ に よ る 反 応 度 抑 制 効 果 は 第 1 図 に 示 す と お り ， 30 分 程 度 の時間遅れを伴う非常に緩やかなものであり，事象初期の急激な出力変動に対応できるものではない。このことを踏まえると，仮に自動起動とした場合でも，事象初期の急激な出力変動に対応できるもの
ではなく，手動起動と自動起動でその効果に大きな違いは無いと考えられる。
また，ＳＬＣを自動起動とすることで，原子炉出力の低下が早まり，サプレッション・プールへの蒸気の流入量が低減し，サプレッ
シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 抑 制 さ れ る こ と が 考 え ら れ る が ，第 2
図に示すとおり有効性評価におけるサプレッション・プール水温度の 最 大 値 は 115℃ で あ り ，ほ う 酸 水 の 炉 心 部 へ の 注 入 が 開 始 さ れ る 事
象 発 生 570 秒 後 の 水 温 上 昇 率 は 2℃ ／ min 程 度 で あ る こ と か ら ，仮 にＳ Ｌ Ｃ 起 動 操 作 が 10 分 程 度 遅 れ た 場 合 で も 評 価 項 目 で あ る 限 界 温 度（ 200℃ ）に 対 し て 十 分 な 余 裕 が あ り ，手 動 起 動 に よ る 多 少 の 操 作 の時間遅れは問題とならないと考える。
以上により，ＳＬＣについては，手動起動とすることで仮に自動化した場合に比べて時間遅れが生じるとしても，その効果に大きな違いは表れず，手動起動であっても自動起動とした場合とほぼ同等の効果が得られるものと考えられる。

3.

【参考】ＳＬＣ自動起動に関する海外の状況
ＳＬＣの自動起動は米国の一部のプラントにおいて採用されている 。 米 国 Ａ Ｂ Ｗ Ｒ の Design Control Document に よ る と ， 以 下 の 条
件での自動起動インターロックが設定されている。
添付 2.5.9-2

・「 原 子 炉 圧 力 高 」 + 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 って い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
・「 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ２ ）」 +「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定
値 を 下 回 っ て い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
・「 手 動 Ａ Ｒ Ｉ ／ Ｆ Ｍ Ｃ Ｒ Ｄ run-in 信 号 」+「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス
ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 っ て い な い こ と 」 の AND 条 件 成 立 か ら 3 分
上記のとおり，ＳＬＣの自動起動には 3 分の運転員の確認時間が含まれており，運転員による確認に期待したインターロックであることを考慮すると，運転員の対応としては手動起動と大きな違いはないものと考える。なお，米国においてもＳＬＣの自動起動を採用しているのは一部のプラントに留まっている。

4.

結

論

ＳＬＣの起動操作は，関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考えられ，また，手動起動の場合でも自動起動と同等の効果が得られると考えられることから，
現状は手動起動としている。

添付 2.5.9-3

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 炉 心 流 量 （ ％ ）約 10 分
ほう酸水の炉心への注入開始

約 40 分
原子炉水位低下維持操作開始

中性子束の緩やかな低下

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

ＳＬＣによる原子炉出力の抑制効果

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

サプレッション・プール
水温度最大(115℃ )

ほう酸水の炉心への注入開始

サプレッション・プール水温度上昇率
約 2℃ ／ min

事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

ＳＬＣによるサプレッション・プール水温度の抑制効果

添付 2.5.9-4

添付資料 2.5.10
原子炉水位が低めに維持される条件設定とした場合の影響

原子炉停止機能喪失の有効性評価では，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，反応度の観点で厳しい条件として給水系が運転継続する条件を設定している。これを踏まえて，高圧
炉心スプレイ系については，注水流量が大きくなり原子炉水位が高めに維持される条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量を設定するとともに，遅れ時間を 0 秒と設定している。加えて，高圧
炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，原子炉
圧力が低めに維持されることで高圧炉心スプレイ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし弁機能を設定している。また，原子炉隔離時冷却系については，注水流量は一定に制御されることから，遅れ時
間を 0 秒と設定している。
一 方 で ，ほ う 酸 水 の ミ キ シ ン グ 効 率 は 炉 心 流 量 に 依 存 す る こ と か ら ，
原子炉水位が低めとなり炉心流量が低めに維持される場合，ほう酸水のミキシング効率が悪化することで中性子束の低下が遅くなることも想定される。また，安全弁機能を設定した場合，主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉出力の上昇が大きくなることで，中性子束の上昇が大きくなることも想定される。
以 上 を 踏 ま え ，こ こ で は ，解 析 条 件 と し て (1)高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 の
注 水 流 量 を 小 さ め と し 遅 れ 時 間 を 設 定 し た 場 合 及 び (2) 安 全 弁 機 能 を
設 定 し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ，事 象 進 展 に 与 え る 影 響 を 確 認 す る 。

添付 2.5.10-1

(1)高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとし遅れ時間を設定した場合
原子炉水位が低めとなり炉心流量が低めに維持されることでボ

ロンミキシング効率が悪化した場合に，中性子束の低下が遅くなることで，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力に与える影響を確認するため，高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとし遅れ時間を設定した場合の感度解析を実施した。
高圧炉心スプレイ系の注水流量として，安全解析で用いる最小流量特性を設定するとともに，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系の遅れ時間を設定した以外はベースケースと同じ解析
条 件 と し て い る 。ベ ー ス ケ ー ス か ら 変 更 し た 解 析 条 件 を 第 1 表 に ，
解析結果を第 2 表に示す。
原子炉水位が低めとなり炉心流量が低めに維持された場合，ボロンミキシング効率が悪化することで，中性子束の低下が遅くなり，これに伴いサプレッション・プール水温度及び格納容器圧力が最大となる時刻も遅くなるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなっていることから，最大値に変わりはなく，事象進展に与える影響が小さいことを確認した。なお，ＲＥＤＹコードのボロンミキシング効率は，実験結果に基づき保守的に設定している。

(2)

安全弁機能を設定した場合
事象初期の主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇が大きくなった場合に，中性子束，燃料被覆管温度及び酸化量並びに原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力に与える影響を確認するた
添付 2.5.10-2

め，解析条件として安全弁機能を設定した場合の感度解析を実施した。
安全弁機能を設定した以外はベースケースと同じ解析条件としている。ベースケースから変更した解析条件を第 3 表に，解析結果を第 4 表に示す。
安全弁機能を設定した場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力の上昇が大きくなり原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は大きくなるが，燃料温度の上昇に伴うドップラフィードバック等の自己制御特性が働き，また原子炉圧力高信号にて再循環ポンプ
トリップが発生するため，中性子束，燃料被覆管温度及び酸化量の上昇は同等となり，事象進展に与える影響が小さいことを確認した。

添付 2.5.10-3

第 1表
解析条件
高圧炉心スプレイ系

原子炉隔離時冷却系

解析条件（原子炉水位を低めとする条件）

感度解析（原子炉水位を低めとする条件）

ベースケース（原子炉水位を高めとする条件）

ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa[gage]） に て 自 動 起 動（ 遅 れ 時 間 ： 17 秒 ）・ 注 水 流 量 ： 375〜 1,419m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 0〜 7.65MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（ 遅 れ 時 間 ： 30 秒 ）・ 注 水 流 量 ： 136.7m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 1.04〜 7.86MPa[dif]ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa[gage]） に て 自 動 起 動（遅れ時間：0 秒）
・ 注 水 流 量 ： 145〜 1,506m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 0〜 8.30MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・ 注 水 流 量 ： 136.7m ３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 1.04〜 7.86MPa[dif]添付 2.5.10-4

第 2表
評価項目となるパラメータ
サプレッション・プール水温度
格納容器圧力解析結果（原子炉水位を低めとする条件）
感度解析（原子炉水位を低めとする条件）
115℃ （ 約 55 分 ）0.20MPa[gage] （ 約 55 分 ）ベースケース（原子炉水位を高めとする条件）
115℃ （ 約 45 分 ）0.20MPa[gage] （ 約 45 分 ）

第 3表
解析条件

逃がし安全弁

解析条件（安全弁機能）

感度解析（安全弁機能）
安全弁機能
7.79MPa[gage]×2 個 ， 385.2t／ h／ 個
8.10MPa[gage]×4 個 ， 400.5t／ h／ 個
8.17MPa[gage]×4 個 ， 403.9t／ h／ 個
8.24MPa[gage]×4 個 ， 407.2t／ h／ 個
8.31MPa[gage]×4 個 ， 410.6t／ h／ 個

添付 2.5.10-5

第 4表

ベースケース（逃がし弁機能）
逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個 ， 354.6t/h/個
7.44MPa[gage]×4 個 ， 357.8t/h/個
7.51MPa[gage]×4 個 ， 361.1t/h/個
7.58MPa[gage]×4 個 ， 364.3t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個 ， 367.6t/h/個

解析結果（安全弁機能）評価項目となるパラメータ
感度解析（安全弁機能）
燃料被覆管温度
842℃
燃料被覆管酸化量
1％ 以 下原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力
8.98MPa[gage]
中性子束※
約 560％※：評価項目となるパラメータではないが，参考情報として記載

ベースケース（逃がし弁機能）
872℃
1％ 以 下8.49MPa[gage]
約 560％

別紙

ＲＥＤＹコード説明資料抜粋(2)

従来型ＢＷＲの場合
炉心下部の下部プレナムスタン
ドパイプから注入される従来型Ｂ
Ｗ Ｒ で は ，原 子 炉 に 一 定 速 度 で 注 入
さ れ る ほ う 酸 水 は ，炉 心 流 量 が 小 さい場合にはその一部が下部プレナ
ムに滞留し反応度に寄与できない
こ と が 考 え ら れ る 。こ れ を 模 擬 す る
た め に ほ う 酸 水 拡 散 モ デ ル で は ，注入速度に炉心流量依存のボロンミ
キ シ ン グ 効 率 を 掛 け て い る 。こ の ボ
ロ ン の ミ キ シ ン グ 効 率 は 図 -1 従 来型ＢＷＲのボロンミキシング効率のようにモデル化されている。
従来型ＢＷＲ向けの試験結果を
図 -2 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン 混 合 試
験 結 果 に 示 す 。な お ，ミ キ シ ン グ 効
率 は「 反 応 度 に 寄 与 す る 領 域 の 濃 度 」
を「 炉 内 全 領 域 で 十 分 に 混 合 し た 時の 濃 度 」で 割 っ た 無 次 元 数 で 定 義 され る 。試 験 の 結 果 か ら 以 下 が い え る 。

こ れ に よ り ，従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ に お いて，

図 -1 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン ミ キ シ ン グ 効 率

図 -2 従 来 型 Ｂ Ｗ Ｒ の ボ ロ ン 混 合 試 験 結 果することは妥当である。
以上より，ほう酸水拡散モデルは妥当であることが確認された。なお，拡散モデルにおけるボイドの影響を添付６に示す。
原子炉スクラム失敗を仮定した事象が発生し，ほう酸水注入系が作動する
時点では，ある程度の変動は有るものの，燃料棒での中性子発生及び中性子吸収，減速材による中性子減速及び中性子吸収などがバランスしている。この状態でほう酸水注入系が作動すると，炉心が沸騰状態であっても減速材中にはボロンが含まれ，吸収効果が増加する。このため，前述の状態よりも反応度は低下する。ボロン濃度が一定であれば，上記状態よりも出力が低下したところで再びバランスするが，ボロン濃度は増加し続けるため，沸騰状態においても確実に出力は低下して原子炉停止に至ると考える。
本 資 料 の う ち ，枠 囲 み の 内 容 は 商 業 機 密 に 属 し ま す の で 公 開 で き ま せ ん 。

添付 2.5.10‐6

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.6.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「ＬＯＣ
Ａ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
なお，大破断ＬＯＣＡのように破断規模が一定の大きさを超える場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することができないため，格納容器破損防止対策を講じて，その有効性を確認する。
コメント No.148-12,158-08,49,50 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原子
炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系機能喪失による崩壊熱除去機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，中小破断ＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価としては，中小破断ＬＯＣＡ発生時の高圧注水機能又は低圧注水機能に対する重2.6-1

大事故等対処設備に期待することが考えられる。中小破断ＬＯＣＡ発生後に高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として重大事故等対処設備の低圧注水機能の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉減圧後に低圧の注
水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.6-1 図に，対応手順の概要を第 2.6-2
図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.6-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，事象
2.6-2

発生 2 時間までの重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 17 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は 2 名，重大事故等対応要員（現場）は 8 名である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は，燃料補給作業を行うための招集要員 2 名,現場手動による格納容器ベント操作を行うための招集要員 3 名である。必要な要員と作業項目について第 2.6-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，17 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。また，格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等であ
2.6-3

る。
ｃ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量計等である。
ｄ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
低圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
ｅ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復することを確認する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力計等である。
炉心損傷がないことの継続的な確認に必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）である。

2.6-4

ｆ．原子炉水位の調整操作
低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後は，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
ｇ．代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量計，サプレッション・プール水位計等である。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール
水位が、通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納
容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッ
ション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。
ｈ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッション・チェ
2.6-5

ンバ側）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の停止後，格納容器ベント操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制
御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・チェンバ圧力計，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ，Ｓ/Ｃ）等である。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位計等である。
ｉ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位計である。
ｊ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
ｋ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
以降，炉心冷却は低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により継続的に行い，格納容器除熱は格納容器圧力逃がし装置により継続的に
2.6-6

行う。

2.6.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＬＯＣＡ

を起因事象とし，全ての注水機能を喪失する「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失
敗＋低圧炉心冷却失敗」である。また，原子炉水位の低下を厳しくする観点で，評価上は給水流量の全喪失を想定する。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，気液界面の熱伝達，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビア
アクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコ
ードより低くなるＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
2.6-7

また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.6-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
シュラウド外の液相部配管のうち最も低い位置にある再循環配管（配管断面積約 2,400 ㎝ ２ ）に対して，運転員等操作の操作時間余裕を考慮しても，対策の有効性が確認できる範囲内において最大となる
約 3.7 ㎝ ２ の破断を想定する。
（添付資料 2.6.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被2.6-8

覆管温度の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。

(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当
たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみを実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m３ ／h，注水圧力：0〜2.38MPa[dif] ※ ）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉
水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）
2.6-9

(e)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器スプレイは，常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量を考慮し，130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器スプレイは，
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止
し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(f)

格納容器圧力逃がし装置
サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]において，13.4kg／
s の排気流量にて格納容器除熱を実施するものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水操作）は，外部電源もない場合を考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧
代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，
サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッショ
2.6-10ン・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。
コメント No.148-18,150-24 に対する回答(3)

有効性評価（敷地境界外での実効線量評価）の条件
本重要事故シーケンスでは炉心損傷は発生せず，燃料被覆管の破裂も発生していないため，放射性物質の放出を評価する際は，設計基準事故に対する評価手法を採用することで保守性が確保される。このため，敷地境界外での実効線量評価にあたっては，「 実用発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針（原子力安全委員会

平成 2 年 8 月 30 日）」に示されている評価手法を参照した。本重要事故シーケンスに対する主要な評価条
件を以下に示す。
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，I-131 等価量で約4.7×10 １２ Bq となる。
ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値※である 2.22×10 １４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについては γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約6.0×10 １５ Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。
※：過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW あたりの追加
放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場合，熱出力 1,000MW あたりの I-131 の追加放出量の平均値

2.6-11

にあたる値は 2.78×10 １３ Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これに余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。（1Ci＝3.7×10１０ Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスはすべて瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合は 2％とする。
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁（自動減圧機能）を介して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格
納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行す
るものとする。
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからの格納容器ベントを考慮し，スクラビングの効果を考慮しないものとする。また，核分裂生成物の減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。
ｇ．核分裂生成物の格納容器からの漏えいは考慮しないものとする ※ 。
※：本評価では，格納容器ベント時に瞬時に核分裂生成物が全量大気中に放出する評価としているため，設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放2.6-12

出」の「原子炉冷却材喪失」のような原子炉建屋ガス処理系による緩やかな系外放出に基づく実効線量は有意ではない。
※：格納容器生成物の格納容器から建屋への漏えいを考慮する場合，建屋内に蓄積した核分裂生成物が原子炉建屋ガス処理系を介して大気に放出されるが，これによる敷地境界外での実効線量への影響は，格納容器ベントにより核分裂生成物全量が大気に放出される条件の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放出」の「原子炉冷却材喪失」の敷地境界外の実効線量を比較することにより有意とならないことを確認し，格納容器圧力上昇の観点で厳しく格納容器ベント時間が早くなる
ことで核分裂生成物の減衰時間が短くなる漏えいなしを設定した。

ｈ．敷地境界外における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及び外部
被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被ばくによる実効線量(1)式で，希ガスの外部被ばくによる実効線量は(2)式で，それぞれ計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
Ｒ：呼吸率（m３ ／h）

Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量(1)（1.6×10−７ Sv／Bq）
χ／Ｑ ：相対濃度（s／m ３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量−小児実効線量係数換算）

Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ
Ｋ(2)：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）

Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy／Bq）
2.6-13

Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｉ．大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，
地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
を 2.9×10 −５ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10−１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベントを用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1
時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10 −６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10 −２０ Gy／Bq とする。
※：本評価では，格納容器ベント時に瞬時に核分裂生成物が全量大気中に放出される評価としているため，実効放出継続時間は気象データの最小集計単位である 1 時間を使用している。なお，実効放出継続時間は放射性物質の放出率の時間変化を考慮して定めるものであり，短時間であるほど保守的な相対濃度，相対線量となる。

ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.6-4 図から第 2.6-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数及びボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率，破断流量の推移並
びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.6-9 図から第 2.6-15 図に，格納容器圧力，格納容
2.6-14

器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の推移を第 2.6-16 図から第 2.6-19 図に示す。
※：シュラウド内水位は，炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，シュラウド外水位より高めの水位となる。一方，運転員の監視や非常用
炉心冷却系等の起動信号を発信に用いる原子炉水位計（広帯域）は，シュラ
ウド外水位を計測することから，シュラウド内外水位を合わせて示している。

ａ．事象進展
外部電源が喪失し，給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。
その後原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下す
ると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するともに，
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるが，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧操作を実施することで，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下し低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
2.6-15

生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，上記の挙動に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバベントラインの機能維持のために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後にサプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施す
ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。
なお，格納容器除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管
真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.6-9 図に示すとおり，低圧代替注水系（常設）
2.6-16

による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 37 分後に最高値の約 616℃に到
コメント No.181-18 に対する回答

達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管最高温度は平均出力燃料集合体にて発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの約 1％以下であり，評価項目
である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.6-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.6-16 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である限界圧力（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.1-17 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダ
リにかかる温度は，評価項目である限界温度（200℃）を下回る。
第 2.1-5 図に示すように，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が確保されている。また，第 2.1-16 図及び第 2.1-17 図に示すように，事象発生の約
28 時間後に，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，安定状態が確立する。また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の
2.6-17

復旧により除熱を行い，格納容器ベントを閉止し格納容器を隔離することで，更なる除熱機能の確保及び維持が可能となる。
（添付資料 2.6.3）
格納容器圧力逃がし装置によるベント時の敷地境界での実効線量の評
価結果は，約 1.6×10−１ mSv であり，5mSv を下回る。また，耐圧強化ベントによるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10−１
mSv であり，5mSv を下回る。いずれの場合も，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線
被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に
中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧・低圧注水機能及び減圧機能の喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧代替注水系（常設）の起動後に原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により格納容器冷却を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁
2.6-18

（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要事象とは，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員
等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾
2.6-19

向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験
解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいため，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び格納容器圧力逃がし装置による格
納容器ベント操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.6-20格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部
熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰囲気
温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.6-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は
2.6-21

燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器圧力，サプレッション・プール水位，格納容器体積（ウェットウェル）及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器圧力，ドライウェル雰囲気温度及びサプレッション・プール水位は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，気相部の配管と比べ破断口からの流出流量が大きくなり，また，低圧注水のために原子炉の減圧が必要となる燃料有効長頂部以下の液相配管のうち，代表として原子炉再循
環配管に約 3.7 ㎝ ２ の破断面積を設定している。なお，破断面積が約9.5 ㎝ ２ までは，同じ 25 分後の原子炉減圧操作を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止することが可能であり，運転員等操作時間に与える影響は小さい。破断面積が約 9.5cm２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，「3.1
2.6-22雰囲気圧

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定するとともに，保守的に給水流量の全喪失も想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電
機等から自動的に受電され，また，低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.6.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.6-23

事故条件の起因事象については，気相部の配管と比べ破断口からの流出流量が大きくなり，また，低圧注水のために原子炉の減圧が必要となる燃料有効長頂部以下の液相配管のうち，代表として原子炉再循
環配管に約 3.7 ㎝ ２ の破断面積を設定している。なお，破断面積が約9.5 ㎝ ２ までは，同じ 25 分後の原子炉減圧操作を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止することが可能であり，燃料被覆管の最高温度は約 842℃となる。破断面積が約 9.5cm２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，
「3.1

雰囲気圧

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定するとともに，保守的に給水流量の全喪失も想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，
再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されるが，この場合でも初期の原子炉注
水は原子炉水位異常低下（レベル２）設定点にて原子炉隔離時冷却系が自動起動することで確保されることから，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.6.1，2.6.4）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配2.6-24

置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始
時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開
始時間は遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，
この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として，サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75
2.6-25分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.6.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメー
タが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得ら
れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，
2.6-26

75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧
力は 310kPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，格納容器限界圧力は 620kPa[gage]であり，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.6.4）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）については，10 分の減圧操作
開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足する。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，格納容器ベント
時の敷地境界線量も約 4.4mSv となり 5mSv を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後のマネ
ジメントに移行するため，重大事故での対策の範囲となる。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操
作は，事象発生の約 16 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格
納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器
2.6-27

ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は 310kPa[gage]から上昇
するが，過圧の観点で厳しい「3．1雰囲気圧力・温度による静的負荷（格

納容器過圧・過温破損）」において，スプレイを実施しない場合，格納容器
圧力が 310kPa[gage]に到達してから，格納容器限界圧力 620kPa[gage]に到達するまで 11 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.6.4，2.6.5）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.6.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重大事故等対策における事象発生 2 時間までに必要な要員は，「 2.6.1(3)
策」に示すとおり 17 名である。
「6.2

炉心損傷防止対重大事故等対策時に必要な要員の評

価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員は 5 名であり，発電所構外から 2 時間以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。
2.6-28(2)必要な資材の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却については，7 日間の対応を考慮す
ると，合計約 5,320m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ 及び淡水貯水池に約 5,000m３の水を保有している。これにより，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 48 時間程度以降から可搬型代替注水大型ポンプを用いて，淡水
貯水池から代替淡水貯蔵槽への補給を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。ここで，代替淡水貯槽への補給開始を事象発生の 48 時間後としているが，実際には数時間で補給を開始することが可能である。
（添付資料 2.6.6）

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源装置による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに2.6-29

約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源装置による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への給水については，
事象発生からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる給水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.6.7）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については，約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.6.8）

2.6.5

結

論

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管において中小破断ＬＯ
ＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ，自動減2.6-30圧系が機能喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧代替注水系（常設）
及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段
及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による敷地境界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。
2.6-31

以上のことから，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，低圧代替注水系（常設）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱等の炉心損傷防止
対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対して有効である。

2.6-32

第 2.6-1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（1／4）
手順

原 子 炉 ス ク ラ ム 及 び Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ・原子炉がスクラムしたことを確認する。
発生の確認
・格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認

2.6-33
高圧代替注水系の起動操作

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を起動する。

常設設備【非常用ディーゼ
ル発電機】
軽油貯蔵タンク

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

高圧代替注水系【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装ドライウェル圧力計
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力計−
原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）【 高圧炉 心スプレイ系 系統 流量計】
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−

原 子炉水 位計（広帯域 ，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）
高圧代替注水系系統流量計】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.6-1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（2／4）
手

順

常設設備
・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起 −動操作失敗後，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
低圧代替注水系（常設）の起動 ・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 低 圧 代 替 注 水
準備操作
電後，低圧代替注水系（常設）を起動する。 系ポンプ
・外部電源が喪失している場合は，常設代替 代替淡水貯槽
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 常 設 代 替 高 圧 電 源
する。
装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・低圧代替注水系（常設）の起動準備操作の 逃 が し 安 全 弁 （ 自による原子炉減圧操作完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁 動減圧機能）を手動開放することにより，原子炉減圧操 常 設 低 圧 代 替 注 水系ポンプ作を実施する。
・原子炉減圧に伴い，低圧代替注水系（常設） 代替淡水貯槽からの原子炉注水が開始され，原子炉水位 常 設 代 替 高 圧 電 源装置が回復することを確認する。
軽油貯蔵タンク・炉心損傷がないことを継続的に確認する。
低圧注水機能喪失の確認

2.6-34【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
【低 圧炉心スプ レイ系ポンプ
吐出圧力計】【 残留 熱除去系ポ ンプ 吐出 圧
力計】
−

−

常 設 低圧代替注 水系ポンプ 吐
出圧力計

原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
低 圧代 替注水系原 子炉 注水 流量計
代替淡水貯槽水位計
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ
（D/W，S/C）】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.6-1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（3／4）
手

順・低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復後，原子炉水位は，原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。

代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器冷却・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)による格納容器スプレイ操作を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを停止する。
・サプレッション・チェンバ圧力が310kPa[gage]に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧
力逃がし装置による格納容器ベントを実施する。

2.6-35

原子炉水位の調整操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱（サプレッショ
ン・チェンバ側）

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作

・可搬型代替注水ポンプにより代替淡水貯水池から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施
する。

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位計（広帯域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
代替淡水貯槽水位計−

ドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
低 圧代 替注水系格 納容 器ス プ
レイ流量計
代替淡水貯槽水位計
サプレッション・プール水位計

格納容器圧力逃がし装置−

代替淡水貯槽
代替淡水貯水池

可搬型代替注
水大型ポンプドライウェル圧力計
サプレッション・チェンバ圧力計
サプレッション・プール水位計
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ
（D/W，S/C）
フ ィル タ装置出口 放射 線モ ニタ（高レンジ・低レンジ）
代替淡水貯槽水位計

第 2.6-1 表
確認及び操作
タンクローリによる燃料補給操作
使用済燃料プールの冷却操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故対策について（4／4）
手

順

・タンクローリによる燃料補給操作を実施する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

常設設備
可搬型設備用軽油
タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
タンクローリ −
−

計装設備

−

：有効性評価上考慮しない操作

2.6-36

コメント No.163-46,182-17,18 に対する回答

第 2.6-2 表
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件
原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126 ㎝）

炉心流量48,300 t／h

炉心入口温度
炉心入口サブクール度

初期条件

2.6-37燃料

約 278℃
約 9℃
９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度
格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）

条件設定の考え方

5kPa[gage]
57℃
5,700m３
空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

通常運転水位を設定
定格流量を設定
熱平衡計算による値
熱平衡計算による値
９×９燃料(Ａ型)と９×９燃料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料(Ａ型)を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

第 2.6-2 表
項

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（2／5）

初期条件

目

主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水位

6.983m（通常水位-4.7cm）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプレッション・プール水
温度

32℃

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に対する仮定

2.6-38

外部電源重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉スクラム

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプト
リップ機能）

再循環配管に
約 3.7cm２ の破断が発生
高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
減圧機能喪失外部電源あり原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
シュラウド外の液相部配管のうち最も低い位置にある再循環配管（配管断面積約 2,400 ㎝ ２ ）に対して，運転員等操作の操作時間余裕を考慮しても，対策の有効性が確認できる範囲内において最大となる約 3.7 ㎝ ２ の破断を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失
を設定
減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管温度の観点で厳しくなる
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水原子炉水位異常低下（レベル２） 位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低信号で全台停止下（レベル２）信号による再循環ポンプトリップを設定

第 2.6-2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（3／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.6-39低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]

4.0

3.0
原子炉圧力（ MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m３ ／h（一定）
サプレッション・チェンバ圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設定

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

第 2.6-2 表
項目

2.6-40

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

逃がし安全弁

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

ベント管真空破壊装置
作動差圧
格納容器圧力逃がし装置

3.45kPa（ドライウェル−サプレッション・チェ
設計値を設定ンバ間差圧）
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の排気特性：最小流量特性
13.4kg／s（ 格納容器圧力 310kPa[gage]において） 最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.6-2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧
事象発生から 25 分後代替注水系（常設）による原
子炉注水操作）

2.6-41

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代
替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧
電源装置による緊急用母線受電，低圧代替注水系（常設）の起動準備及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

←

逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）
タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→
再循環ポンプＧ※

ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※

サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

2.6-42

サプレッション
・プール←
残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

タンクローリ←

逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）
タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→
再循環ポンプＧ※

ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置※

サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

2.6-43

サプレッション
・プール←
残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

→
↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

タンクローリ←
逃がし安全弁（自動減圧機能）

常設高圧代替注水ポンプ（評価上考慮しない）

タービンへ
原子炉圧力容器

非常用ディーゼル発電機

Ｇ

耐圧強化
ベント系

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置→

Ｇ

格納容器圧力逃がし装置※

ドライウェル※サプレッション・
チェンバ

可搬型設備用軽油タンク

2.6-44

サプレッション
・プール
タンクローリ←
残留熱除去系
ポンプＡ→
残留熱除去系
ポンプＢ←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水ポンプ
Ａ及びＢ

↑
→

可搬型代替注水大型ポンプ

残留熱除去系ポンプＣ

←

→
高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

代替淡水貯槽
復水貯蔵タンク

第 2.6-1 図

↑

淡水貯水池

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント段階）

(解析 上 の時 刻)
原子炉冷却材喪失（中小破断 LOCA）（給水流量の全喪失※１）

(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラム ２
及びＬＯＣＡ発生の確認 ※ ３の共 同作 業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達(約22秒)

可搬 型代 替 注水 大型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

高圧注水機能喪失の確認 ※ ４

低圧注水機能喪失の確認 ※ ４

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ４タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

再循 環ポ ン プ
トリ ップ の 確認 ※ ４

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

高圧 ／低 圧 注水
機能 の回 復 操作

※１ ：原 子 炉水 位の 低下 を 厳し くす る 観 点か ら， 給 水流 量の 全喪 失 を想 定す る 。

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ５ ， ６ ， ７※２ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
※３ ：Ｌ Ｏ ＣＡ 発生 は， 以 下に より 判 断 する 。
・格 納容 器 圧力が 13.7kPa[gage]に到 達※４：中 央 制御 室に て ，機 器 ラン プ表 示 ，警 報， ポ ンプ 吐出 圧 力計 ， 系統 流量 計 ，原 子
炉水 位計 （ 広帯 域），原 子炉 圧力 計 等に て 確認 する 。

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水・復 水補 給 水系 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）に よる 原 子 炉注 水逃がし安全弁による原子炉減圧操作 ※ ８(約25分)

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※９，１０※５ ：解 析 上は 考慮 しな い が， 原子 炉 冷 却材 浄化 系 吸込 弁の 閉止 操 作を 実施 す る 。
※６ ：低 圧 代替 注水 系（ 常 設） の起 動 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失Ⅰ

※７ ：外 部 電源 がな い 場合 に は， 常設 代 替高圧電 源 装置 によ る 緊急 母 線受 電操 作 を実 施する 。

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１２水位不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認※９：原 子 炉水 位が 燃 料有 効 長頂 部以 下 とな った 場 合は ，格 納 容器 雰 囲気 監視 系 等に より格 納容 器 内の 水素 ・酸 素 濃度 を確 認 す る。

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

水位不明ではない
原子 炉満 水 操作 ※ １ ４

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※１３※８ ：逃 が し安 全弁 によ る 原子 炉減 圧 操 作は ，以 下 によ り判 断す る 。
・低 圧で 注 水可 能な 系統 （ 低圧 代替 注 水 系（ 常設 ）） の準 備 完了

※１０，１１※１ ０： 破 断面 積が 重 要事 故 シー ケン ス での 設定 よ り大 きい 場 合は ， 原子 炉水 位 の低 下が早 くな る こと で ，燃 料有 効 長頂 部到 達 及び 炉心 損 傷な し の継 続確 認 実施 のタ
イミ ング が 早く なる 。
※１ １：炉 心損 傷は ，以下 によ り 判断 する 。
（ 炉心 損傷 をも っ て炉 心損 傷 後の 手順 に 移行）
・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射線 モ ニ タ γ 線 線 量 率 が 設 計 基 準 原 子 炉 冷却 材 喪 失 事 故時追 加放 出 相当の 10 倍 以上

原子炉水位の調整操作 ※ １ ５(約16時 間)

※１ ２： 原 子炉 水位 不明 は ，以 下の 場 合 に判 断す る 。
・ ド ラ イウ ェ ル 雰 囲 気 温 度と 原 子 炉 圧 力 の 関 係 が原 子 炉 水 位 不 明 領域 に 入 っ た
場合・原 子炉 水 位計 の電 源が 喪 失し た場 合・ 原 子 炉水 位 計 の ば ら つ きが 大 き く 燃 料 有 効 長 頂部 以 上 で あ る こ とが 判 断 で きない 場合

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ操作 ※ １ ６※１ ３： 原 子炉 水位 が 燃料 有 効長 頂部 以 下と なっ た 場合 は， 燃 料有 効 長頂 部以 下 の継 続
時間 を測 定 し，「 最長 許 容炉 心露 出時 間」の禁 止領 域 に入 って いる か を確 認す るとと もに ， 格納 容器 雰囲 気 監視 系γ 線 モ ニタ によ り 燃料 の健 全性 を 確認 する 。

サプレッション・プール
通常水位+5.5m 到達

代替 循環 冷 却系 の
起動 操作

格納容器ベント準備操作※１７（約 27 時間 ）代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） 及 び
代替 循環 冷 却系 以外 によ る 格納 容器 ス プ レ
イ・代 替格 納 容器 スプ レイ （ 可搬 型） に よ る
格納 容器 ス プレ イ
・消 火系 に よる 格納 容器 ス プレ イ
・復 水補 給 水系 によ る格 納 容器 スプ レ イ

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達※１ ５： 低 圧代 替注 水 系（ 常 設） によ り ，原 子炉 水 位を 原子 炉 水位 低 （レ ベル ３ ）設 定
点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。

Ⅱ

※１ ６： 代 替格 納容 器 スプ レ イ冷 却系 （ 常設 ）に よ る格 納容 器 スプ レ イ操 作は ， サプ レ
ッシ ョン・チ ェン バ圧 力が 279kPa[gage]に到 達し た 場合 に実 施し ，こ れ以 降 は
サプ レッ シ ョン・チェ ン バ圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範 囲に 維持する 。
※１ ７：サプ レッ シ ョン・プ ール 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格 納 容器 ベ
ント 準備 の ため ， 中央 制御 室 にて 機器 ラ ンプ 表示 に より 系 統構 成を 確 認す るととも に， 格 納容 器圧 力逃 が し装 置一 次 隔 離弁 を全 開 とす る。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョン・チ ェ ンバ 側」
を 優 先 して 実 施 し ， 中 央 制御 室 か ら の 遠 隔 操 作 及び 現 場 で の 手 動 操作 に 失 敗 した場 合は ，「 ドラ イ ウェ ル側 」の 開 操作 を 実施 する 。

原子 炉満 水 操作 ※ １ ９

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止操作 ※１８※１ ４： 原 子炉 水位 不 明の 場 合は ，原 子 炉圧 力容 器 を満 水と し ，原 子 炉圧 力と サ プレ ッ
ショ ン・ チ ェン バ 圧力 の差 圧 を確 認す る こと で， 原 子炉 水 位が 燃料 有 効長 頂部
以上 であ る こと を確 認す る 。

※１ ８： 格 納容 器ス プレ イ の停 止は ， 以 下に より 判 断す る。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達
炉心損傷なしの確認 ※１１※１ ９： 格 納容 器ベ ン ト操 作 前に ，原 子 炉圧 力容 器 の隔 離状 態 を確 認 し， 原子 炉 水位 を可能 な限 り 高く 維 持す るこ と で， 原子 炉 格納 容器 へ の放 熱 を抑 制し ， 格納 容器
圧力 の上 昇 を緩 和す る（ 解 析上 考慮 し な い）。

炉心損傷が確認された
場合 は ，炉 心損 傷 後の 対
応手 順に 移 行す る

炉心損傷なし(約28時 間)炉心損傷 確 認

サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]到達

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

低圧 代替注水系（常設）により原子炉水位を維持し，格納 容 器 ベ ン ト によ る 格 納 容 器 圧 力 の 低 下 傾 向 を 確 認 する。また，機能喪失している設備の復旧を試み，残留 熱除去 系の復旧後，原子炉は原子炉停止時冷却モードに よ
り冷 温停止状態とし，格納容器は代替循環冷却系又は 残留 熱 除 去 系 の 格納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー ド 及 び サ プ レ
ッシ ョン・プール冷却モードによる冷却が可能である こと 並 び に 水 素 濃度 制 御 が 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た 後に格 納容器ベントを停止し，隔離状態とする。

第 2.6-2 図

格納容器圧力逃がし装置以外による格 納容 器 除熱 操作
・耐 圧強 化 ベン ト系

Ⅲ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが ， 他 に取 り得 る 可能 性の ある も の】Ⅰ
炉心 損傷 防 止と して の流 量 は確 保で き な いが ，制御 棒 駆動 水圧 系 によ る原 子炉 圧 力 容器 への注
水が 継続 し てい るこ とを 確 認す る。 ま た ，追 加起 動 の準 備も 開始 す る。
低圧 代替 注 水系（常 設 ）と 同 等の 流量 は 確保 でき な いが ，消 火 系及 び復 水 補給 水 系に よる 原子
炉注 水も 実 施可 能で ある 。
注水 開始 時 間は 遅く なる が ，低 圧代 替 注 水系 （可 搬 型） によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る。
Ⅱ
代替 格納 容 器ス プレ イ（常 設 ）に よる 格 納容 器ス プ レイ を優 先す る が，代 替格 納 容器 スプ レイ（可 搬型 ） によ る格 納容 器 スプ レイ も 実 施可 能で あ る。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器ス プレ イ も実 施可 能 で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 ベン トを 優 先す るが ，耐 圧強 化ベ ント 系 に よる 格納容器除 熱も 実 施可 能で ある 。

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中小破断ＬＯＣＡ）の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

2.6-45

Ｌ ＯＣ Ａ時 注 水機 能 喪失

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

約40秒

ド ライ ウェ ル圧 力 高設 定点 （13.7kPa[gage]）到 達

1人

運転操作指揮補佐

運転員(中央制御室)

災害対策要員
運転員
(現場)

50

60

70

80

90

100

110

備 考

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡プラ ント 状 況判 断
約15分

通報連絡者

40

約20秒

操作の内容
副発電長

30

原子 炉ス ク ラム

操作項目
補佐

20

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達
25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●ＬＯＣＡ発生の確認●外部電源喪失及び給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認

状況判断

2人
A,B

−

−

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

10 分●再循環ポンプトリップの確認●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の自動起動失敗の確認●低圧 炉心 スプレイ系 及び 残留熱除去系（ 低圧注水系）の自動起動失敗の確認●主蒸 気隔 離弁閉止及 び逃 がし安全弁（安 全弁機能）による原子炉圧力制御の確認
高圧注水機能 喪失 の判
断

【1 人】
A

−

−

●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の手動起動操作（失敗）2分

常設代替高圧 電源 装置による緊急用 母線 受電
操作

【1 人】
B

−

−

●常 設 代替 高圧 電 源 装置 2台 起 動 及 び 緊急 用 母 線
受電 操 作4分

高圧代替注水 系の 起動
操作

【1人】
A

−

−

●高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能 喪失 の判
断

【1人】
A

−

−

●低 圧 炉 心ス プ レ イ系 及 び 残留 熱除 去 系 (低圧 注水系)の手動起動操作（失敗）

高圧／低圧注水機能の
回復操作

−

−

−

●高 圧 炉心 スプレイ系等 の 回復 操作

【1人】
A

−

−

●原 子 炉冷 却材 浄 化 系吸込 弁 の 閉操作

低圧代替注 水系（常設 ）の起動準備 操作4分

解析上考慮しない

4分
対応可能な 要員にて 実施

2分

【1人】
B

−

−

●低圧 代替 注水系（常 設） による原子炉注 水
統構成

系

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧
操作

【1 人】
B

−

−

●逃がし安全弁7弁の開放操作

原子炉水位の調整操作

【1 人】
B

−

−

●低圧 代替 注水系（常 設） による原子炉注 水の調整操作

解析上考慮しない

3分 3分
1分

第 2.6-3 図

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.6-46

ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能 喪 失

経 過時 間（ 時 間）
4

25分

8

12

16

約16時間

【 】は他作業後移動してきた要員

24

28

32

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調整操作【 1人 】
A−−●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷
却操作

【1人】
B

−

−

●格 納 容器 スプ レ イ 操作

代替循環冷却系の
起動操作

【1人】
B

−

−

使用済燃料プールの冷却操作

格納容器ベント
準備操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

可搬型代替注水大型ポンプによる水
源補給操作

−

−

−

−

●使用済燃料プールの冷却操作

【1 人】
A

−

−

●格 納 容器 ベン ト 準 備 （系 統 構成 ）

−

3人
C,D,E

−

●現 場 移動 (第一 弁)●格 納 容器 ベン ト 準 備 （系 統 構成 ）

【1 人】
A

−

−

●中央制御室からの格納容器ベント操作

−

−

【3人 】
(招集 )

●現場手動による格納容器ベント操作

−

−

8人
a〜h

−

−

【2人 】
a，b

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力310kPa[gage]到達

解析上考慮 しない
代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合は，低圧代替注水系（常設）による注水 を停止す る

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視
原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

解析上考慮 しない
使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合でも，プール 水温度が 80℃に到達する までに は 1 日程度の時間余裕があるた
め，本操作は対応可能な要員にて実 施する

5分
125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後

適 宜状 態監 視

解析上考慮 しない

75 分
160 分

●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース敷設等

水源枯渇までは十分余裕
がある。

適宜 監視

●ポンプ起動及び水源補給操作

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

110 分

2人
（招集）

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

必要要員合計通 常水 位 ＋6.5m到 達

適宜 原子 炉 注水 を調 整●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給
タンクローリによる燃料補給操作

備 考

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●原 子 炉注 水流 量 の 増加操 作−

52

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する●代 替 循環 冷却 系 に よる格 納 容 器スプ レ イ 操作

【1人】
A

48

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間●代 替 循環 冷却 系 に よる原 子 炉 注水操 作

原子炉満水操作

44

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

操作の内容

運転員
(中央制御室)36

原 子 炉減 圧開 始

実施箇所・必要要員数

操作項目

20

8人 a〜h及び招集5人

第 2.6-3 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.6-47

10
逃がし安全弁開閉による圧力制御（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁 7 弁による手動減圧

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6-4 図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18,182-08 に対する回答

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

20

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム） ※ １

15

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇

レベル 8

注水開始後，徐々に
水位が回復

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体） ※１
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム） ※ １

（ｍ）
(m)

注水された原子炉冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-5図※１※２

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※２

ＳＡＦＥＲでは各ノードの水位を計算している。ここでは炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード
内水位なしの状態），平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。
シュラウド内外水位はボイドを含む二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を 0.9 と制限している。

2.6-48

コメント No.147-05 に対する回答

1000

800

注水流量

注水流量

600

低圧代替注水系（常設）
による注水

３
/h）
（m3(m
／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-6図

注水流量の推移3000
逃がし安全弁(7 弁)

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）
逃がし安全弁

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-7図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.6-49500

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁作動による水量減少

400

逃がし安全弁の圧力制御による水量減少300

原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-8図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度(℃)（℃）

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃，約 37 分）（発熱部 10 分割中，下から 8 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度低下

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.6-50コメント No.147-02,182-09 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水時）

蒸気冷却

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係 数

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+4

1.0E+3

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料集合体内を流れる蒸気流量の変化に応じて熱伝達係数が変化する

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁開閉によるボイド率増減(−)（−）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-11図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.6-51

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1
下部プレナムでの水位形成に伴いボイド率が変化

原子炉減圧に伴うボイド率増加

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6
逃がし安全弁開閉によるボイド率増減（−）(−)
0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-12図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6

（−）
(−)

原子炉減圧に伴うボイド率増加

0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6-13図炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.6-52150
平衡均質流モデル

差圧流モデル

破断流量

破断流量

100
逃がし安全弁の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

（t/h）
(t／h)
50

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6-14図

破断流量の推移

2.6-53

SA3NT2SBA99AG2NR000

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.6-15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.6-54

0.8
ドライウェル

炉内蒸気が格納容器に流入するため圧力が上昇
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

サプレッション・チェンバ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による圧力上昇の抑制（279kPa[gage]）
格納容器ベントによる圧力低下（310kPa[gage]）

0.4

最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

ウェットウェルベントによりドライウェルに比べて圧力低下が早い

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-16 図

格納容器圧力の推移

300

格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止により，原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度が上昇する
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・ドライウェル冷却装置の停止作動による温度上昇の抑制
・ＬＯＣＡブローダウン

200

最高温度：約 143℃
（約 28 時間）
格納容器ベントによる温度低下

(℃)
(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000
原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.6-17 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.6-55168

コメント No.147-05,40 に対する回答

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）ー
サプレッション・プール水位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

15

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）停止（通常水位＋6.5m）
10

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-18 図

サプレッション・プール水位の推移

コメント No.147-05 に対する回答

300

ー
サプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）作動
格納容器ベント（約 28 時間）による圧力低下により飽和温度が低下
最高温度：約 138℃（約 28 時間）

200

100

原子炉減圧状態の維持により原子炉内の蒸気が流出し水温が徐々に上昇

（℃）
(℃)

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6-19 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.6-56168

添付資料 2.6.1
コメント No.182-02,14 に対する回答「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

1.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の特徴「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後に，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉へ注水する機能が喪失するとともに，破断口及び逃がし安全弁からの原子炉冷却材の流出により，原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。よって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価
においては，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水をする。また，低圧注水機能喪失に伴い残留熱除去系による崩壊熱
除去機能喪失を想定することから，代替循環冷却系に期待しない場合は，格
納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器除熱を実施する。
ＬＯＣＡ事象は，破断位置及び破断面積により原子炉冷却材の流出流量や原子炉圧力挙動が変化し，事象進展や評価結果に影響を与えることから，「Ｌ
ＯＣＡ時注水機能喪失」の炉心損傷防止対策の有効性評価における破断位置
及び破断面積の事故条件設定の考え方について以下に示す。

2.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する評価項目「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループであるため，「 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備基準に関する規則の解釈」及び「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に基づき，以下の評価項目をいずれも満足する必要がある。
①炉心の著しい損傷が発生するおそれのないものであり，かつ炉心を十添付 2.6.1-1

分に冷却できるものであること(a)

燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること(b)

燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること②格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね 5mSv 以下）

燃料被覆管温度の最高温度が 1,200℃以下で，①の評価項目を満足する場
合でも，燃料被覆管の最高温度が約 900℃を超え，破裂が発生する燃料棒の割合が 1％を超えると，燃料棒ギャップ中に蓄積した放射性物質が原子炉冷却材中に放出され，破断口及び逃がし安全弁を介して格納容器内に蓄積し，格納容器ベント実施時に環境に放出されることで，敷地境界外での実効線量が 5mSv を超過し，②の評価項目を満足しない（添付資料 2.6.5 参照）。また，
この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで最大約 4.8×10 ３ Gy／h，サプレッション・チェンバで最大約 4.3×10４ Gy／h となり，炉心損傷後の運転手順へ移行する判断基準を上回る。
以上により，炉心損傷防止対策の有効性評価においては，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安とする。

3.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件設定の考え方

3.1

破断位置の事故条件設定の考え方(1)

破断位置の分類
ＬＯＣＡの破断を想定する原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管は，大きく以下の 3 通りに分類することができる。また，原子炉圧力容器
添付 2.6.1-2

に接続する代表的な配管（ノズル）を第 1 表に示す。

ａ．気相部配管
気相部配管に破断が発生した場合は，液相部配管破断と比較して破断流量は小さくなる。また，原子炉の減圧が促進されることから，低圧の原子炉注水開始が早くなる。
ｂ．シュラウド外の液相部配管
液相部配管に破断が発生した場合は，配管の接続位置が低いほど
水頭圧の影響により破断流量は大きくなる。シュラウド外の液相部
配管に破断が発生した場合，燃料棒が配置されるシュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発及びジェットポンプ上端からのオーバーフローとなる。このため，シュラウド内に崩壊熱相当の流量で注水することにより，ジェットポンプ上端までのシュラ
ウド内冠水は維持され，炉心冷却は確保される。
ｃ．シュラウド内の液相部配管
シュラウド内の液相部配管に破断が発生した場合，シュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発，ジェットポンプ上端からのオーバーフロー及び破断口からの流出となる。このため，
ジェットポンプ上端までのシュラウド内冠水を維持するためには，崩壊熱相当の流量に破断流量を加えた原子炉注水が必要となる。

添付 2.6.1-3

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

添付 2.6.1-4

第1図

(2)

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

破断位置の違いによる影響について
破断位置の違いによる燃料被覆管温度挙動への影響を確認するため，気相部配管として主蒸気配管（出口ノズル）及びシュラウド内の液相部配管
添付 2.6.1-5

として底部ドレン配管（出口ノズル）にベースケースと同じ約 3.7 ㎝ ２（0.004ft ２ ）の破断面積を設定した場合の感度解析を実施した。原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 2 図に，評価結果の比較を第2 表に示す。
この結果，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。
また，液相部配管についてはシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。したがって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））での想定との整合も考慮し，原
子炉圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環配管（出口ノズル）を設定した。

第2表

破断位置の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

破断面積

燃料被覆管最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

3.2

破断面積の事故条件設定の考え方(1)

燃料被覆管の破裂を回避可能な破断面積の範囲

約 616℃
約 617℃2.に示すとおり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安としている。この考え方に基づき，低圧代
替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認し，再循環配管（出口ノズル）に対して添付 2.6.1-6

約 9.5ｃｍ ２ の破断面積の範囲までは燃料被覆管の破裂発生を防止することが可能であることを確認した。ベースケース（約 3.7ｃｍ ２ ）と感度解析
ケース（約 9.5ｃｍ ２ ）との原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 3 図に，評価結果の比較を第 3 表に示す。
第 3 図に示すとおり，ベースケースと感度解析ケースとでは，事象進展に有意な差が生じるものではない。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）の操作条件（事象発生の 25 分後）は，10 分間の状況判断の後に高圧炉心スプレイ系等の手動起動を試みる操作など一連の操作時間を考慮して設定したものであり，パラメータを起点とした条件設定としていないことから，破断面積の違いによる影響はない。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有(2)

有効性評価における破断面積の事故条件の設定
有効性評価においては，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）に対して評価上の操作時間余裕を確認している。
再循環配管（出口ノズル）に対して破断面積の事故条件を燃料被覆管の破裂発生防止が可能な限界である 9.5ｃｍ ２ に設定すると，評価上の操作余裕時間がなくなることから，炉心損傷防止対策の有効性評価では，燃料被覆管の破裂防止が可能であり，かつ，10 分程度の操作時間余裕が確保できる破断面積として，再循環配管（出口ノズル）に対して 3.7ｃｍ ２ を事故条
添付 2.6.1-7

件として設定する。
なお，実際にＬＯＣＡが発生した場合，破断面積を確認することはできないため，運転手順においては，ＬＯＣＡの確認（ドライウェル圧力
13.7kPa[gage]）後に炉心損傷発生の有無によってその後の対応手順を選択することとしている。また，ＬＯＣＡ時に高圧及び低圧注水機能が喪失する場合の有効性評価は，炉心損傷防止対策としてのＬＯＣＡ時注水機能喪失及び格納容器破損防止対策としての雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）により中小破断ＬＯＣＡから大破断ＬＯＣＡまでの範囲を確認している。

(3)

炉心損傷防止対策が有効である破断面積について
気相部配管，シュラウド内の液相部配管及びシュラウド外の液相部配管に対して低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認した。評価結果を第 4 表
並びに第 4 図及び第 5 図に示す。
この結果，低圧代替注水系（常設）による炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積の範囲は以下のとおりとなる。
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）：約 224cm２ 以下
ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）：
約 9.5cm２ 以下
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）：
約 9.2cm２ 以下
確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）では，ＮＵＲＥＧ−1150の定義と同様にＬＯＣＡを第 5 表のとおり分類しており，125A（約 126cm
２）以上の配管破断は大破断ＬＯＣＡと定義されることから，炉心損傷防添付 2.6.1-8

止対策が有効に実施可能な気相部配管の破断面積は大破断ＬＯＣＡ相当となる。一方，液相部配管破断は炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積が小さいが，原子炉冷却材の流出が長期的に継続すること及び原子炉の高圧状態が維持されるための原子炉減圧が必要となることから，事象進展の厳しさとしては中破断ＬＯＣＡ相当となる。

第4表

破断面積の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

第5表
事象分類
漏えい
小破断ＬＯＣＡ
中破断ＬＯＣＡ
大破断ＬＯＣＡ
ＤＢＡ超過
ＬＯＣＡ

破断面積
約 224 ㎝ ２
約 225 ㎝ ２
約 9.5 ㎝ ２
約 9.6 ㎝ ２
約 9.2 ㎝ ２
約 9.3 ㎝ ２

破裂の有無
無
有
無
有
無
有

ＬＯＣＡ関連事象の分類定義

状態定義
常用系（ＣＲＤポンプ等）で補給可能な範囲
ＲＣＩＣで注水可能な範囲
小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯ
ＣＡの中間範囲
事象発生により原子炉が減圧状態になる範囲
設計基準事象でのＬＯＣＡを超える範囲

添付 2.6.1-9

等価破断径

流出流量

添付資料 2.6.1

気相部配管（主蒸気配管）

シュラウド外液相部配管（再循環配管）
10

10

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）4（MPa[abs]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力

6

6

4

（MPa[abs]）

2

2

0

10

20

30

40

50

10

20

30

40

50

0

60

20

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
シュラウド内（炉心下部プレナム

燃料 有効 長 底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5（ｍ）

燃料 有効 長 底部

0

10

20

30

40

50

10

20

事故後の時間（min）

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 338℃ ）

600

30

40

50

（℃）

400

20

30

10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

40

50

0

10

20

800

600

（℃）

400

第2図

40

50

60

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 617℃ ）

800

600

400

200

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

30

1000
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）060

燃料有効長底部

1200

0

0
10

レベル 2

事故後の時間（min）

200

200

0

レベル 3

60

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

800

60

レベル 8

事故後の時間（min）

1200

50

0

0

60

40

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

0

30

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

レベル 8

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

（ｍ）

20

事故後の時間（min）

20

5

10

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

15

4

0

0

60

6

2

0

0

（℃）

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機能）
7 弁に よる 手 動減 圧（25 分）

88（MPa[abs]）

シュラウド内液相部配管（底部ドレン配管）

破断位置の違いによるパラメータ推移の違いの比較
添付 2.6.1-10

0

10

20

30
事故後の時間（min）

40

50

60

添付資料 2.6.1
破断面積：約 3.7cm２

破断面積：約 9.5cm２
10

10

逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃がし安全弁（自動減圧機 能 ）7 弁による手動減圧（25 分 ）
8

8
原子炉圧力

原子炉圧力
（MPa[abs]）

64（MPa[abs]）

6

4

2

2

0

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

20

50

60

20

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュ ラウ ド外シュ ラウ ド内
（平 均出 力燃料集合体）
シュ ラウ ド内
（炉 心下 部プレナム

5

燃料 有効 長底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）原子炉水位（シュラウド内外 水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュ ラウ ド内
（炉 心上 部プレナム）

15

（ｍ）

0

10

20

30

40

50

レベル 8
レベル 3
レベル 2

15

レベル 1
燃料 有効 長頂部

10

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（高 出力 燃 料集 合体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5
（ｍ）

0

燃料 有効 長
底部

0

60

0

10

20

事故後の時間（min）

30

40

50

60

事故後の時間（min）

1200

1200

1000

1000

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃）
燃料被 覆管温度

燃料被覆管温 度（℃）

40

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

800

600

（℃）

400

200

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 842℃ ）

800

600

400

200

0

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第3図

0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

破断面積約 3.7cm２ と約 9.5cm ２ とのパラメータ推移の比較

添付 2.6.1-115060

添付資料 2.6.1
10

8

原子炉圧力

6

4

（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 887℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

第4図２

主蒸気配管に約 224cm の破断面積を設定した場合

添付 2.6.1-12

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）8

原 子 炉圧 力（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 846℃ ）1000

燃 料 被覆 管 温 度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

第5図

原子炉圧力容器底部ドレン配管に約 9.2cm２ の破断面積を設定した場合
添付 2.6.1-13

(4)再循環配管の破断に伴う炉心損傷の発生頻度について
原子炉冷却材圧力バウンダリの溶接箇所における配管の破断により，Ｌ
ＯＣＡが発生することを想定し，かつ，非常用炉心冷却系によるＬＯＣＡ
発生後の事象緩和に期待できないものとして，以下の式により炉心損傷頻度を算出した。
配管の破断による炉心損傷頻度

配管の機能維持に係る溶接線数
各LOCA発生頻度 各LOCA発生時の条件付き炉心損傷確率
原子炉圧力容器バウン
ダリでの全溶接線数

各系統の配管口径別の溶接線数と炉心損傷頻度を第 5 表に示す。なお，
ＬＯＣＡ発生頻度及び全非常用炉心冷却系機能喪失確率はＰＲＡで用いた値を使用した。

第5表
系統

溶接
線数 ※１

各系統における溶接線数とＬＯＣＡ後炉心損傷頻度
小破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
1.3×10−５− ※２
7.2×10−６− ※２
7.2×10−６− ※２
8.0×10−６− ※２−６
8.0×10− ※２−６
8.0×10− ※２
7.4×10−５ 1.5×10−４

炉心損傷
頻度
(／炉年)
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
1.1×10−８

溶接
線数 ※ １

中破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
8.4×10−６−※２
4.8×10−６−※２
4.8×10−６−※２
5.3×10−６−※２−６
5.3×10−※２−６
5.3×10−※２
4.9×10−５ 1.5×10−４

RCIC
33
33
HPCS
19
19
LPCS
19
19
RHR-A
21
21
RHR-B
21
21
RHR-C
21
21
PLR
193
193
その他
の原子
− ※２
− ※２
460
1.2×10−４
−※２
炉圧力
460
1.8×10−４
バウン
ダリ
合計
787
3.0×10−４787
2.0×10−４※1：溶接線数はクラス 1 機器の検査カテゴリ B-F 及び B-J から抽出。
※2：再循環配管の破断による炉心損傷頻度の算出には不要であるため，記載を省略した。

炉心損傷
頻度
(／炉年)
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
7.4×10−９−※２

再循環配管の破断によりＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系による事象緩和ができず，炉心損傷に至る頻度は 1.1×10 −８ ／炉年である。なお，
破断面積約 9.5cm２ 以下のＬＯＣＡは炉心損傷防止が可能であるため，実際添付 2.6.1-14

に炉心損傷に至る頻度は 1.1×10 −８ ／炉年より小さくなる。
また，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難である大破断ＬＯＣＡについては，ＰＲＡにおいて，炉心損傷頻度を 3.0×10−８ ／炉年としている。なお，気相部配管の破断面積224cm２ 以下のＬＯＣＡは，炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 3.0×10−８ ／炉年より小さくなる。したがって，再循環配管の破断により発生するＬＯＣＡで炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものであると整理される。

(5)

国内外の先進的な対策との比較
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対しては，炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難であることから，審査ガイドに基づき,「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する重大事故等対策である低圧代替
注水系（常設）が国内外の先進的な対策と同等であることを確認する。
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対して炉心損傷防止対策を有効に実施するためには，ＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段が必要となる。東海第二発電所と欧米のプラントで講じられている諸対策の対比を第 6 表に示す。
第 6 表に示すとおり，国外プラントにおいてＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段については確認されなかった。
なお，東海第二発電所の重大事故等対策のうち高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象初期において重要な高圧注水機能の多重性
添付 2.6.1-15

向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

添付 2.6.1-16

第6表
事故シーケンス
グループ
LOCA 時注水機能喪失

機能
炉心冷却

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する国外における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較

東海第二発電所
・常設低圧代替注水ポンプ
・常設高圧代替注水ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入系ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注入ポンプ
ンプ(RHR 経由)
・ 高 圧 サ ー ビ ス 水 系 ・サービス水系（ RHR
経由）（RHR 経由）・RHRSW (RHR 経由)
・復水ポンプ（給水ポン
プバイパスライン追・制御棒駆動機構ポンプ設）
・復水ポンプ・インターナルポンプ・
シール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ド レンポ ンプ（ RHR
経由）
・1 次系満水ポンプ
・可搬型ポンプ

・可搬型消火ポンプ（サー ビ ス 水 系 -RHR 経
由）

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

添付 2.6.1-17

スウェーデンフィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源あり）−

・可搬型ポンプ−対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
これらの代替炉心冷却手段のポンプの吐出容量は，最大でも 300m3／h 程度であり，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段とは考えにくい。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。
これらの対策のうち，高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象
初期において重要な高圧注水機能の多重性向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

敷地境界外での実効線量評価について【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】
敷地境界外での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。
【格 納容 器 圧力逃が し装 置 】⑥耐圧強化ベント系を用い た排 気 筒放 出

添付 2.6.2-1②原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行①b)原子 炉 冷却 材中FP（ 初期 存 在量）

耐圧 強化
ベン ト系

⑤格納容器圧力逃がし装置を用 いた 放 出（ 地上 放 出として 評価 ）

希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）⑤大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq−−

6.0×10 １ ３ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

−

50

100

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ １ Bq（※ ３）

【耐 圧強 化 ベント】
希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①a)追加放出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置
サプレッション・プール①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数
⑥大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)−−

6.0×10 １ ３ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 1.0×10 １ ２ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ ３ Bq（※ ３）

※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材 中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ， 保 守 的 にサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） まで の放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考 慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置
耐圧 強化 ベ ント
（地 上放 出 ）（排 気筒 放 出）
相対 濃度 （ χ／ Ｑ）
相対 濃度 （ χ／ Ｑ）−５３
約 2.9×10 s／ m
約 2.0×10 − ６ s／ m ３
気象 条件
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ）
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ）
約 4.0×10 − １ ９ Gy／ Bq
約 8.1×10 − ２ ０ Gy／ Bq
実効 線量
約 1.6×10 − １ mSv
約 6.2×10 − １ mSv

添付資料 2.6.2③サプ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル のスクラビ ン グ④格納容器圧力逃がし装置によ る除 染

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10１１ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 2.3×10 １１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.7×10１３ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 2.2×10 １３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベントによる格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5

添付資料 2.6.3
安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における
実 効 線 量 は ， 6.2 × 10 − １ m Sv と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い ことから，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.6.3-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

添付 2.6.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて＋50℃ 程度 高め に 評価 する 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 操作 手順 （速やか に注 水 手段 を準 備す る こと ）に 変 わ りは なく ， 燃料 被覆 管温度を 起点 と する 運転 員等 操 作は ない こ と から ，運 転 員等 操作 時間に与 える 影 響は ない 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び発 熱量 の 評価 につ い て保 守的 な 結果 を与え る ため ，解 析 結果 は 燃料 被覆 管 温度 を高 く 評価 する 可 能性 がある。よ って，実 際の 燃料 被 覆管 温度 は低 くな るが ，操 作手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 燃料 被 覆管 温度を 起 点と する 運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員等 操 作時 間に与 える 影 響は ない 。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 616℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対し て 十分 な余 裕 があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 616℃ であ るこ とか ら，ベス トフ ィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

添付資料 2.6.4

第 1-1 表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.6.4-2

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは 20℃〜 40℃程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 338℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

炉心
原子 炉
圧力 容器

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

崩壊 熱
ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝達

添付 2.6.4-3

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。
HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 験 体 系 に 起 因 す る
もの と考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は こ の 種 の不確かさは 小さ くな るも の と考 えら れ る 。ま た，
非凝 縮性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が測定データ とよ く一 致す る こと を確 認 し た。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が，ＢＷ Ｒ の格 納容 器 内の区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 験体 系に 起 因す るも のであり ，実 機体 系に お いて は不 確 かさ が小 さ くなるも の と推 定さ れ，全体 とし て は格 納容 器圧 力 及び 温度 の 傾 向を 適切 に 再現 でき てい
るた め， 格 納容 器圧 力を 操 作開 始の 起 点 とし てい る 代替 格納 容器
スプ レイ 冷 却系 （常 設） に よる 格納 容 器 冷却 及び 格 納容 器圧 力逃がし 装置 に よる 格納 容器 除 熱に 係る 運 転 員等 操作 時 間に 与え る影
響は 小さ い 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いた め ， 格納 容器 圧 力及 び雰 囲気
温度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常 設） に よる 格納 容器 冷 却及 び格 納 容 器圧 力逃 が し装 置に よる
格納 容器 除 熱に 係る 運転 員 等操 作時 間 に 与え る影 響 は小 さい 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確認されているが、ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実験体系に起因するものであり ，実機 体系 に おい ては 不確 か さが 小 さく なる も のと 推定 され ，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できているた め， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納 容器

スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

格納 容器 ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
MAAP コードで は格 納容 器 ベン トに つ いて は， 設
計流量に基づいて流路面積を入力値として与え， 格納 容 器 各 領 域 間 の 流 動 と 同 様 の 計 算 方 法を用いてら れて いる 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.6.4-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ，
熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃料 (Ａ 型)を設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限
値を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は 小さ い。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密
度 よ り も 小 さ く な る。 こ の た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上
昇 が 緩 和 さ れ る が ，操 作 手 順 （ 速 や か に 注 水 手 段 を
準 備 す る こ と ） に 変わ り は な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を起 点 と す る 運 転 員 等操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩和されることから評価項目となるパラメータに対す る余 裕 は大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確 かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

原子 炉停 止後の崩壊 熱

格納 容器 圧力運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低 下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設
定と なる 。こ の ため ，崩 壊熱 が 大き くなる燃 焼度 の 高い 条件 とし て ，1 サイ クルの運 転 期間 (13 ヶ 月)に調 整 運転 期 間(1ヶ月 )を 考 慮し た 運転 期間 に 対応 す る燃焼度 を設 定最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小
さ く な る 傾 向 と な る。 こ の た め ， 原 子 炉 か ら サ プ レ
ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す る こ とで ， 原 子 炉 水 位 の 低下 が 遅 く な る が ， 操 作 手 順 （ 速や か に 注 水 手 段 を 準備 す る こ と ） に 変 わ り は な く ，
運 転 員 等 操 作 時 間 に与 え る 影 響 は な い 。 ま た ， 格 納
容 器 圧 力 ， サ プ レ ッシ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サ プ レ
ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ れ らの パ ラ メ ー タ を 起 点と す る 運 転 員 等 操 作 の 開 始 時 間
は遅 くな る 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 圧 力 よ り も 小 さ
く な る 。 こ の た め ，格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 す る
こ と か ら ， 格 納 容 器圧 力 を 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作の開 始時 間 は遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 傾 向と なる 。こ のた め，燃 料か ら の発 熱が 小
さく なり ，原 子 炉か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出する 蒸気 量 が減 少す るこ と で，原 子 炉水 位 の低 下並 びに格納容器圧力及び温度の上昇が緩和されることから，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕が 大き くなる 。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度
は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となる
ことから，初期温度のゆらぎが事象進展に与える影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト
ウ ェ ル ） の 液 相 部 の運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件 よ り
高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。
例え ば ，サ プレ ッ ショ ン・プ ール 水位 が 6.983m の時の水 量は 3,300m ３ で ある のに 対 し，ゆら ぎ（0.087m）によ る水 量 変化 は約 42m ３ で あり ，そ の割 合は 初期 保
有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し た がっ て ，事
象 進 展 に 与 え る 影 響は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る影 響 は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 位 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し 、ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなるため，サプレッション・プールでの圧力抑制効
果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を起点とする運転員等操作の開始は 遅く な る。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が， ド ライ ウェ ル 雰 囲気 温度 は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となることから，初 期温 度の ゆ らぎ が事 象進 展 に与 え る影 響は 小
さく，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る 影響 は小 さい。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，格 納 容器 体積（ ウェ ット ウェル）の 液相 部の 運 転範 囲に おい て 解析 条 件よ り高 めの水 位と な るが ，ゆ ら ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば，
サプ レッ シ ョン ・プ ール 水 位が 6.983m の 時の 水量 は3,300m ３ で あ る のに 対 し 、ゆ ら ぎ（ 0.087m）に よ る水
量変 化 は 約 42m ３ で あ り， そ の 割合 は 初期 保有 水 量の1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が っ て ， 事 象 進 展 に与え る影 響 は小 さく ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 与える 影響 は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し 、ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は
小さ い。
最確条件は解析条件で設定している水温よりも低くなる ため ，サ プ レッ ショ ン・プー ル での 圧 力抑 制効 果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する 余 裕は 大き くなる 。

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定と して ，通 常運 転 時の 圧力 を 包含 する
値を 設定

ドライウェル内ガス冷却装置の設計温
度を 設定

初期条件

添付 2.6.4-5

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約 3,342m ３（実 測値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方
最確 条件

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 少な めの 水 量と して ，保安規定の運転上の制限における下限値
を設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 低め の水 位 とし て，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑 制効
果が 厳し く なる 高め の水 温 とし て，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧
力よ りも 小 さく なる 。こ のた め，格 納容 器 圧力 が低 めに推 移す る こと から ，評 価項 目と な るパ ラ メー タに 対する 余裕 は 大き くな る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

再循環配管に
破断面積約 3.7cm ２ の破断が発生

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
減圧機能喪失添付 2.6.4-6
重大事故等対策に関連する機器条件

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響

シュラウド外の液相部配管のうち最も低い
位置 にあ る 再循 環配 管（配 管断 面 積約 2,400㎝ ２ ）に対 して ，運転 員 等操 作の 操作 時 間 余裕を考慮しても，対策の有効性が確認できる範 囲内 に おい て最 大と な る約 3.7 ㎝ ２ の 破断を 設定

破断面積によって原子炉からの冷却材の流出量が変わり，初期の原子炉水位低下挙動に影響を与える。
破断面積が本解析より小さく冷却材の流出量が少ない場合は，運転員等操作時間に対する余裕時間は大きく なる 。
破断 面積 が 本解 析よ りも 大 きい 場合，約 9.5cm ２ まで
は ，ベ ース ケー ス と同じ 25 分 後の 原 子炉 減圧 操作 を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止可能であることを感度解析により確認している。破断面積が約 9.5cm ２ を 超え ，炉 心 損傷 が発 生 する 場 合は ，「 3.1
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温 破損 ）」 の対 応 とな る。
（添 付資 料 2.6.1）

破断面積によって原子炉からの冷却材の流出量が変
わり ，初 期の 原 子炉 水位 低下 挙 動に 影響 を与 える 。破
断面積が本解析より小さく冷却材の流出量が少ない
場合 は，評価 項目 と なる パラ メー タ に対 す る余 裕は 大
きく なる 。
破断 面 積 が本 解 析よ り も大 き い 場合 ， 約 9.5cm ２ ま では， ベー ス ケー スと 同 じ 25 分後 の 原子 炉 減圧 操作 を想定した場合でも燃料被覆管の破裂を防止可能であるこ とを 感 度解 析に より 確 認し てい る。破 断面 積が 約9.5cm ２ を超 え，炉心 損 傷が 発生 する 場 合 は，「3.1 雰
囲気 圧力・温 度 によ る静 的 負荷（格 納容 器過 圧・過温
破損）」 の対 応と な る。
（添 付資 料 2.6.1）−−

外部電源がある場合は，常設代替高圧電源装置の起動が不要となることから，低圧代替注水系（常設）によ る原 子 炉注 水操 作の 開 始は 早く な る 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

外部 電源 が ない 場合 は，外部 電源 喪 失に 伴 い原 子炉 ス
クラ ム，再循 環 ポン プト リッ プ 等が 発生 する ため ，外部電 源が あ る場 合と 比較 し て原 子炉 水 位 の低 下は 緩
和さ れる こ とか ら，評価 項目 とな る パラ メ ータ に対 する余 裕は 大 きく なる 。
また ，給 水系 に よる 原子 炉注 水 に期 待す る場 合は ，原子炉 水位 の 低下 は緩 和さ れ るこ とか ら，評 価項 目と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

−

事故条件

起因 事象

条件 設定 の 考え 方
最確 条件

−

外部 電源

外部電源あり−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低 圧注 水 系） の機 能喪 失 を設 定減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設
定
外部電源がある場合，原子炉スクラム及び再循環ポンプトリップは，それぞれ原子炉
水位低（レベル３）信号及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号となり，原子炉水位の低下が大きくなることで，燃料被覆管
温度 の観 点 で厳 しく なる

事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原 子炉 ス クラ ムを 設定
事象進展の観点で，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある
場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号に よる 再 循環 ポン プト リ ップ を設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

低圧 代替 注水系
（常 設）

添付 2.6.4-7

重大事故等対策に関連する機器条件

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 常設）

外部 水源 の温度

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

（原子炉 注 水単 独時 ）定格流量 特 性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0 〜 378m
３
／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
2.38MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視 し てい る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る。

（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流量：230m ３ ／ h
以上

併用時の系統評価に基づき，保守的な流量を設 定

スプレイ流量：130m ３ ／h

スプレイ 流 量：130m ３ ／h

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量として， 運転 手 順に 基づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進
展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設
定最確条件とした場合には，解析条件で設定している
水温よりも低くなる可能性があり，格納容器スプレ
イによる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプ
レッション・プール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を起点とする操作の開 始は 遅 くな る。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温よ りも 低 くな る可 能性 が あり，格 納容 器 スプ レイ による 圧力 抑 制効 果が 高ま る が，格 納 容器 最 高使 用圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メン トに 変 わり はな く，格納 容器 圧 力の 最 大値 はお お
むね 格納 容 器ベ ント 時の 圧 力で 決定 さ れ るた め，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は な い。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展に差異はなく，運転員等操作時間に与える影響はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）・ 注 水 流 量 ： 0〜 378m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
2.38MPa[dif]35℃

35℃ 以下（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個
385.2〜410.6t／ h／ 個
（設計値 ）
逃が し安 全弁

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方目

（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放す
ることによる原子炉
減圧（原子炉 減 圧操 作時 ）逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 弁 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

設計 値を 設 定

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧
重大事故等対策に関連する機器条件

格納 容器 圧 力逃がし装置

添付 2.6.4-8

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特 性を 設 定

最確条件とした場合には，格納容器ベント後の格納容器圧力の低下が早くなるが，格納容器ベ
ント後に格納容器圧力を起点とする操作はない
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，格納 容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 大値 はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない 。

−

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない 。

−

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動差圧 ：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間差圧 ）（設 計値 ）

排気流量：
最小流量特性

排気流量 ：
定格流量 特 性３

外部 水源 の容量

約 9,300m

燃料 の容量

約 1,010kL

約 9,300m ３ 以 上（淡 水貯 水 池＋代替 淡水 貯 槽）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬 型設 備 用軽 油
タン ク）

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.6.4-9

逃がし安全
弁による原
子炉減圧操
作 (低 圧 代 替
注水系（常設）によ る 原子炉注水操作）

事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，高圧・低圧注
水機能喪失を確認
し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判
断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧
代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設
代替高圧電源装置による緊急用母線
受電，低圧代替注
水系（常設）の準
備及び逃がし安全弁による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 ，機器 故 障警 報 ，平 均出 力 領域 計装 ，系統 流 量
計等 にて ，原 子炉 スク ラ ム等 を確 認す る 。この 事象 初 期の 状況 判断 に 余裕 時間
を含 めて 10 分 を想 定し て いる 。こ の 後， 高圧 炉心 ス プレ イ系 及び 原 子炉 隔離
時冷 却系 の 手動 起動 操作（ 失 敗）と して 2 分，解 析上 考慮 し ない 高圧 代替 注 水系の 起動 操 作と して 4 分 並 びに 低圧 炉 心 スプ レイ 系 及び 残留 熱除 去 系（ 低圧 注
水系 ）の 手 動起 動操 作（ 失 敗） とし て 4 分を 想定 し ，余 裕時 間を 含 めて 10 分を設 定し て いる 。よ って ， 認知 時間 と し て余 裕時 間 を含 めて 20 分 を設 定し て
おり ，十分 な 時間 余裕 を 確保 して いる こ とか ら ，認 知 遅れ が操 作 開始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）の 起動 操作 と し て 3 分及 び 逃が し安 全弁 に よる 原子 炉
減圧 操作 と して 1 分 を想 定 し，余裕 時 間を 含め て操 作 時間 とし て 4 分 を設 定している。いずれも中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作であり ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操 作所 要時 間 が操 作開 始時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他の 並列 操作 が 操作 開始 時間 に 与え る影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操 作は 起こ りにく いこ と から ，誤 操作 等 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作時
間は ，余 裕時 間 を含 めて設定していることから ，実 態の 操 作開 始
時間は解析上の操作
開始時間よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和され，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

逃がし安全弁による
原 子 炉 減 圧 操 作 (低 圧
代替 注水 系（常 設）による 原子 炉 注水 操作 ）は ，10 分 の 減圧 操作 開始遅れを想定した場
合で も，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目を満足することを感度解析により確認 し て い る た め ， 10分程度の操作時間余裕は 確保 さ れて いる 。
また ，25 分 の減 圧操 作
開始遅れを想定した
場合 には ，一部 の燃 料
被覆管に破裂が発生
する が，炉 心の 著し い
損傷 は発 生 せず ，格 納容器ベント時の敷地
境界 線量 も 5mSv を 下
回る が，こ の場 合に は格納容器雰囲気放射線モニタにより燃料破損 の判 断 を行 い，炉心損傷後のマネジメ
ント に移 行 する ため ，重大事故での対策の範囲 とな る 。
（添 付資 料 2.6.5）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象のＬ
ＯＣＡ及び給水流量の全喪失の発生から高圧・低圧注
水機能喪失の認知及び低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水操作準備後の原子炉減圧操作 ま で 25 分と しているところ，訓練実 績は 約 18 分 。
想定している範囲内で意図している
運転操作が実施可
能なことを確認し
た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件

目

代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）によ る 格
納容器冷却操作

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力279kPa[gage]
到達時

添付 2.6.4-10

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ圧 力 を継 続監視し てお り，また，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（サ プレ ッ ショ ン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]） に到 達す る のは 事象 発生 約 16 時 間 後で あり ，比 較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩や か な圧 力上
昇に 対し て 十分 に短 く， 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
低圧 代替 注 水系（常 設 ）に よ る原 子炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合がある が，同 一の 制御 盤 によ る対 応 が可 能 であ るこ と から ，他 の 並列 操作 が 操作
開始 時間 に 与え る影 響は な い。また，代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系（常 設）は，
低圧 代替 注 水系（ 常設 ）とポ ン プ等 を共 用し てい る が ，原 子炉 注水 と 格納 容器
スプ レイ の 流量 を同 時に 確 保可 能な ポ ン プ容 量を 備 えて いる ため ，原 子炉 注水と格 納容 器 スプ レイ の同 時 運用 が可 能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤操 作 は起 こりにく いこ と から ，誤操 作等 が 操作 開始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実 態 の操 作開 始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析コ ー ド
及び 解析 条 件（操 作 条
件を 除く 。）の不 確 かさに より ，操 作開 始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，他 の操 作 との重複もないことから，こ の 他の 操作 に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから ，評 価項 目 に与 える
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の不 確 かさ により ，操 作開 始 時間 が遅くな る場 合 でも ，パラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら ，操 作 開始 が遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

代替格納容器スプレ
イ冷 却系（常 設）に よる格納容器冷却操作
は ， 事 象 発 生 の 約 16
時間後に実施するもので あり ，準 備時 間 が確保 でき る ため，時 間
余裕 があ る 。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練（模 擬 操作 含む ）を取 得。訓練 では ，
格 納 容 器 圧 力
279kPa[gage] 到 達
時に，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を実施，
スプレイ操作は約4 分。想定 して い る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確
認し た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.6.4-11

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器除熱
操作（サ プ レ
ッシ ョン・チ
ェン バ側 ）

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4)
解析上の操作開始条件

サプレッショ
ン・チェンバ圧
力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認知】事故時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チェ ンバ 圧 力を 継続 監 視しており，格納容器ベントの操作実施基準（サプレッション・チェンバ圧力310kPa[gage]） に到 達す る のは ，事 象 発 生の 約 28 時 間 後で あり ， 比較 的緩 や かな
パラメー タ 変化 であ るこ と から ，認 知 遅 れが 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【要員配 置 】
中央制御 室 での 操作 のみ で あり ，運転 員 は中 央制 御 室に 常駐 して い るこ とか ら ，要員配置が 操 作開 始時 間に 与 える 影響 は な い。
【移動】
中央制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操作所 要 時間 】
中央制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，緩 や かな 圧力 上 昇に対して十 分 に短 く，操作 所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小
さい。
【他の並 列 操作 有無 】
低圧代替 注 水系（ 常設 ）に よる 原子 炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合が あ る
が，異 なる 運 転員 によ る 対応 が可 能で あ るこ とか ら ，他の 並列 操 作が 操作 開始 時 間に与える 影 響は ない 。
【操作の 確 実さ 】
中央制御 室 での 操作 は，中 央制 御室 の 制御 盤の 操作 ス イッ チに よる 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は 起こ りに く いこ とか ら ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可 能
性は非常 に 小さ い。
なお，中 央制 御 室で の操 作 に失 敗し た 場合 は現 場で の 操作 を実 施す る こと とし て おり，操 作の 信 頼 性 を 向 上 して い る が ， こ の 場 合 ，75 分程 度 は 操 作 開 始 時間 が 遅 れる可能性 が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響
左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。）の 不確 か さに より，操作 開始 時 間が 遅くなる可能性がある
が，他に 並列 操 作が ある場合でも異なる運転員による対応が可能で ある こ とか ら，この他の操作に与える
影響 はな い 。なお ，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場
合に も，異な る 要員 により対応が可能であるこ とか ら，こ の他 の操作に与える影響はない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅れる可能性が ある 。 この 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，格納 容
器 限 界 圧 力 は 620kPa［gage］で あり ，格 納容器の健全性の観点からは問題とならない。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベン ト操 作 は，事象 発
生の 約 28 時間 後に 実施するものであり十分な操作時間余裕が確保されている。また，中央 制 御室 での 遠
隔操 作の 失 敗に より ，格納容器ベント操作が遅 れる 場 合，格納 容器 圧 力 は 310kPa［gage］か ら上 昇す るが，過圧 の 観点 で厳 しい「3．1 雰囲気圧
力・温度 に よる 静的 負荷（ 格納 容 器過 圧・過温破 損） 」 にお いて ，
スプレイを実施しな
い場 合，格 納容 器圧 力が 310kPa[gage] に 到
達し てか ら ，格 納容 器
限界
圧
力620kPa[gage] に 到 達する ま で 11 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績では，移動時
間を 含め 約 64 分 で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4)

項

解析上の
操作開始条
件

条件設定の
考え方

事 象 発 生 48
時間後程度
から

代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯蔵タンクが枯渇しないように設定

目

代 替淡 水 貯槽への 補給

添付 2.6.4-12

操
作
条件
代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 大 型ポ
ン プへ の 燃料補給

事 象 発 生 48
時間後程度
から適宜

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽へ の補 給ま で の時 間は ， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あ り 十分 な時
間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ への 補給 開 始 時間 は， 事 象発 生か ら 48 時 間程 度あり十 分な 時 間余 裕が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は，所要時間
160 分 のと ころ ，訓練実績等により約
120 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給は，各機器の燃料が枯渇しない
時間間隔（許容時間）以内で実施することとしている。可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，許容時間 150 分 のと ころ，訓練実績等によ り 約 25 分 で あり，許容時間内で意図している作業が実施可能である
こと を確 認 した 。

コ メ ン ト No.147-07,148-03,
150-23 に 対 す る 回 答添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

逃がし安全弁による原子炉減圧操作が遅れることで，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の開始時間が有効性評価における設定よりも遅れた場合の評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。
なお，解析は，ベースケースと同様に輻射熱伝達を保守的に取り扱
うＳＡＦＥＲコードを使用している。

1.

燃料被覆管破裂を回避可能な範囲での減圧操作の時間余裕
逃がし安全弁による原子炉減圧操作が有効性評価における設定より も 10 分 及 び 25 分 遅 れ た 場 合 の 感 度 解 析 結 果 を 第 1 表 に 示 す 。
また，燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に，逃がし安全弁による原子炉減圧操作が 10 分 遅 れ た 場 合 の 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ），
燃料被覆管温度及び燃料被覆管酸化割合の推移を第 2 図から第 5 図に示す。
第 1 図 に 示 す と お り ， 10 分 の 遅 れ 時 間 を 想 定 し た 場 合 で も ， 燃 料
被覆管の破裂は発生しないことから，運転員による原子炉減圧操作に は 少 な く と も 10 分 程 度 の 時 間 余 裕 は 確 保 さ れ て い る 。

2.

燃料被覆管に破裂が発生した場合の敷地境界外での実効線量評価
炉心損傷防止対策の有効性評価においては，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないことを考慮し，燃料被覆管の破裂が発生しないことを目安としている。
一方で，実際の炉心は線出力密度の異なる燃料棒から構成されて添付 2.6.5-1

おり，線出力密度の高い一部の燃料棒のみに破裂が発生し，その他の燃料棒には破裂が発生しない場合もある。一部の燃料棒に破裂が発生しても，炉心全体に対する破裂割合が低い場合には，非居住区
域 境 界 外 で の 実 効 線 量 が 評 価 項 目 で あ る 5mSv 以 下 と な る こ と が 考 えられる。
以上により，逃がし安全弁による原子炉減圧操作が有効性評価に
お け る 設 定 よ り も 25 分 遅 れ た 場 合 を 想 定 し ，実 炉 心 設 計 に 基 づ く 破
裂割合を考慮した場合の敷地境界外での実効線量を感度解析により評価した。
減圧時間等の条件は変えずに燃料棒初期線出力密度を変化させた解析を実施し，燃料棒初期線出力密度がどの程度であれば燃料棒が破裂するかの評価を行った結果を第 2 表に示す。本表より，燃料棒
初 期 線 出 力 密 度 が 約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 破 裂 す る と 想 定 した 場 合 ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 に お い て 最 大 線 出 力 密 度 を
44.0kW ／ m と 仮 定 し た 燃 料 棒 線 出 力 密 度 分 布 で は 燃 料 棒 線 出 力 密 度
約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 は 全 燃 料 棒 の 約 0.2％ で あ る こ と か ら ，
実 効 線 量 の 評 価 に お い て は ，保 守 的 に 全 燃 料 棒 の 1％ に 破 裂 が 発 生 す
るものとする。実効線量の評価結果を第 3 表に，ベースケースと同様 の 線 出 力 密 度（ 44.0kW／ m）を 設 定 し た 燃 料 棒 に 対 す る 燃 料 被 覆 管破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に示す。
25 分 の 減 圧 操 作 遅 れ を 想 定 し た 場 合 ， 第 1 図 に 示 す と お り 一 部 の燃料被覆管に破裂が発生するが，第 3 表に示すとおり実炉心設計を
考 慮 し た 場 合 に は 敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 の 最 大 値 は 約 4.4mSv と な
り ， 評 価 項 目 で あ る 5mSv を 下 回 る 。
添付 2.6.5-2

なお，この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで最大 約 4.8×10 ３ Gy／ h， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ で 最 大 約 4.3×10 ４
Gy／ h と な り ，炉 心 損 傷 後 の マ ネ ジ メ ン ト へ 移 行 す る 判 断 基 準 を 上 回
る。

第 1表

減圧操作遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

ベースケースの操作時間からの遅れ時間
10 分
25 分

第 2表

燃料被覆管
最高温度
約 706℃
約 1,000℃

燃料被覆管の酸化量1％ 以 下約 5％

燃 料 被 覆 管 の 破 裂 本 数 と 全 炉 心 の 破 裂 割 合 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）添付 2.6.5-3

第 3表

敷 地 境 界 外 で の 実 効 線 量 評 価 結 果 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）使用するベント設備
格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント
耐圧強化ベント系によるドライウェルベント

敷地境界外での実効線量
約 1.1mSv
約 4.4mSv

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)方NUREG-0630,DATA I(ORNL)向NUREG-0630,DATA J(KfK)のKfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線(N/mm2)25 分 遅 れ

ベースケース10

10 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 1図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力※の関係

添付 2.6.5-4

※：燃料被覆管の円周方向の応力算出方法について

燃料被覆管の破裂については，ＳＡＦＥＲの解析結果である燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係から判定する。
燃料被覆管の円周方向応力σについては，次式により求められる。
2
ここで，
D

：燃料被覆管内径t：燃料被覆管厚さ

Pin ： 燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力
Pout ： 燃 料 被 覆 管 外 側 に か か る 圧 力 （ ＝ 原 子 炉 圧 力 ）である。
燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力 Pinは ， 燃 料 プ レ ナ ム 部 と ギ ャ ッ プ 部の温度及び体積より，次式で計算される。

1
ここで，
V

：体積

T

：温度

N

：ガスモル数R：ガス定数

添 字 P： 燃 料 プ レ ナ ム 部F：ギャップ部である。
燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円
周方向の応力の関係図に示される実験は，ＬＯＣＡ条件下での燃料棒の膨れ破裂挙動を把握することが目的であり，燃料被覆管内にガ
添付 2.6.5-5

スを封入して圧力をかけた状態で加熱することによりＬＯＣＡ条件を模擬している。このため，これらの実験ではペレット−被覆管の接触圧を考慮していない。
また，燃料被覆管内側にかかる圧力のうち，ペレット−被覆管の接触圧は，設計用出力履歴において最大線出力密度を維持する最大燃焼度，すなわち燃料被覆管温度評価を最も厳しくする燃焼度の時に運転中の最大値を取るものの，スクラムによる出力低下に伴って接触圧は緩和される。このため，燃料被覆管内側にかかる圧力にペレット−被覆管の接触圧を考慮しない。

添付 2.6.5-6

10

シュラウド外水位がジェットポン
プ頂部まで低下すると流路が減少
し 水 頭 が 小 さ く な る ま で ，シ ュ ラ ウ
ド内及びジェットポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減 少 に よ り ，逃 が し 安 全 弁 開 閉 間 隔
が広がる。

8

原子炉圧力
（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 3図

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.5-7

1200

燃料被覆管最高温度発生（ 約 706℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 4図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

15

10

（％）
5

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 5図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.5-8

添付資料 2.6.6
7 日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 25 分 後 ， 定 格 流 量 で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し た 低 圧 代

替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
②

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 16 時 間 後 ，

代替淡水貯槽を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイを実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 格 納
容器スプレイを停止する。
③

淡水貯水池から代替淡水貯槽への補給
事 象 発 生 48 時 間 程 度 以 降 か ら ， 淡 水 貯 水 池 の 水 を 代 替 淡 水 貯 槽

へ水位が上昇する流量で補給する。

添付 2.6.6-1

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。事象発

生 48 時 間 程 度 以 降 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 減 少 は ，崩 壊 熱 に よ る 蒸 散 量 に相当する量であるため，崩壊熱による蒸散量以上の流量で補給を行うことで，代替淡水貯槽の水量は回復し，以降安定して冷却を継続することが可能である。

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ開始

積 算 注 水 量 (m３ )

4,300m３ 到 達
代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,320m ３ 必 要 と な る 。 代 替 淡 水 貯
槽 及 び 淡 水 貯 水 池 に 合 計 約 9,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水
量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.6.6-2

添付資料 2.6.7
7 日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 75 5. 5 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 36 .6 k L

可 搬 型 設 備
用 軽 油 タ ン
ク の 容 量 は
約 21 0 kL で あり，7 日間対
応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1, 4 40 . 4 L/ h( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h（ 運 転 時 間 ）× 2 台（ 運転 台 数 ） ＝ 約 4 84 . 0k L
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
77 5 .6 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 1 30 . 3k L
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 1 41 . 2k L
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動（代替淡水貯槽給水）
21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 3 6. 6k L

※１：事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※２：事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※３：緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.6.7-1

添付資料 2.6.8
常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

主要負荷リスト
電源設備：常設代替高圧電源装置
起動順序

主要機器名称

負荷容量(kW)

緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量 (kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

1

12
負荷 積算 イ メー ジ

添付 2.6.8-1

経過 時間 (ｈ )

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.7.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムＬＯＣＡ）」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「インターフェイスシステムＬＯＣＡ（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）」のみである。
コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損し，原子炉冷却材が格納容器外へ漏えいすることを想定する。このため，破断箇所からの原子炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない
場合には，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，ＩＳＬＯＣＡが発生することによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処
設備の有効性評価としては，ＩＳＬＯＣＡに対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，健全な原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，原子炉を減圧することにより原子炉冷却材の流出の抑制を図り，漏えい箇所を隔離することによって格納容器外への原子炉冷却材の流出の停止を図る。
また，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送することによって除熱を行い，格2.7-1

納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムＬＯＣＡ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）を用いた原子炉減圧による漏えい抑制手段並びに隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.7-1 図に，対応手順の概要を第 2.7-2 図に，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 2.7-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び災害対策要員で構成され，合計 10 名である。その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転
員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名である。
発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う災害対策要員は2 名，重大事故等対応要員（現場）は 1 名である。この必要な要員と作業
項目について第 2.7-3 図に示す。
ａ．ＩＳＬＯＣＡの発生
原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。

2.7-2

ｂ．原子炉スクラムの確認
事象発生後に給水流量の全喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｃ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位低（レベル２）設定点に到達し，原子炉隔離時冷却系が自動起動することにより，原子炉への注水が開始されたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）原子炉隔離時冷却系系統流量計等である。
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生の確認
隔離弁（残留熱除去系の注入弁）の開操作に伴いポンプ吐出圧力が変動したこと，主蒸気隔離弁が閉止し原子炉隔離時冷却系が自動起動したにも関わらず原子炉水位の低下が継続していること等によりＩＳＬＯＣＡが発生したことを確認する。
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，
燃料域），残留熱除去系ポンプ吐出圧力計等である。
監視可能であれば，原子炉建屋内空間線量率，区画浸水警報，火災警報等による情報も総合的に確認する。
ｅ．中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入弁の閉止操作を実施するが，これに失敗する。
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設
備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
2.7-3

ｆ．低圧炉心スプレイ系の起動操作
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止失敗後，中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系を起動する。
低圧炉心スプレイ系の起動操作に必要な計装設備は，低圧炉心スプレ
イ系ポンプ吐出圧力計である。
外部電源が喪失している場合は，ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
低圧炉心スプレイ系の起動後，破断箇所からの漏えい抑制のため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に必要な計装設
備は，原子炉圧力計等である。
ｈ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，外部水源にて注水可能な系統として中央制御室からの遠隔操作により低圧代替注水系（常設）を起動する。
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力計である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
ｉ．原子炉水位の調整操作
原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点以上に回復した後は，破断口からの漏えい抑制のため，低圧代替注水系（常設）により原子炉水位を，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点以上で可能な限り低めに維持する。
2.7-4

原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域）等である。
ｊ．中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作
原子炉圧力が 3MPa［gage］に到達後，対応可能な要員にて中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入弁以外の電動弁の閉止操作を実施する。
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設
備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域），原子炉圧力計等である。
ｋ．残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プー
ル冷却操作を実施する。
残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作に必要な計装設
備は，サプレッション・プール水温度計等である。
ｌ．現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
現場操作により残留熱除去系の注入弁を閉止し，残留熱除去系を隔離する。
現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
ｍ．原子炉水位の調整操作
残留熱除去系の隔離成功後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位
を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定
点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位計（広帯域，燃料域）等である。
2.7-5

以降，炉心冷却は低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により，格納容器除熱は残留熱除去系により継続的に行う。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
ｏ．可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
ｐ．タンクローリによる燃料補給操作
対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

2.7.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損する「ＩＳＬＯＣＡ」である。また，原子炉水位の低下を厳しくする観点で，評価上は給水流量の全喪失を想定する。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果及び気液熱非平衡並びに原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，
気液分離（水位変化）
・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが2.7-6

可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲにより原子炉圧力，
原子炉水位，燃料被覆管温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価
では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行う
ことで燃料被覆管温度の評価結果がＳＡＦＥＲコードより低くなるＣＨＡ
ＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスにおける主要な解析条件を第 2.7-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の誤開放による残留熱除去系の系統圧力上昇により，残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部に破断面積約 21cm ２ 相当の漏えいが発生するものとする。
破断面積は，ＩＳＬＯＣＡ発生時の系統加圧状態を保守的に考慮した構造健全性評価 ※ の結果，系統に破損が発生しないことを確認したことから，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である残留熱除去系の熱交換器フランジ部に対して，保守的にガスケットに期待しない場
合にフランジ部に生じる間隙の面積を設定した。
2.7-7※；保守的に圧力 8.2MPa[gage]及び温度 288℃が継続して負荷される条件にて構造健全性評価を実施（添付資料 2.7.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
ＩＳＬＯＣＡの発生を想定する残留熱除去系Ｂ系が機能喪失するものとする。
また，原子炉冷却材の漏えいにより残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系も機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の観点で厳しくなる。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環ポンプを全台トリッ
プさせるものとする。
2.7-8

(c)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 弁を使用するものとし，容量として，1 弁当
たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04〜7.86MPa[dif] ※ において）の流量で原子炉へ注水する。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉減圧と同時に注水を停止するものとする。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧。（以下同様）(e)

低圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）による原子炉減圧後に，最小流量特性（0〜1,561m ３ ／h，注水圧力 0〜1.99MPa[dif] ※ において）で原子炉へ注水するものとする。また，ＩＳＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において外部水源による注水を優先するため，原子炉減圧後に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始し，原子炉水位が
原子炉水位低（レベル３）設定点まで回復した 1 分後に注水を停止す
るものとし，残留熱除去系の隔離成功後は，原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持するものとする。

(f)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水ポンプを 2 台使用するものとし，原子炉注水のみ
2.7-9

を実施する場合は，炉心冷却を厳しく評価する観点で機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0〜378m３ ／h，注水圧力：0〜2.38MPa[dif]）で原子炉へ注水するものとする。また，運転手順に従い，ＩＳＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において，漏えい抑制のために原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り低めに維持することから，評価上は，漏えい量を厳しくする観点で原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持するものとする。また，隔離成功後は低圧炉心スプレイ系による内部水源の
原子炉注水に切り替えることから，残留熱除去系の隔離に成功した 1分後に注水を停止するものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って，以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作は，状況判断，
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作，低圧炉心ス
プレイ系の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 15 分後に実施するものとする。なお，外部電源がない場合でも，非常用ディーゼル発電機等が自動起動し非常用母線に電源を供給することから運転員等操作に与える影響はない。

(b)

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作は，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受及び
低圧代替注水系（常設）の起動準備に要する時間を考慮して，事象発生 17 分後に完了するものとする。
2.7-10(c)

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，ＩＳＬＯＣＡ発生時の現場環境並びに現場移動及び操作に要する時間を考慮して，事象発生 5 時間後に完了するものとする。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.7-4 図から第 2.7-8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生
位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム
部のボイド率，破断流量の推移並びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.7-9 図から第2.7-15 図に示す。
※：炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む二相水位であることから，
原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展事象発生と同時に給水流量が全喪失することで原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。この後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
2.7-11

系の注入弁の閉止を試みるが，これに失敗するため，低圧炉心スプレイ
系を起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作を実施し，原子炉冷却材の漏えいを抑制する。また，低圧代替注水系（常設）を起動し，隔離に成功するまでの期間は，外部水源による原子炉注水を実施する。
事象発生の 5 時間後に，現場操作により残留熱除去系の破断箇所を隔離した後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位は適切に維持される。
高出力燃料集合体のボイド率については，原子炉減圧や原子炉注水により増減するが，炉心の冠水状態は維持されるため燃料被覆管温度が上昇することはない。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.7-9 図に示すとおり，炉心の冠水が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃をコメント No.181-18 に対する回答下回る。燃料被覆管最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.7-4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により約 7.79MPa［gage］以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，原子炉減圧や破断箇所
から原子炉建屋へ流出するものを除く蒸気がサプレッション・プールへ流入することで上昇する。一方，設計基準事故「原子炉格納容器内圧力，2.7-12

雰囲気等の異常な変化」の「原子炉冷却材喪失」においては，事象開始から原子炉圧力容器内で発生した蒸気はすべて格納容器内に流入し続けることを想定し解析しており，この場合でも格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度の最大値は，それぞれ約 0.25MPa[gage]及び約 136℃にとどまる。このため，本事象においても格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び200℃を下回る。
第 2.7-5 図に示すように，中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作には失敗するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作を実施することで破断箇所からの原子炉冷却材の漏えいが抑制され，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水が維持される。その後，現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作を実施し，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続する
ことで，炉心の冠水状態が維持され，高温停止状態での炉心の冷却が確保されている。残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作を実施することで，安定状態が確立し，またその状態を長期的に維持することが可能である。
（添付資料 2.7.2）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目」に示す（1）から（4）の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.7-13

2.7.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，給水流量の全喪失及びＩＳＬＯＣＡの発生に伴い原子炉水位が低下するため，原子炉を減圧することで原子炉冷却材の漏えい量を抑制すること及び漏えい箇所の隔離操作を実施することが特徴である。
よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作及び事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作），低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作及び現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作とする。

(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて＋50℃高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなり，
燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
2.7-14

炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，解析結果は燃料被覆管酸化を大きく評価する可能性があるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.3）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
及び発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.7.3）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.7-2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を2.7-15用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう
保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，ゆらぎにより
解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電されること
で低圧炉心スプレイ系の電源は確保され，また，低圧代替注水系（常2.7-16設）の起動準備操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33〜41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は崩壊熱が小さくなる傾向となるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，格納容器圧力等の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の外部電源の有無については，事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定するとともに，保守的に給水流量の全喪失も想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和さ
2.7-17

れるが，この場合でも初期の原子炉注水は原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動することで確保されることから評価項目となるパラメータに与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることで，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.7.3）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間
として事象発生から 15 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含めて設定
していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の低圧代替注水系（常設）の起動準備操作は，解析上の操
作開始時間として事象発生 17 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，外部電源がない場合も考慮し，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作
2.7-18開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 5 時間後を設定している。運転
員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間
は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は
解析上の設定よりも若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.7.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合，減圧時点の崩壊熱が高くなるが，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により炉心の冠水状態は維持されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の低圧代替注水系（常設）の起動準備操作は，運転員等操
作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始
時間よりも早くなる可能性があるが，低圧代替注水系（常設）による
外部水源注水への切換えは，低圧炉心スプレイ系により炉心の冠水状態が維持されていることを確認した後に実施することから，この場合でも評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操
作開始時間よりも早くなる可能性があるが，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により炉心の冠水状態は維持されることから，評価項目
2.7-19

となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.7.3）(3)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作（低圧
炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，減圧が遅れた場合でも原子炉
隔離時冷却系の原子炉注水により，炉心の冠水状態は維持されることから，時間余裕がある。
操作条件の低圧代替注水系（常設）の起動準備操作は，操作が遅れた場
合でも低圧炉心スプレイ系により炉心の冠水状態が維持されることから，時間余裕がある。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，閉止操作の有無に関わらず，低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により，炉心の冠水状態は維持されることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.7.3）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間
2.7-20

余裕がある。

2.7.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」において，重大事故等対策に必要な要員は，「2.7.1(3）とおり 10 名であり，「6.2

炉心損傷防止対策」に示す

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」において，必要な水源，燃料及び電源は,「 6.1(2)

資源の評価条件」にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 490m ３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m３ の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様の対応である。
（添付資料 2.7.4）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定していない。
なお，外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の2.7-21

運転継続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定
すると，7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替
交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル
発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設
備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 2.7.5）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定していない。
なお，外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約982kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.7.6）

2.7.5

結

論

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」では，ＩＳ
ＬＯＣＡの発生により原子炉冷却材が流出し，原子炉水位の低下が継続し，
2.7-22

炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）を用いた原子炉減圧による漏えい抑制手段，隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段並びに安定状態に向けた対策として残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」の重要事故
シーケンス「ＩＳＬＯＣＡ」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水並びに残留熱除去系による格納容器
除熱を実施することで炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯ
ＣＡ）」において，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水，逃がし安全弁（自動減圧機能）を用いた原子炉減圧による漏えい抑制，残留熱除去系による格納容器除熱等の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認で2.7-23

き，事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対して有効である。

2.7-24

第 2.7-1 表
操作及び確認
ＩＳＬＯＣＡの発生

原子炉スクラムの確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（1／4）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
−

常設設備

原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧 −設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。
・原子炉がスクラムしたことを確認する。
−−

平均出力領域計装
起動領域計装【原子炉隔離時
冷却系】【主蒸気隔離弁】
ＡＴＷＳ緩和設
備（代替再循環
ポンプトリップ
機能）
ＩＳＬＯＣＡ発生の確 ・隔離弁の開操作に伴いポンプ吐出圧力が変動したこと， −認
主蒸気隔離弁が閉止し原子炉隔離時冷却系が自動起動したにも関わらず原子炉水位の低下が継続していること等によりＩＳＬＯＣＡが発生したことを確認する。

−

原子炉水位計（広帯域）
原子炉水位計（SA 広帯域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）−

中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作−

原子炉水位計（広帯域）
原子炉水位計（SA 広帯域）
【原子炉隔離時冷却系系統流量計】
残留熱除去系ポンプ吐出圧力計
原子炉水位計（広帯域）
原子炉水位計（SA 広帯域）

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

2.7 25

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。

・中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入 −弁の閉止操作を実施するが，これに失敗する。
・残留熱除去系ポンプのコントロールスイッチを停止位置に固定するとともに，レグシールポンプを停止する。

【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.7-1 表
操作及び確認
低圧炉心スプレイ系の起動操
作

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（2／4）
手順

2.7 26・中央制御室からの残留熱除去系の注入弁の閉止失敗後，中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系を起動する。
・外部電源が喪失している場合には，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・低圧炉心スプレイ系の起動操作の完了後，による原子炉減圧操作
中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放することにより，原子炉減圧操作を実施する。
・原子炉減圧に伴い，低圧炉心スプレイ系か
らの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・炉心損傷がないことを継続的に確認する。
低圧代替注水系（常設）の起動
準備操作

原子炉水位の維持操作

常設設備【低圧炉心スプレ
イ系】【非常用ディーゼ
ル発電機】
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
【低 圧炉 心スプレイ 系ポンプ
吐出圧力計】

逃がし安全弁（自動減圧機能）−

・ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，中央制御室か 常 設 低 圧 代 替 注 水らの遠隔操作により低圧代替注水系（常設） 系ポンプを起動する。
代替淡水貯槽・外部電源喪失が喪失している場合は，中央 常 設 代 替 高 圧 電 源
制御室からの遠隔操作により常設代替高圧 装置
電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。 軽油貯蔵タンク
・原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設 常 設 低 圧 代 替 注 水
定点以上に回復した後に，低圧代替注水系 系ポンプ（常設）により，原子炉水位異常低下（レ 代替淡水貯槽
ベル２）設定点以上で可能な限り低めに維 常 設 代 替 高 圧 電 源
装置持する。
軽油貯蔵タンク−【−

原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）【低圧炉心スプレイ系流量計】
格納容器雰囲気放射線モニタ
常設 低圧 代替注水系 ポンプ吐
出圧力計

原子 炉水 位計（広帯 域，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量計
代替淡水貯槽水位計】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.7-1 表
操作及び確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（3／4）
手

順

常設設備

2.7 27中央制御室における残留熱除
去系の弁の閉止操作

・原子炉圧力が 3MPa［gage］到達後，中央制
御室からの遠隔操作により残留熱除去系の電動弁の閉止操作を実施する。

−

残留熱除去系によるサプレッ
ション・プール冷却操作

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を開始する。
・現場操作により残留熱除去系の注入弁を閉止し，残留熱除去系を隔離する。

【残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）】

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作【残留熱除去系注入弁】【

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）
原 子炉水 位計（広帯域 ，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA燃料域）−
サプ レッ ション・プ ール水温度計
【残留熱除去系系統流量計】−

原子 炉水 位計（広帯 域，燃料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
残 留熱除 去系ポンプ吐 出圧 力計】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 2.7-1 表
操作及び確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（4／4）
手順

2.7 28原子炉水位の調整操作

・残留熱除去系の隔離成功後は，低圧炉心ス
プレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。

使用済燃料プールの冷却操作・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。
・対応可能な要員にて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水源補給を実施する。
・対応可能な要員にてタンクローリにより可搬型代替注水設備用軽油タンクから可搬型
代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作
タンクローリによる燃料補給操作−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子 炉水 位計（広帯 域，燃 料域）
原子炉水位計（SA 広帯域，SA
燃料域）
原子炉圧力計
原子炉圧力計（SA）【低圧炉心スプレイ系流量
計】
−
−

−

−

−

−

−

−

常設設備
【低圧炉心スプレ
イ系】【非常用ディーゼ
ル発電機】
軽油貯蔵タンク【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作コメント No.163-46 に対する回答

第 2.7-2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（1／6）

目

主要解析条件

解析コード

ＳＡＦＥＲ

原子炉熱出力

条件設定の考え方
本重要事故シーケンスの重要現象を評価できるコード

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

通常水位を設定

炉心流量48,300t／h（100％流量）

定格流量を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

初期条件

2.7 29

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下の観点で厳しい設定となる。このため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13か月）に調整運転期間（約 1 か月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定

第 2.7-2 表
項

目

起因事象

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（2／6）

事故条件

主要解析条件

条件設定の考え方

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器フランジ部に約 21cm２ の破断面積を想定

残留熱除去系の構造健全性評価の結果，ＩＳＬＯＣＡによる加圧事象発生時（圧力 8.2MPa[gage]，温度 288℃）においても破損が発生することはないため，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，ガスケットに期待しない場合にフランジ部に生じる間隙の面積を破断面積として設定（添付資料 2.7.1）

ＩＳＬＯＣＡの発生を想定する
残留熱除去系Ｂ系の機能喪失
安全機能の喪失に対する仮定

2.7 30外部電源

原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失
外部電源ありＩＳＬＯＣＡが発生した系統の機能喪失を想定
残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の原子炉建屋への漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系は事象発生と同時に機能喪失するものとして設定
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下の観点で厳しくなる

第 2.7-2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（3／6）

2.7 31

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環ポンプトリップ
機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台停止

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉減圧操作と同時に注水停止
原子炉隔離時冷却系

条件設定の考え方
起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定
起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２）信号による再循環ポンプトリッ
プを設定
設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっている

最小流量特性：・注水流量：136.7m ３ ／h
・注水圧力： 1.04〜7.86MPa[dif]MPa[dif]：原子炉圧力容器と水源との差圧

低圧炉心スプレイ系

原子炉減圧後は，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点まで回復した 1 分後に注水停止
残留熱除去系の隔離成功後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
最小流量特性・注水流量：0〜1,561m ３ ／h
・注水圧力：0〜1.99MPa[dif]設計値を設定原子炉水位の観点で厳しい設定として，最小流量特性を設定

第 2.7-2 表

2.7 32

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

目

主要解析条件

原子炉減圧後は，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点まで回復した以降に，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持
残留熱除去系の隔離成功の 1 分後に注水停止
低圧代替注水系（常設）

条件設定の考え方

炉心冷却の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定＜常設低圧代替注水ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0〜378m３ ／h
・注水圧力：0〜2.38MPa[dif]原子炉圧力（ MPa[dif]）項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（4／6）

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300
流 量（m3 /h）

400

500

第 2.7-2 表
項目

2.7 33

重大事故等対策に関連する機器条件

逃がし安全弁

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（5／6）
主要解析条件（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h／個
8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h／個
8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h／個
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h／個
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h／個（原子炉減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.7-2 表
項目

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（6／6）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.7 34

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作

事象発生から 15 分後

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作

事象発生から 17 分後

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

事象発生から 5 時間後

条件設定の考え方
運転手順に基づきＩＳＬＯＣＡが発生し，中央制御室からの遠隔隔離操作に失敗した場合に，原子炉圧力容器からの漏えいを抑制するために実施することから，状況判断，中央制御室からの遠隔隔離操作及び減圧操作に要する時間を考慮して設定。
運転手順に基づき，ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した場合に実施することから，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電及び低圧代替
注水系（常設）の起動準備に要する時間を考慮して設定
ＩＳＬＯＣＡ発生時の現場環境並びに現場移動及び操作に要する時間を考慮して，事象発生 5 時間後に隔離が完了するものとして設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7 35

代替
循環
冷却系
ポンプ

→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ

→

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

←

※1

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

←

※1

→

※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

緊急用海水系
ポンプ

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

漏えい想定
箇所

↑

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ→
残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.7-1 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

コメント No.182-15 に対する回答

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7 36

代替
循環
冷却系
ポンプ

タン クロ ー リ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

←

※1

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

漏えい想定
箇所

↑

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ→↑
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

淡水 貯水 池←高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.7-1 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（漏えい抑制のための原子炉減圧後の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7 37

代替
循環
冷却系
ポンプ

タン クロ ー リ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ
緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

←

※1

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ
※2

常設 低圧 代 替注 水
ポン プＡ 及 びＢ

→

←

※1

→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
Ｂ， Ｄ※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

漏えい想定
箇所

↑

※2

※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

→

↑
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑
海へ ※2

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

淡水 貯水 池←高圧 代替 注 水系 ポン プ
（評 価上 考 慮し ない ）第 2.7-1 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（隔離成功後の低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

本評価においては，残留熱除去系Ｂ系のＩＳＬＯＣＡ事象を想定しているが，残留熱除去系Ａ系等においてＩＳＬＯＣＡ事象が発生した場合でも，同様の対応を取ることにより事象を収束することができる。
なお，残留熱除去系Ａ系におけるＩＳＬＯＣＡを想定し，保守的に原子炉建屋東側に設置されている機器の機能喪失を仮定する場合，原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心スプレイ系に代わり，高圧炉心スプレイ系を使用する。

定期試験開始「残留熱除去系Ｂ系
電動弁作動試験」
残留熱除去系Ｂ系注入弁全開試験
時「RHR PUMP B DISCH PRESS ABNORMAL
HI/LO」警報発報

凡

例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判

断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）(解析上の時刻)（0秒）：運転員と重大事故等対応要員
ISLOCA 発生（給水流量の全喪失※１）（現場）の共同作業

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達

原子炉スクラムの確認※２

可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作原子炉水位異常低下（レベル２）
設定点到達

主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認※４

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認※３，４

タンクローリによる燃料補給操作使用済燃料プール
冷却操作

再循環ポンプトリップの確認※４

ISLOCA 発生の確認※５

中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作※７

成功

隔離成功の確認※６失敗
原子炉隔離時冷却系により原子炉水位を維持し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。その後，原子炉を減圧し，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

低圧炉心スプレイ系の起動操作※８（15分）

逃がし安全弁による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）※９

原子炉水位の維持操作※１１

原子炉圧力 3MPa[gage]到達※１：評価上は給水流量の全喪失を想定している。
中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作※１０※３：原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて高圧炉心スプレイ系も自動起動するが，評価上は漏えいが発生する
西側区画に設置されている高圧炉心スプレイ系の機能喪失を想定している。
※４：中央制御室にて，機器ランプ表示，自動起動警報，ポンプ吐出圧力計，系統流量計指示，原子炉水位計（広帯域），原子炉圧力計等にて確認する。

残留熱除去系による
サプレッション・プール冷却操作※１２(5時間)※２：原子炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域計装等により確認する。

※５：複数のパラメータによりＩＳＬＯＣＡの発生を確認する（補足１）。
※６：原子炉水位挙動の変化，残留熱除去系の吐出圧の変化，原子炉建屋床ドレンサンプポンプ運転頻度の低下等により総合的に隔離成功を確認する。

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作※７：ＩＳＬＯＣＡ発生時は，外部水源の原子炉注水系統を確保するため，低圧代替注水系（常設）を起動する。外部電源がない場合には，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作を実施する。
※８：原子炉注水を原子炉隔離時冷却系のみで実施中の場合は，漏えい抑制のための原子炉減圧操作の実施前に低圧
炉心スプレイ系等を起動し，低圧で注水可能な系統を確保する。

原子炉水位の調整操作※１３※９：ＩＳＬＯＣＡ発生時に中央制御室からの注入弁閉止による隔離に失敗した場合は，漏えい抑制のため原子炉を減圧する。
※１０：残留熱除去系の弁の閉止操作は，原子炉減圧操作に伴い原子炉圧力が残留熱除去系の低圧設計部の最高使用圧力である3MPa(gage)以下まで低下した後に実施する。

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を継続する。その後，残留熱除去系を原子炉停止
時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

※１１：ＩＳＬＯＣＡ発生時は，隔離操作が完了するまでの間，漏えい抑制のために原子炉水位を低めに維持するのが望ましいこと及び原子炉水位異常低（レベル２）にて高圧炉心スプレイ系の自動起動信号，主蒸気隔離弁の自動閉止信号等が発信することを踏まえ，原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り原子炉水位を低く維持する。（補足２）※１２：格納容器バイパス事象であるが，漏えい抑制のための原子炉減圧等に伴いサプレッション・プール水温度が32℃を超える場合は，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。
※１３：残留熱除去系の注入弁の閉止完了後は，原子炉注水を低圧炉心スプレイ系に切替え，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。

補足１
ＩＳＬＯＣＡの発生は，隔離弁等の開操作実施時に以下のパラメータにより確認する。
・弁操作を実施した系統の圧力変動（残留熱除去系ポンプ吐出圧力計）
・主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始されたにも関わらず原子炉水位の低下が継続（原子炉水位計（広帯域，ＳＡ広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量計）
監視可能であれば，以下のパラメータによる情報も勘案し総合的にＩＳＬＯＣＡ発生を確認する。
・系統異常過圧警報（RHR PUMP DISCH PRESS ABNORMAL HI/LOW 等）発報
・区画浸水警報（RHR Hx AREA FLOODING 等）発報
・区画温度上昇警報（RHR EQUIPMENT AREA AMBIENT TEMP HI 等）発報
・火災警報発報
・原子炉建屋内空間線量率上昇警報（R/B AREA RADIATION HIGH）発報
・原子炉建屋内ダストモニタ上昇警報（DUST MONITOR SYS ABNORMAL）発報
・主蒸気流量と給水流量とのミスマッチ発生・原子炉建屋内異常漏えい警報（R/B FD SUMP LEAKAGE HIGH，R/B FD SUMP LEVEL HI-HI 等）発報
・原子炉建屋機器ドレンサンプ温度高（R/B ED SUMP TEMP HIGH）発報
・ドライウェル圧力及び雰囲気温度が有意に上昇していない

第 2.7-2 図

補足２
ＩＳＬＯＣＡの発生時は，原子炉水位異常低下（レベル２）以上を維持しつつ，漏えい抑制のため可能な限り原子炉水位を低めに維持する。
・原子炉水位低（レベル３）・・・・・・・・300mm
・原子炉水位異常低下（レベル２）・・・・・−950mm
・高圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・−1,227mm
・低圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・−1,227mm
・原子炉水位異常低下（レベル１）・・・・・−3,800mm
・残留熱除去系注水ノズル・・・ ・・・・・−3,983mm
・燃料有効長頂部 ・・・・・・・・・・・・−4,248mm

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の対応手順の概要

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17,205-08 に対する回答

2.7-38

格 納容 器バ イ パス （ ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ）

経 過時 間0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60
分

2

3

4

5

6
時間

備 考

事象 発生
原子 炉ス ク ラム

【 】は他作業後移動してきた要員

約20秒

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡操作項目

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達
プラ ント 状 況判 断

操作の内容

運転員
(中央制御室)

運転員
(現場)

約15分

原 子炉 減圧 開始

約17分

原 子炉 圧力 3MPa[gage]到達

約 5時 間残 留 除 去 系からの漏 えい 停 止

重大事故等対応要員(現場)●ＩＳＬＯＣＡ発生の確認●外部電源喪失及び給水流量全喪失の確認●原子炉スクラムの確認

状況確認

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起 動の確認 は，外部電源がない場合に実施する●タービン停止の確認
−

10 分

−
●非常用ディーゼル発電機等の自動起動確認●再循環ポンプトリップの確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認

中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作【 1人 】
A−−●残留熱除去系の注入弁の閉止操作（失敗）●残留熱除去系レグシールポンプの停止操作

低圧炉心スプレイ系の起動操作【 1人 】
A−−●低圧炉心スプレイ系の起動操作

2分

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作【 1人 】
A−−●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の開放操作

1分

残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操
作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作

常設代替高圧電源装置による緊急用
母線受電操作【 1人 】
B−−●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線
受電操作

低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作【 1人 】
B−−●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
統構成

原子炉水位の維持操作【 1人 】
B−−●低圧代替注水系（常設）による原子炉水位調整
操作

中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作−−−●熱交換器出入口弁等の閉止操作

現場における残留熱除去系の注入弁
の閉止操作

−

3人
C,D,E

1人
a

●保護具装備/装備補助●現場移動●残留熱除去系B系の注入弁の閉止操作

原子炉水位の維持操作【 1人 】
B−−●低圧炉心スプレイ系による原子炉水位調整操作

使用済燃料プール
の冷却操作

−

−

−

可搬型代替注水大型ポンプによる水
源補給操作

−

−

−

タンクローリによる燃料補給操作

−

2分

系

6分

外部電源がない場合に実
施する

4分

3分
漏え い抑 制 のた め原 子炉 水 位を 原子 炉 水 位異 常低 下 （レ ベル ２） 以 上で 可能 な 限 り低 めに 維 持対応可能な要員にて実施
する

115分
原子 炉水 位 低（ レベ ル３）
設定点から原子炉水位高（レ ベル ８）設定 点 に維持
使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合でも ， プ ー ル 水 温 度 が 80℃に到達するまでには1日程度の時間余裕があるた
め，本操作は対応可能な要員にて実 施する。

●使用済燃料プールの冷却操作●可搬型代替注水大型ポンプの移動，ホース 敷設等

対応可能な要員にて実施
する●ポンプ起動及び水源補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリ への補給−

対応可能な要員にて実施
する−●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

必要要員合計

2人
A,B

3人
C,D,E

1人
a

第 2.7-3 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の作業と所要時間

2.7-3910（最大値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能） による
手動減圧

8

原子炉圧 力

原子炉圧力

MPa[abs]（MPa[abs]）

主蒸気隔離弁
閉鎖による
圧力上昇

6

4

臨界流モデルの切り替わりによる
圧力低下

2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-4図

原子炉圧力の推移

コメント No.147-02,18 に対する回答

20

低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水位制御

原子炉減圧操作に伴いボイドが発生し，二相水位が上昇

原子炉水位（シ ュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド外低圧代替注水系（常設）による
水位維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド内（炉心上部プレナム）

10臨界流モデルの切り替わりに伴い減圧することで二相水位が上昇
レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）

燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）（ｍ） (m)

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-5図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

2.7-406

コメント No.147-05 に対する回答

2000
低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

1500

注水流量

注水 流量

低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）設定点到達時に注水停止）

1000

原子炉隔離時冷却系による注水

３(m ／h)（m3/h）
臨界流モデルの切り替わりに伴う過渡的な注水流
量の変化

500

低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持するよう注水）

0
0

1

2

3

4

5

6

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-6図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気流量

蒸 気流量

3000

逃がし安全弁
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁(t／h) 2000（t/h）

臨界流モデルの切り替わりに伴う蒸気流量の増加

1000

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-7図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.7-416

500
破断による冷却材流出により水量減少

原子炉圧 力容器内の保 有水量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

低圧代替注水系（常設）による水量維持低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水量の変化400

300
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増加により保有水量が減少

200

100
注水開始による水量回復

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-8図

1200

燃料被覆管 温度(℃)

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（最高温度：初期値（約 309℃）を上回らない）

1000

800

600

原子炉減圧による飽和温度の低下400

炉心は冠水維持されているため
燃料被覆管温度は飽和温度を維持

200

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7-9 図

燃料被覆管温度の推移

2.7-42

コメント No.147-02 に対する回答

1.0E+6
核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

熱 伝 達 係数

1.0E+4

1.0E+3低圧炉心スプレイ系の原子炉注水に伴い圧力が低下し，ボイド率が一時的に増加する
ことで，熱伝達係数が低下(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
低圧炉心スプレイ系
注水時の減圧によるボイド率増加原子炉減圧に伴うボイド率増加

1

ボイド率

0.8
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増
加により減圧することでボイド率が増加

0.6
(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7-11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.7-43

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2
低圧炉心スプレイ系
作動時の減圧によるボイド率増加1

原子炉減圧に伴うボイド率増加

ボイド率

ボイ ド率

0.8
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増加により減圧することでボイド率が増加

0.6

(−)
（−）
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

6

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7-12図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

コメント No.147-02,05 に対する回答

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加0.6

低圧炉心スプレイ系
作動に伴う減圧によるボイド発生（−）(−)
原子炉減圧完了に伴う
ボイド消滅

0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7-13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.7-44

6

500
平衡均質流
モデル

差圧流モデル

400

破断流量
破断流量

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

300

（t/h）
(t／h)

200

臨界流モデルが平衡均質流モデルから差圧流モデルに切り替わるタイミングでの不連続な変化（差圧流モデルは単純な理論式により破断流量を大きめに評価）

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.7-14 図

破断流量の推移

2.7-45

SA3NT2LPI99AG3AN000

610000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

周方
向

円周方向の応力円のGEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線
2) ２
(N/mm
(N／mm
)

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.7-15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.7-46

添付資料 2.7.1
コメント No.182-10,11,13,19,20,205-09,11 に対する回答

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の破断面積及び現場環境等について

1.

評価対象系統について
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬ

ＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続し格納容器外に敷設された配管を有する系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離する隔離弁の誤開放等により低圧設計部分が過圧され，格納容器外での原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。
ＩＳＬＯＣＡの評価対象となる系統は，確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）での対象系統の選定の考え方に従い以下の条件を基に選定している。
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続し格納容器外に敷設された配管を第 1 図に，
ＰＲＡでの選定結果を第 1 表に示す。
①出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が閉止されており，隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統を選定②閉状態の弁が直列に 4 弁以上設置されている系統は発生頻度の観点で除外
ＰＲＡにおいて選定された対象系統のうち，残留熱除去系停止時冷却モード
配管については，通常運転中に隔離弁の開閉試験を実施しない系統であるため，対象外とした。なお，仮に残留熱除去系停止時冷却モード吸込配管にてＩＳＬ
ＯＣＡが発生した場合は，原子炉圧力はサプレッション・プールに放出されるため系統が加圧されることはなく，残留熱除去系停止時冷却モード原子炉圧力容器戻り配管にてＩＳＬＯＣＡが発生した場合は，系統加圧状態が注入配管にて発生した場合と同じとなることから，注入配管にてＩＳＬＯＣＡ発生を想定
添付 2.7.1-1

した場合の構造健全性評価に包含される。
以上により，ＩＳＬＯＣＡの評価対象としては，以下が選定された。
・高圧炉心スプレイ系
・原子炉隔離時冷却系
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（Ａ系，Ｂ系）
・残留熱除去系（Ｃ系）

これらの評価対象に対して構造健全性評価を実施し，この結果に基づき有効性評価における破断面積を設定する。

添付 2.7.1-2

MO

格納 容器
AO

MO

原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ
配管
残留 熱除 去 系原 子 炉圧
力容 器頂 部 スプ レ イ配
管

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

逃が し安 全 弁

高圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管
低圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管

AO

NO

AO

主蒸 気系 配 管

原子炉圧力容器

添付 2.7.1-3

残留 熱除 去 系Ａ系
注入 配管
残留 熱除 去 系Ｂ系
注入 配管
残留 熱除 去 系Ｃ系
注入 配管

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
蒸気 供給 配 管

AO

給水 注入 配 管
ほう 酸水 注 入系
注入 配管

圧力 容器 計 装系
計装 配管

残留 熱除 去 系
停止 時冷 却 モー ド
吸込 配管

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒引 抜 側配 管

MO

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒挿 入 側配 管
MO

AO
MO

MO

原子 炉冷 却 材浄 化系
入口 配管

MO

原子 炉再 循 環ポ ン プ

原子 炉再 循 環ポ ン プ
MO

MO

MO

残留 熱除 去 系
停止 時冷 却 モー ド
注入 配管

MO

MO

MO

MO

MO

確率 論的 リ スク 評 価に おけ る
ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ評 価 対象

試料 採取 系 サン プリング配管

第1図

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続し，格納容器外に敷設されている配管

第1表
系統名

ＰＲＡでのＩＳＬＯＣＡの評価対象の選定結果
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続されている配管
給水系注入配管

選定結果

備

考

対象外 ※１

通常運転時に隔離弁が開状態となっており，隔離弁の誤開放等により発生するＩＳ
ＬＯＣＡ評価の対象外

高圧炉心スプレイ注入配管
原 子炉 隔離 時冷 却系 原子 炉圧 力
容器頂部スプレイ配管

評価対象
評価対象

−

原 子炉 隔離 時冷 却系 蒸気 供給 配
管対象外 ※１

低圧炉心スプレイ系

低圧炉心スプレイ系注入配管

評価対象

通常運転時に隔離弁が開状態となっており，隔離弁の誤開放等により発生するＩＳ
ＬＯＣＡ評価の対象外−

残留熱除去系（Ａ,Ｂ,Ｃ）

残留熱除去系原子炉注入配管

評価対象

残留熱除去系（Ａ,Ｂ）

残 留熱 除去 系停 止時 冷却 モー ド
吸込配管

評価対象

残 留熱 除去 系停 止時 冷却 モー ド
原子炉圧力容器戻り配管
残 留熱 除去 系原 子炉 圧力 容器 頂部スプレイ配管

評価対象
対象外 ※２

閉状態の弁が直列に 4 弁設置されておりＩＳＬＯＣＡの発生頻度が十分低いため対象外

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 挿入 側
配管

対象外 ※１制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 引抜 側
配管

対象外 ※１

通常運転時に隔離弁が開状態となっており，隔離弁の誤開放等により発生するＩＳ
ＬＯＣＡ評価の対象外

ほう酸水注入系

ほう酸水注入系注入配管

対象外 ※２

閉状態の弁が直列に 4 弁設置されており ISLOCA の発生頻度が十分低いため対象外

原子炉冷却材浄化系
主蒸気系

原子炉冷却材浄化系入口配管
主蒸気系配管

対象外 ※１
対象外 ※１

原 子炉 圧力容 器計 装
系

原子炉圧力容器計装系配管

対象外 ※１

通常運転時に隔離弁が開状態となっており，隔離弁の誤開放等により発生するＩＳ
ＬＯＣＡ評価の対象外

試料採取系

試料採取系サンプリング配管

対象外 ※１

給水系

高圧炉心スプレイ系
原子炉隔離時冷却系

残留熱除去系（Ａ）

制御棒駆動水圧系−−−−※１：出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が閉止されており，隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統ではないため除外。
※２：閉状態の弁が直列に 4 弁以上設置されている系統は発生頻度の観点で除外。

添付 2.7.1-4

2.

ＩＳＬＯＣＡ発生時に低圧設計部に負荷される圧力及び温度条件の設定
1.で選定されたＩＳＬＯＣＡの評価対象については，低圧設計部の機器設計は同等であるため，以下では加圧範囲に大きなシール構造である熱交換器が設置されている残留熱除去系（Ａ系）に対する構造健全性評価について示す。
残留熱除去系は，通常運転中に原子炉圧力が負荷される高圧設計部と低圧設計部とを内側隔離弁（逆止弁（テスタブルチェッキ弁））及び外側隔離弁（電動弁）の 2 弁により隔離している。外側隔離弁には，弁の前後差圧が低い場
合のみ開動作を許可するインターロックが設けられており，開許可信号が発信した場合は警報が発報する。また，これらの弁の開閉状態は中央制御室にて監視が可能である。本重要事故シーケンスでは，内側隔離弁の内部リーク
及び外側隔離弁前後差圧低の開許可信号が誤発信している状態を想定し，この状態で外側隔離弁が誤開放することを想定する。また，評価上は，保守的に逆止弁の全開状態を想定する。
隔離弁によって原子炉定格圧力が負荷されている高圧設計部と低圧設計部
が物理的に分離されている状態から隔離弁を開放すると，高圧設計部から低圧設計部に水が移動し，配管内の圧力は最終的に原子炉定格圧力にほぼ等しい圧力で静定する。
一般に，大きな圧力差のある系統間が隔離弁の誤開放等により突然連通し
た場合，低圧側の系統に大きな水撃力が発生することが知られている。特に低圧側の系統に気相部が存在する場合，圧力波の共振が発生し，大きな水撃力が発生する場合があるが，残留熱除去系は満水状態で運転待機状態にある
ため，その懸念はない。また，残留熱除去系以外の非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系も満水状態で運転待機状態にある。
一方，満水状態であったとしても，隔離弁が急激に開動作する場合は大き添付 2.7.1-5

な水撃力が発生するが，緩やかな開動作であれば管内で生じる水撃力も緩やかとなり，また，後述するとおり圧力波の共振による大きな水撃力も発生せず，圧力がバランスするまで低圧側の系統が加圧される。
電動弁は，駆動機構にねじ構造やギアボックス等があるため機械的要因では急激な開動作（以下「急開」という。）とはなり難い。また，電動での開放時間は約 10.6 秒であり，電気的要因でも急開とならないことから，誤開放を想定した場合，水撃作用による圧力変化が大きくなるような急開とはならない。
文献 ※１ によると，配管端に設置された弁の急開により配管内で水撃作用による圧力変化が大きくなるのは，弁の開放時間（Ｔ）が圧力波の管路内往復時間（μ）より短い場合であるとされている。
T

1

2L

Ｔ：弁の開放時間（s）
μ：圧力波の管路内往復時間（s）
Ｌ：配管長（m）
α：圧力波の伝搬速度（m／s）

ここで，αは管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみなすことができ，保守的に圧力波の管路内往復時間が長くなるように水の音速（α）を 1,400m／s ※２ とし，実機の残留熱除去系（低圧注水系）の注水配管の配管長を基に配管長（Ｌ）を保守的に 130m とすると，圧力波の管路内往復時間（μ）は約 0.19 秒となる。残留熱除去系の外側隔離弁（電動弁）の開放
添付 2.7.1-6

時間（Ｔ）は約 10.6 秒であることから，水撃作用による大きな圧力変化が生じることはなく，低圧設計部に負荷される圧力は原子炉圧力を大きく上回る
ことはないと考えられる。
※１：水撃作用と圧力脈動[改定版]第 2 編「水撃作用」（（財）電力中央研究所

元特任研究員秋元徳三）※２：圧力 0.01MPa[abs]，水温 0℃の場合，水の音速は約 1,412.3m／sとなる。なお，液体の音速の圧力及び温度の依存性は小さいが，圧力については小さいほど，温度については約 70℃までは小さいほど音速は小さくなる傾向がある。

以上より，残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により系統が加圧される場合においても，原子炉圧力を大きく超える圧力は発生しないものと考えられるが，残留熱除去系の逆止弁が全開状態において電動弁が 10.6 秒で全閉から全開する場合の残留熱除去系の圧力推移をＴＲＡＣＧコードにより評価した。
残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値を第 2 表に，圧力推移図を第 2 図
に示す。

第2表

残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値

位
置
注入弁（F042A）入口（系統側）
逃がし弁（F025A）入口
熱交換器
ポンプ出口逆止弁（F031A）出口

圧力最大値（MPa[abs]）
約 7.50
約 7.10
約 8.00
約 8.01

添付 2.7.1-7

注 入 弁（ F042A ） 入 口（ 系 統側 ）
逃 が し弁 （ F025A ） 出口
熱 交 換器ポ ン プ出 口 逆止 弁（ F031A ）出 口

第2図

残留熱除去系過圧時の圧力推移

弁開放直後は，定格運転状態の残留熱除去系の注入弁出口（原子炉圧力容器側）の圧力（7.2MPa[abs]）に比べて最大約 0.8MPa 高い圧力（8.01MPa[abs]）
まで上昇し，その後，上昇幅は減衰し 10 秒程度で静定する。
次項の構造健全性評価にあたっては，圧力の最大値であるポンプ出口逆止弁 出 口におけ る約 8.01MPa［abs］に， 加圧される範 囲の最 下端の水頭 圧（ 0.24MPa ） を 加 え た 約 8.25MPa[abs] を 丸 め て ゲ ー ジ 圧 力 に 変 換 し た
8.2MPa[gage]が保守的に系統に負荷され続けることを想定する。また，圧力の上昇は 10 秒程度で静定することからこの間に流体温度や構造材温度が大きく上昇することはないと考えられるが，評価上は保守的に構造材温度が定格運転状態の原子炉冷却材温度である 288℃となっている状態を想定する。

添付 2.7.1-83.

構造健全性評価3.1

構造健全性評価の対象とした機器等について
残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により加圧される範囲において，圧力バ

ウンダリとなる以下の箇所に対して 2.で評価した圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下に晒された場合の構造健全性評価を実施した。
①

熱交換器

②

逃がし弁

③

弁

④

計

⑤

配管・配管フランジ部

器

詳細な評価対象箇所を第 3 図及び第 3 表に示す。

添付 2.7.1-9

復水移送系より

MO
F086

F018-202
FT-N013F018-201

原子炉隔離時冷却系へ
F061

F023

FT

MO

F016A

F017A
dPT-N058A

格納容器スプレイヘッダ

F170A

可燃性ガス濃度制御系へ
FF101A
FF020-215

dPT

FF104A

F009-201

FF022-230

MO

F009
-202

NO

F042A
FF029-201
F007
-207

FT-N015A

FT
F007
-206

FF022-205

F063A

MO

低圧設計

高圧設計

F053A

F041A

FD042A-1

F092A

NO

原子炉再循環系へ
F050A

V25-606

F090A

F025A
FF012

FT

FF020-230

F027A

F024A

FD053A-1

MO

FT-N060A

F091

原子炉再循環系より

サプレッション・チェンバスプレイへ
F009

MO

F008

MO

添付 2.7.1-10

FF022
-221

FF020-205

FF022
-223

FF029-202

復水移送系より

原子炉圧力容器

MO

FF022-219

サプレッション・チェンバへ
MO
F049

F048A

残留熱除去系
熱交換器

MO

TE

F073A

F074A

FF006-202

低圧炉心スプレイ系より
PT-N002A TE-N004A

PT

F065A

FF006-201
F007
-208

AO

F003A

MO
F084A
FR004A

TE

F007
-204
PT-N026A

PT

MO
F047A

FF020-201

F080A F060A

F007
-203

F085A

PT

PT-N053A

TE-N027A

MO

F087A

MO

F181A

MO

サプレッション・チェンバより

F071A

F072A

MO

残留熱除去系ポンプ A

F098A

F006A

F051A

MO
F031A

F179A

残留熱除去系Ｂ系より
F006B

残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

第 3図

残留熱除去系Ａ系の評価対象範囲

第3表
機

評価対象範囲に設置された機器

器

弁番号，個数等

①

熱交換器

1個

②

逃がし弁

③

弁

1台
F025A
20 台
F003A，F016A，F023，F024A，F027A，F031A，
F047A，F048A，F049，F051A，F053A，F063A，
F085A，F086，F087A，F098A，F170A，FF012，
FF101A，FF104A
17 台
F065A，F072A，F073A，F074A，F080A，
F171 ， F179A ， F181 ， FF020-201 ，FF020-206 ， FF020-215 ， FF020-230 ，FF022-205 ， FF022-219 ， FF022-221 ，FF022-223,FF022-230
10 台
FF006-201 ， FF006-202 ， FF007-203 ，FF007-204 ， FF007-206 ， FF007-207 ，FF007-208 ， FF009-201 ， FF018-201 ，
FF018-202
4台
F060A，FF029-201，FF029-202，V25-606
10 個
TE-N004A ， TE-N027A ， PT-N002A ，
PT-N026A ， PT-N053A ， dPT-N058A ，
FT-N013，FT-N015A，FT-N060A，
FT-N060A
1式

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器
隔離弁

サンプル弁
④

計

器

⑤

配

管

添付資料 2.7.1-11

3.2

構造健全性評価の結果

(1)

熱交換器
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧，加温される熱交換器の各部位について，「東海第二発電所

工事計画認可申請書」（以下「既工認」と い う 。） を 基 に 設 計 上 の 裕 度 を 確 認 し ， 裕 度 が 評 価 上 の 想 定 圧 力（8.2MPa[gage]）と系統の最高使用圧力（3.45MPa[gage]）との比である
2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入り口・
出口管台及びフランジ部について評価した。
ａ．胴側胴板（厚肉部，薄肉部）「発電用原子力設備規格を含む））＜第Ⅰ編

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版

軽水炉規格＞（JSME S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格」という。）「PCV-3122

円筒形の胴の厚さの規定」を適用

し，胴板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要最小厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
計算上必要な厚さ ※ １
判定 ※２
(mm)
(mm)
(t ｓ ≧t)
厚肉部
SB410
53.32
35.71
○
薄肉部
SB410
37.05
35.71
○
※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値。設計引張強さ（S ｕ ）までの余裕を考えると，さらなる余裕が含まれることになる。
※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

ｂ．胴側鏡板設計・建設規格「PCV-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定 1」を適用し，胴側鏡板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要最小厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-12

評価部位

材

実機の最小厚さ
(mm)
56.95

料

胴側鏡板
SB410
※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

計算上必要な厚さ ※ １
(mm)
35.08

判定 ※２
(t ｓ ≧t)○ｃ．胴側入口・出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用し，胴側入口・出口管台の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要最小厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
評価部位

材

料

実機の最小厚さ(mm)

胴側入口・
SF490A14.55
出口管台※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

計算上必要な厚さ ※ １
(mm)

判定 ※２
(t ｓ ≧t)8.62○

ｄ．フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容応力以下であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
必要な断面積判定 ※実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
フランジ部
106,961
74,184246
262○※：ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

(2)

逃がし弁
ａ．弁

座

設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」

を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必
要最小厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しない
添付 2.7.1-13

ことを確認した。
実機の最小厚さ
計算上必要な厚さ ※１
(mm)
(mm)
弁 座
2.8
0.7
※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

ｂ．弁

判定 ※２
○

体

弁体下面にかかる圧力が全て弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を評価した。その結果，許容せん断応力は発生せん断応
力以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生せん断応力
(MPa)
弁 体
81
※：発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位

許容せん断応力
(MPa)
88

判定 ※
○

ｃ．弁本体の耐圧部
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
必要な最小厚さ ※１
(mm)
(mm)
弁本体の耐圧部
9.0
4.8※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

判定 ※２
○

ｄ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
実機の断面積
必要な断面積
判定 ※
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
弁耐圧部の接合部
481.3
438.5
215
142
−
※：ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.1-14

上記の評価の結果，ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容圧力以上であったため，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボン
ネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がマイナスであり，弁耐圧部の接合部が圧縮されることになるが，許容応力が発生応力以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確
認した。
発生応力
(MPa)
弁耐圧部の接合部
17※：発生応力が許容応力以下であること

許容応力
(MPa)
152

評価部位

(3)

判定 ※
○

弁
ａ．弁本体
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは計算上必要な厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認し
た。
弁番号

材

料

F003A
SCPH2
F016A
SCPL1
F024A
SCPL1
F027A
SCPH2
F031A
SCPH2
F047A
SCPH2
F048A
SCPH2
F049
SCPH2
F063A
SCPH2
F086
SCPH2
F098A
SCPH2
F170A
SCPL1
F065A
SCPH2
F072A
SCPH2
F080A
SCPH2
F060A
SCPH2
FF029-201
SUS304
FF029-202
SUS304※１：１次一般膜応力 0.6Su 適用値

実機の最小厚さ
(mm)
22.0
20.0
24.0
10.0
22.5
22.0
31.0
7.0
11.0
8.0
23.0
16.0
8.0
11.0
11.0
6.5
12.5
12.5

添付 2.7.1-15

計算上必要な厚さ ※１
(mm)
10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

判定 ※ ２(tｓ ≧t)
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

※２：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

ｂ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，F024A，F086，F065A，F080A，F060A，FF029-201
及び FF029-202 の弁はボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容圧力以下の弁の評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
ボルトの
ボルトの
発生
許容
実機の断面積
必要な断面積応力
応力
判定 ※(mm ２ )
(mm２ )
(MPa)
(MPa)
F003A
13,672
18,675
253
177
−
F016A
11,033
14,289
237
168
−
F024A
16,406
15,451
167
168
○
F027A
1,758
2,919
197
177
−
F031A
13,40011,608
305
177
−
F047A
13,672
18,675
253
177
−
F048A
11,03324,157
153
177
−
F049
2,770
3,818
181
177
−
F063A
1,803
2,060
206
177
−
F086
901
693
127
177
○
F098A
11,241
13,372
315
177
−
F170A
5,411
5,821
242
168
−
F065A
1,204
1,192
124
165
○
F072A
1,803
2,060
206
177
−
F080A
901
833
118
177
○
F060A
321
261
86
177
○
FF029-201
601
318
47
165
○
FF029-202
601
318
47
165
○
※：ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
弁番号

また，上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボンネッ
トフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスである
弁については，伸び量がガスケットの復元量以下であり，評価した部位
は漏えいが発生しないことを確認した。伸び量がマイナスの弁について
はボンネットフランジとリフト制限板がメタルタッチしており，それ以添付 2.7.1-16

上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナッ
ト座面の面圧とボンネットフランジとリフト制限板の合わせ面の面圧が材料の許容応力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいが発生しないことを確認した。
ｶﾞｽｹｯﾄ
発生応力
許容応力
判定 ※
復元量
(MPa)
(MPa)
(mm)
F003A
0.008
0.1
−
−
○
F016A
0.004
0.1
−
−
○
F027A
0.015
0.1
−
−
○
F031A
−0.029
−
45
596
○
F047A
0.008
0.1
−
−
○
F048A
0.063
0.1
−
−
○
F049
0.001
0.1
−
−
○
F063A
0.001
0.2
−
−
○
F098A
0.002
0.2
−
−
○
F170A
0.001
0.2
−
−
○
F072A
0.001
0.2
−
−
○
※：伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること。
伸び量
(mm)

弁番号

なお，以下の弁は加圧時の温度，圧力以上で設計していることから，破損は発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

弁番号
F023，F051A

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計圧力8.62MPa

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171，F179A，F181A，FF020-201，FF020-206，FF020-215，
FF020-230，FF022-205，FF022-219，FF022-221，FF022-223，
FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，FF007-206，
FF007-207，FF007-208，FF018-201，FF018-202
V25-606

添付 2.7.1-17

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
25.9MPa

(4)

計

器

ａ．圧力計，差圧計
以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30〜40℃における設計引張強さに対する 288℃における
設計引張強さの割合は SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても加圧時における圧力以上であることから，破損は発生しないことを確認した。
計器番号
PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

計装設備耐圧（MPa）
14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )

判定
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．温度計
日 本 機 械 学 会 「 配 管 内 円 柱 状 構 造 物 の 流 量 振 動 評 価 指 針 」（ JSME
S012-1998）を適用し，同期振動発生の回避又は抑制の判定並びに応力評
価及び疲労評価を実施した。その結果，換算流速 Vγ が 1 より小さく，許容値が組み合わせ応力を上回り，かつ，設計疲労限σ Ｆ が応力振幅を上回ることから，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
（同期振動発生の回避又は抑制評価）
計器番号

流速 V
(m／s)

換算流速 Vγ

換算係数率 C ｎ

TE-N004A

0.77

0.08

0.05

TE-N027A

0.76

0.08

0.05

※：Vγ ＜1，Cｎ ＞64，Vγ ＜3.3 かつ C ｎ ＞2.5 のいずれかを満足すること

添付 2.7.1-18

判定 ※○（Vγ ＜1 のため）○
（Vγ ＜1 のため）

（流体振動に対する強度評価）
応力振幅の
設計疲労限
判定 ※
（MPa）
TE-N004A
14.7
184
0.43
76
○
TE-N027A
14.7
184
0.41
76
○
※：組合せ応力が組合せ応力の許容値以下であること，かつ，応力振幅が応力振幅の設計疲労限以下であること
組合せ応力
(MPa)

計器番号

(5)

配

組合せ応力の許容値(MPa)

応力振幅
（MPa）

管

ａ．管
設計・建設規格「PPC-3411

直管(1)内圧を受ける直管」を適用し，必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
評価部位

既工認配管 No

実機の最小厚さ
(mm)
12.80
12.80
9.71
5.25
5.25
5.25
6.21
7.17
11.20
4.55
14.40
9.01
12.51
12.51

3
4
6
9
10
17
26
管
31
34
37
39
40
56
58
※1：１次一般膜応力 0.6Su 適用値※2：実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

計算上必要な厚さ ※ １
（mm）
8.26
8.26
5.94
1.91
1.91
1.91
2.76
3.61
6.23
1.28
10.09
5.32
7.63
7.63

判定 ※２
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．フランジ部
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジ応力算定

用応力を算出し，フランジボルトの伸び量を評価した。その結果，伸び量がマイナスであり，フランジ部が圧縮されることになるが，ガスケッ
トの許容圧縮量が合計圧縮量以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-19

ｶﾞｽｹｯﾄの
許容圧縮量
（mm）
1.30
2.60
2.60

ｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄの合計圧縮量（mm）
初期圧縮量
【最大値】
（mm）
1.20
1.21
−0.01
ﾌﾗﾝｼﾞ部
2.40
2.41
−0.04
2.40
2.44
※：伸び量がマイナスの場合は，発生応力が許容応力以下であること。
伸び量
（mm）
【最小値】

評価部位

4.

判定 ※
○
○
○

破断面積の設定について
3.の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分が加圧されたとしても，破損は発生しないことを確認した。
そこで，残留熱除去系の加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交
換 器 フ ラ ン ジ 部 に 対 し て ， 保 守 的 に 弁 開 放 直 後 の 圧 力 ピ ー ク 値 （ 8.2MPa［gage］），原子炉冷却材温度（288℃）に晒され続け，かつ，ガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。

評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1

熱交換器
8.2
288
0.19
フランジ部
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

伸び量（mm）
＋
⊿L2

−
⊿L3

1.31

1.19

内径
(mm)

全部材
伸び量
(mm)

破断面積
(cm ２ )

2,120

0.31

約 21

その結果，破断面積は約 21cm ２ となり，有効性評価のＩＳＬＯＣＡでは，残留熱除去系熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいが発生することを想定する。
なお，他の系統において加圧事象が発生したとしても，低圧設計部の機器設計は同等であり，本構造健全性評価の結果から破損が発生することはないと考えられる。また，残留熱除去系Ａ系及びＢ系以外の系統は，加圧範囲に熱交換器のような大きなシール構造を有する機器は設置されていない。

添付 2.7.1-20

5.

現場の環境評価
ＩＳＬＯＣＡが発生した場合，事象を収束させるために,健全な原子炉注
水系統による原子炉注水操作，逃がし安全弁による原子炉減圧操作及び残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作を実施する。また，漏えい箇所の隔離は，残留熱除去系（低圧注水系）の注入弁を現場にて閉止する想定としている。
ＩＳＬＯＣＡ発生に伴い原子炉冷却材が原子炉建屋内に漏えいすることで，建屋下層階への漏えい水の滞留並びに高温水及び蒸気による建屋内の雰
囲気温度，湿度，圧力及び放射線量の上昇が想定されることから，設備の健全性及び現場作業の成立性に与える影響を評価した。
現場の環境評価において想定する事故条件，重大事故等対策に関連する機器条件及び重大事故等対策に関連する操作条件は，有効性評価の解析と同様
であり，ＩＳＬＯＣＡは残留熱除去系Ｂ系にて発生するものとする。
なお，ＩＳＬＯＣＡが残留熱除去系Ａ系にて発生することを想定した場合
は，破断面積（21 ㎝ ２ ）及び破断箇所（熱交換器フランジ部）はＢ系の場合と同じであり，漏えい発生区画は東側となることから，原子炉建屋の東側区画の建屋内雰囲気温度等が同程度上昇する。

(1)

設備の健全性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に期待する設備は，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系Ａ系及び低圧代替注水系（常設），逃がし安全弁並びに関連する計装設備である。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内環境を想定した場合の設備の健全性への影響について以下のとおり評価した。

添付 2.7.1-21

ａ．溢水による影響
東海第二発電所の原子炉建屋は，地下 2 階から 5 階まで耐火壁を設置
し東側区分と西側区分に区画化することで，非常用炉心冷却系を物理的に分離する方針である。ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材の漏えいは，残留熱除去系Ｂ系が設置されている西側区画において発生するのに対して，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系は東側区画に位置していることから，溢水の影響はない。
低圧代替注水系（常設）は，ポンプが原子炉建屋から物理的に分離された区画に設置されているため，溢水の影響はない。また，低圧代替注
水系（常設）の電動弁のうち原子炉建屋内に設置されるものは原子炉建
屋 3 階以上に位置しており，事象発生から有効性評価において現場隔離操作の完了タイミングとして設定している 5 時間までの原子炉冷却材の流出量は 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 程度であるため，溢水の影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響
別紙 7 に示すとおり，東側区画における温度・湿度については，初期値から有意な上昇がなく，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系への影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の原子炉建屋内の電動弁は，西側区画に位置するものが 2 弁あるが，これらはＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内の環境を考慮しても機能が維持される設計とすることから影響はない。逃がし安全弁及び関連する計装設備についても，別紙 6 に示す温度・湿度条件において機能喪失することはない。

添付 2.7.1-22

(2)現場操作の成立性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に必要な現場操作は，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作である。また，
ＩＳＬＯＣＡ発生時のアクセスルートは，原子炉建屋内の環境を考慮して，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時には漏えいが発生している
原子炉建屋西側とは逆の原子炉建屋東側区画から入域し，東側区画の 3 階まで昇った後に注入弁の閉止操作場所である西側区画 3 階に移動して作業を実施する。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の操作場所及びアクセスルートを
第 4 図に示す。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内環境を想定した場合のアクセス性への影響を以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響
東側区画は，ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材漏えいが発生する西側
区画とは物理的に分離されていることから，溢水による東側区画のアクセス性への影響はない。また，別紙 7 に示すとおり，注入弁は西側区画の 3 階に設置されており，この場所において注入弁の現場閉止操作を実施するが，事象発生から有効性評価において現場隔離操作の完了タイミ
ングとして設定している 5 時間までの原子炉冷却材の流出量は 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2階の床面から約 2m 程度であるため，操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。
なお，別紙 8 に示すとおりブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。

添付 2.7.1-23

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響
別紙 7 に示すとおり，東側区画における温度・湿度については，初期値から有意な上昇がなく，アクセス性への影響はない。また，西側区画のうちアクセスルート及び操作場所である 3 階においては，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から有効性評価において現場隔離操作の完了タイミングとして設定している 5 時間までの雰囲気
温度の最大値は約 41℃程度であり，操作場所へのアクセス及び操作は可能である ※ 。
なお，別紙 8 に示すとおりブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に操作及び操作場所へのアクセスは可能である。
※：想定している作業環境（最大約 41℃）においては，主に低温やけどが懸念されるが，一般的に，接触温度と低温やけどになるまでのおおよその時間の関係は，44℃で 3〜4 時間として知られている。
（出典：消費者庁

News Release（平成 25 年 2 月 27 日））

ｃ．放射線による影響
別紙 9 に示すとおり，原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子炉建屋内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，線量率は最大でも約 15.2mSv／h 程度である。残留熱除去
系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制で交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋内の滞在時間は約 36 分であるため，作業時間を 1 時間と設定し時間減衰を考慮しない場合においても作業員の受ける実効線量は約 15.2mSv である。
また，時間減衰によってその線量率も低下するため，線量率の上昇が期待している機器の機能維持を妨げることはない。
添付 2.7.1-24

なお，事故時には原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の一部はブローアウトパネルを通じて環境へ放出されるおそれがあるが，これらの事
故時においては原子炉建屋放射能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.1-25

(3)

結

論

ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内環境を想定した場合でも，ＩＳＬＯ
ＣＡ対応に必要な設備の健全性は維持される。また，中央制御室の隔離操作に失敗した場合でも，現場での隔離操作が可能であることを確認した。

6.

敷地境界外の実効線量評価について
ＩＳＬＯＣＡが発生後，原子炉建屋が加圧されブローアウトパネルが開放された場合，原子炉建屋内に放出された核分裂生成物がブローアウトパネルから大気中に放出されるため，この場合における敷地境界外の実効線量を評価した。
その結果，敷地境界外における実効線量は約 1.2×10−１ mSv となり，
「2.6

Ｌ

ＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（約 6.2×10−１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回ることを確認した。

添付資料 2.7.1-27

別紙 1
熱交換器からの漏えいの可能性について

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板及び胴側入口・出口管台及びフランジ部について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4（隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力 8.2MPa[gage]と最高使用圧力 3.45MPa[gage]の比）より大
きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・出口管台及びフランジ部について評価した。
別第 1-1 表に既工認強度計算結果の設計裕度及を示す。

添付資料 2.7.1-28

別第 1-1 表

既工認強度計算結果の設計裕度（3.45MPa，249℃）

評価部位
胴板（厚肉部）
胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側出口
胴側液面計
胴側ドレン
胴側ベント(1)
胴側ベント(2)
胴側入口
胴側逃がし弁（座）胴側逃がし弁（管）

1.2

評価方法

(1)

胴側胴板の評価

実機の値
53.32mm
最小厚さ
37.05mm
最小厚さ
56.95mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
6.15mm
最小厚さ62.50mm
最小厚さ
5.50mm
最小厚さ10.00mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
5.45mm
最小厚さ
3.20mm
最小厚さ

設計・建設規格「PVC-3122

判定基準≧34.21mm
必要厚さ≧34.21mm
必要厚さ≧33.64mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.56mm
必要厚さ≧2.26mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.42mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.80mm
必要厚さ

裕

度

1.55
1.08
1.69
1.87
10.98
27.65
6.54
23.80
1.87
6.48
4.00

円筒形の胴の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さ以上であることを
確認した。
t

PD
2S
1. 2 Pi

t：胴側胴板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：胴の内径（＝2,000mm）
S：胴板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）
添付 2.7.1-29

SB410）

(2)胴側鏡板の評価
設計・建設規格「PVC-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定１」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上である
ことを確認した。
PD K
2S
0.2 P

t

i

t：胴側鏡板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：鏡板の内面における長径（＝2,000mm）
K：半だ円形鏡板の形状による係数（＝1.0）
S：鏡板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃

SB410）

η：継手効率（＝1.0）(3)

胴側入口，出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さ以上であることを確認し
た。
t

PD
2S
0.8P
0

t：胴側入口，出口管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（＝558.8mm）
S：管台の設計引張強さ（Su＝438MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）

添付 2.7.1-30

SF490A）

(4)

フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容応力以下であることを確認した。

1.3

評価結果

熱交換器の各部位について評価した結果，別第 1-2 表及び別第 1-3 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

別第 1-2 表
評価部位
胴側胴板（厚肉部）
胴側胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側入口・出口管台

実機の値
53.32mm（実機の最小厚さ）
37.05mm（実機の最小厚さ）
56.95mm（実機の最小厚さ）
14.55mm（実機の最小厚さ）

別第 1-3 表
評価部位
フランジ部

フランジ部以外の評価結果

ボルトの実機の断面積(mm２ )
106,961

判定基準
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.08mm（計算上必要な厚さ）
8.62mm（計算上必要な厚さ）

フランジ部の評価結果
ボルトの必要な断面積(mm２ )
74,184添付 2.7.1-31

発生応力
(MPa)
246

許容応力
(MPa)
262

別紙 2
逃がし弁からの漏えいの可能性について逃がし弁について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位

逃がし弁については，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時において吹き出し前に加圧される弁座，弁体及び入口配管並びに吹き出し後に加圧される弁耐圧部及び弁耐圧部の接合部について評価した。

1.2

評価方法

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時には 8.2MPa[gage]になる前に逃がし弁が吹き出し，圧力は低下すると考えられるが，ここでは，逃がし弁の吹き出し前に加圧される箇所と吹き出し後に加圧される箇所ともに 8.2MPa[gage]，
288℃になるものとして評価する。

(1)

弁座の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁座は円筒形の形状であることから，設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」を準用し，計算上必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。
t

PD
2S
0.8P
0

添付 2.7.1-32

t：管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（mm）
S：使用温度における許容引張応力（MPa）
η：継手効率 ※※：弁座は溶接を実施していないため，1.0 を使用

(2)

弁体の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁体の中心部は弁棒で支持されており，外周付近は構造上拘束されていることから，弁体下面にかかる圧力（8.2MPa[gage]）がすべての弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を算出し，許容せん断応力以下であることを確認する。
FA

F 1.054D

4P

σ：せん断応力（MPa）
F：せん断力（N）
A：弁体最小断面積（mm ２ ）D：弁座口の径（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）(3)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最添付 2.7.1-33

小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確
認した。
t

Pd
2 S 1.2 P

t：弁箱の必要な厚さ
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点(4)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容応力以下であることを確認した。
別第 2-1 表
評価部位
弁耐圧部の接合部

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
481.3

ボルトの必要な断面積(mm２ )
438.5

発生応力
(MPa)
215

許容応力
(MPa)
142

上記を満たさない場合は，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボンネットボル
トの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ 以下であることを確認した。
添付 2.7.1-34

※：ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになる。弁耐圧部の接合部については，ボンネットフランジとリフト制
限板がメタルタッチしており，それ以上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナット座面の面圧並びにボンネットフ
ランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧が材料の許容応力を以下であることを確認した。
ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

＋8×⑥

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）添付 2.7.1-35

)
×⑦

)

③

：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本あたりに発生する荷重（N）⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※：伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設

添付 2.7.1-36

定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）※：伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

(c)

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
添付 2.7.1-37

S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a ２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧
d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）添付 2.7.1-38

1.3

評価結果

逃がし弁の各部位について評価した結果，別第 2-2 表から別第 2-6 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-39

別第 2-2 表

評価結果（弁座）

評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

D０ ：外径（mm）

弁座

SUS3048.2

19

別第 2-3 表材料

添付 2.7.1-40

別第 2-4 表
評価部位

材料

弁本体の耐圧部

SCPH2

P：内圧
（MPa）
8.2

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

2.8

0.7

許容せん断応力 ※(MPa)
88

発生せん断応力(MPa)
81

実機の最小厚さ（mm）
9.0

計算上必要な厚さ（mm）
4.8

評価結果（弁体）

P：内圧
A：弁体最小断面積（mm２ ）（MPa）
弁体
SUS3048.2
19※：ボイラー構造規格より設計の許容値として 0.8S を適用した。
評価部位

S：使用温度における許容引張応力（MPa）110

D：弁座口の径(mm)
15

評価結果（弁本体の耐圧部）
d：内径（mm）
50

S：設計引張強さ（MPa）191

別第 2-5 表

評価部位①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

弁耐圧部の
接合部

16

16

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの伸び量）③縦弾性係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

④線膨張
係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞ
ﾙﾄ)
(mm／
mm℃)

1839601.29E-05

別第 2-6 表
添付 2.7.1-41

評価
部位

① 締付
ﾄﾙｸ値
(N・m)

② ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ本数(本)③
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ外径
(mm)

弁耐圧部の
接合部

25.01

6

12

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞの材料⑥線膨張係数(弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／mm℃）

S45C

1.29E-05

SCPH2

1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの内圧による伸び量(mm)⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ
の熱によ
る伸び量
(mm)

⑩伸び量
(mm)

SCPH2

−0.003

0.111

0.111

−0.003弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの発生応力）④ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
締付ﾄﾙｸ
による
全締付荷重
(N)

⑤
ｶﾞｽｹｯﾄ
反力円の
直径
(mm)

⑥
ｶﾞｽｹｯﾄの
有効幅(mm)

62,525

62.5

3.25

⑦
ｶﾞｽｹｯﾄ係数8.2MPa の
加圧に
必要な
最小荷重
(N)

⑨
不足する
荷重
(N)

⑩
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
1 本当たり
に発生する
荷重
(N)

⑪
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
径面積(mm２ )⑫ ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの
発生応力
(MPa)

2.75

53,937

8,588−1,431

84.3

17

⑧

別紙 3
弁（逃がし弁を除く。）からの漏えいの可能性について逃がし弁を除く弁について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。
ここで，以下の弁については隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力，温度以上で設計していることから破損が発生しないことを確認した。

別第 3-1 表機器等
プロセス弁

弁の設計圧力・温度

弁番号F023，F051A

設計圧力8.62MPa

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生しないことを確認した。

別第 3-2 表
機器等
プロセス弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

弁の許容圧力

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171 ， F179A ， F181 ， FF020-201 ， FF020-206 ，FF020-215，FF020-230，FF022-205，FF022-219，
FF022-221，FF022-223，FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，
FF007-206，FF007-207，FF007-208，FF018-201，
FF018-202
V25-606

添付 2.7.1-42

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
25.9MPa1.

強度評価
評価対象弁の構成部品のうち，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に破損が発生すると想定される部位として，弁箱及び弁蓋からなる弁本体の耐圧部並びに弁本体耐圧部の接合部について評価した。
(1)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さを上回ることを確認した。
Pd
2 S 1.2 Pt

t：弁箱の必要な厚さ
P：ＩＳＬＯＣＡ発生時の圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点(2)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積を上回り，かつ，発生応力が許
容応力を下回ることを確認した。
別第 3-3 表
弁番号
F024A
F086
F065A
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
16,406
901
1,204
901
321
601
601

ボルトの必要な断面積(mm２ )
15,451
693
1,192
833
261
318
318

添付 2.7.1-43

発生応力
(MPa)
167
127
124
118
86
47
47

許容応力
(MPa)
168
177
165
177
177
165
165

上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボ
ンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ ３ を下回ることを確認した。
※３：ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになる。弁耐圧部の接合部については，ボンネットフランジとリフト制
限板がメタルタッチしており，それ以上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナット座面の面圧並びにボンネットフ
ランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧が材料の許容応力を下回ることを確認した。

添付 2.7.1-44

ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

)

＋8×⑥

×⑦

)

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）③：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本あたりに発生する荷重（N）⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）
添付 2.7.1-45

③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※：伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）※：伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

添付 2.7.1-46

(c)

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a ２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧
d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）
添付 2.7.1-47

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）

1.3

評価結果

弁（逃がし弁を除く。）の各部位について評価した結果，別第 3-3 表から別第3-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-48

別第 3-3 表

弁耐圧部の強度評価結果

添付 2.7.1-49

評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

d：内径（mm）

S：設計引張強さ（MPa）

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F086
F098A
F170A
F065A
F072A
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SUS304
SUS304

8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2

480
416
480
144
444.5
480
660
184
184
90
500
280
136.5
184
102
54
45
45

191
186
186
191
191
191
191
191
191
191
191
186
191
191
191
191
128
128

22.0
20.0
24.0
10.0
22.5
22.0
31.0
7.0
11.0
8.0
23.0
16.0
8.0
11.0
11.0
6.5
12.5
12.5

10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

別第 3-4 表

弁耐圧部の接合部評価結果（ボンネットボルトの伸び量）

添付 2.7.1-50

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

186,960
186,960
186,960④線膨張
係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(mm／
mm℃)
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05

A193 B7
A320 L7
A193 B7

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

64

186,960

1.29E-05

SCM435

1.29E-05

66
65
41
26
54
53
26

186,960
186,960
186,960
186,960
186,960
186,960
186,960

1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

A193 B7
A193 B7
A193 B7
SCM3
SCM3
SNB7
SCM3

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

弁番号①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

③縦弾
性係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

F003A
F016A
F027A

66
62
36

66
62
36

F031A

58

F047A
F048A
F049
F063A
F098A
F170A
F072A

66
65
41
11
60
47
11

別第 3-5 表

弁番号①
締付ﾄﾙｸ値(N・m)②
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
本数
(本)

③
ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ外
径
(mm)

F031A

911

20

33

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料
SCPH2
SCPL1
SCPH2
ASTM
A515
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2

⑥線膨張
係数
(弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／
mm℃）
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
内圧によ
る伸び量
(mm)

⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの熱による伸び
量(mm)

⑩伸び量
(mm)

ｶﾞｽｹｯﾄ
の
復元量

SCPH2
SCPL1
SCPH2

−0.004−0.007
0.008

0.469
0.440
0.256

0.457
0.429
0.249

0.008
0.004
0.015

0.1
0.1
0.1

1.29E-05

SCPH2−0.029

0.422

0.422

−0.029

−1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2

−0.0040.051−0.006
0.001
0.002
0.001
0.001

0.469
0.462
0.291
0.128
0.394
0.346
0.128

0.457
0.450
0.284
0.128
0.394
0.346
0.128

0.008
0.063
0.001
0.001
0.002
0.001
0.001

0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2
0.2

⑪
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
径面積(mm２ )⑫ ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの
発生応力
(MPa)

許容
応力
(MPa)

670.2

45

596

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの発生応力）④ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
締付ﾄﾙｸ
による
全締付荷重
(N)
2,760,606⑤
ｶﾞｽｹｯﾄ
反力円の
直径
(mm)

⑥
ｶﾞｽｹｯﾄの
有効幅
(mm)

498.2

10.9

⑦
ｶﾞｽｹｯﾄ係数⑧
8.2MPa の加圧に必要な
最小荷重
(N)

⑨
不足する
荷重
(N)

2

2,158,064

602,542⑩
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
1 本当たりに発生する
荷重(N)−30,127

別紙 4
計器からの漏えいの可能性について

計器について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

圧力計，差圧系計
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される以下の全ての計器について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30℃〜40℃における設計引張強さに対する 288℃における設計引張強さの割合は SUS316L の場合で約79％）を考慮しても加圧時における圧力以上であることから破損が発生しないことを確認した。

別第 4-1 表

圧力計，差圧計の設計圧力計装設備耐圧（MPa）14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )計器番号PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

2.

温度計

2.1

評価方針

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される温度計について，耐圧部となる温度計ウェルの健全性を評価した。評価手法として，日本機械学会「配管内円通状構造物の流量振動評価指針（JSME S 012-1998）に従い，同期振動発
添付 2.7.1-51

生の回避又は抑制評価，一次応力評価並びに疲労評価を実施し，破損の有無を確認した。評価条件を別第 4-2 表に示す。

別第 4-2 表
圧力8.2MPa

2.2

評価方法

(1)

評価手順

温度
288℃

評価条件

流量
200m３ ／h

流体密度736kg／m３

動粘度1.25×10−７ m２ ／s

流力振動評価指針に従った評価手順を別第 4-1 図に示す。

添付 2.7.1-52

スタート

漏えい有

基本固有振動数の算出

換算流速 Vγ の算出

換算減衰率 C n の算出
同期振動の回避又は抑制評価(a)〜(c)のいずれかを満足するか？
(a) V γ ＜1(b) C ｎ ＞64(c) V γ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5

NoYes
流体力による応力の算出

定常抗力による応力算出（σ Ｄ ）流れの乱れによるランダム振動応力の算出（σ Ｒ ）流力振動に対する強度評価

応力制限（σ Ｄ ，σ Ｒ と他の荷重との組み合わせ）

許容応力以下？

No

Yes
疲労評価（σ Ｒ ）設計疲労限以下？

No

Yes

漏えい無

別第 4-1 図(2)

配管内円柱状構造物の流力振動フロー

評価式
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する評価式を別第4-3 表に示す。
添付 2.7.1-53

別第 4-3 表
項 目
1. 各 種 パ ラ
メータの算定

評価式（その１）
評価式

・基本固有振動数 f ０
２

f

・

０

2・ ・L

０

２

I

・(d
64
1.875

４

４

d )

０

０

m

ｉ

・(d

4

Ｓ

E・ I
m

２

２

d )

０

ｉ

・d

２

０

・換算流速 Vγ

V

γ

V
f・d
０

０

流速 V には流速分布が非一様（通常，管中心部で管壁部よりも流速は大きい。）の場合は，構造物周辺平均流速 V を用いる。

2・
V

L
)
n 1 D／ 2
n

(

ｅ

1

1 (

L
n
(
)
2・n 1 D／2
ｅ

L
)
D／ 2

２

ｅ

1
2
n

( n 1)( 2・n 1)
・
・V
2・n
２

ｍ

また，流速 V はエルボ等による偏流の影響を考慮して構造物周辺平均
流速 V に以下の割増係数を乗じた値とするが，今回は十分な保守性が確保されていることを確認するために割増係数「2」として計算する。
割増係数−
x：偏流発生源から構造物
までの距離
1.5
x／D≦3
D：配管内径1.25
3＜x／D≦5・換算減衰率 C ｎ

C

ｎ

2・m・σ
f・d
０

０

2・ ・
＝0.002（ねじ接合），0.0005（溶接接合）

添付 2.7.1-54

別第 4-3 表
項 目
2. 流 体 力 に
よる応力
の算出

評価式（その 2）
評価式

・定常抗力による応力σ Ｄ

F・L・(2・L L )2・Z
1
F・ ・V ・d・C
2
C 1.2
Ｄ

Ｄ

ｅ

ｅ

２

Ｄ

Ｄ

０

Ｄ

４

Z

４

(d
d )
・
32
d
０

ｉ

０

・ランダム振動応力振幅σ Ｒ
２E・Ｉ・y ( L）・
Z
L

０

Ｒ

Ｒ

２

・G( f )
64・ ・m・f ・(２y ( L) 2・C・
Ｒ

０

０

０

３

３

２

０

ｆ

)

C0＝3.0ξ ｆ ＝0β ０ ＝η ０ ／λ ０sinh( ) sin( )００・cosh( ) cos( )

０

０

０

L
)
L

０

・(1

０

0.734

ｅ

０

1
G ( f ) (C・' ・ ・V ・d )
2
２

２

０

０

C

０

d
(f ・
)
V

０

０

＝0.13

4

(f )
０

1 4・ ・f
２

０

f・d
V

f

０

０

０

・外圧により円柱状構造物に発生する応力ρ Ｇ
厚肉円筒において，外圧がかかっている場合の円周方向の応力式を使
用する。

2・P・d
d
d

２

Ｇ

２

０

２

ｉ

添付 2.7.1-55

(3)

記号説明

B１ ，B ２
C０
CＤ
Cｎ
C
d０
dｉ
E
f０
FＤ
G
I
K
L
Lｅ
m
n
P
Sｍ
V
Vｍ
V
Vｒ
yＲ (L)
Z
β０
δ
ξ
ξｆ
ρ
ρｓ
σＤ
σＦ
σＲ
σＧ
Φ

応力係数（−）
二乗平均値からピーク値への換算係数（−）
定常抗力係数（−）
換算減衰率
ランダム励振力係数（−）
構造物の代表外径（−）
構造物の代表内径（−）
構造物の縦弾性係数（Pa）
円柱状構造物の基本固有振動数（Pa）
単位長さ当たりの流体抗力（N／m）
単位長さ当たりのランダム励振力のパワースペクトル密度（N２ ・S／m２ ）構造物の断面二次モーメント（m２ ）応力集中係数（−）
構造物の長さ（m）
流体中に突き出た構造物長さ（m）
付加質量を含む構造物の単位長さ当たり質量（kg／m）
Re 数に基づく係数（−）
配管の最高使用圧力（MPa）
設計応力強さ（MPa）
流速（m／s）
断面平均流速（m／s）
構造物周辺平均流速（m／s）
換算流速（−）
ランダム振動変位振幅（m）
構造物の断面係数（m ３ ）基本振動モードの刺激係数（−）
空気中における構造物の対数減衰率（−）
空気中における構造物の臨界減衰比（−）
流体減衰（−）
流体の密度（kg／m３ ）構造物の密度（kg／m ３ ）定常抗力による応力（MPa）
設計疲労限（MPa）
ランダム振動応力振幅（MPa）
外圧により構造物に発生する応力（MPa）
ランダム励振力の規格化パワースペクトル密度（−）

添付 2.7.1-56

(4)

判定基準
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する判定基準を別第4-4 表に示す。
別第 4-4 表

項 目
1. 同 期 振 動
の回避又
は抑制評
価
2. 流 力 振 動
に対する
強度評価

判定基準

判定基準
下記のいずれかを満足すること。
(a)Vγ ＜1(b)Cｎ ＞64(c)Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5・応力制限
組合せ応力は，設計建設規格より PPB-3520（クラス１）を適用した以下の条件を満足すること。
（σ Ｄ ＋σ Ｒ ）≦min（1.5・Sm，1.5・S）（クラス１）……B １・σ Ｇ ＋B２・
B１ ＝1.0（ねじ接合），0.75（溶接接合）
B２ ＝4.0（ねじ接合），1.5（溶接接合）
・疲労評価
応力集中係数 K を考慮した応力振幅が以下の条件を満足すること。
K・σ Ｒ ≦σ Ｆ
K＝4.0（ねじ接合），4.2（溶接接合）

2.3

評価結果

計器について評価した結果，別第 4-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-57

別第 4-5 表
流体条件

評価結果

配管仕様

構造物仕様

流
体
種
別

V
(m／s)

ρ
(kg／m
３
)

ク
ラ
ス

P
(MPa)

最高
使用
温度
(℃)

構造
物

計器
番号

温度
計ウ
ェル

TE-N004A

水

0.77

736

3

8.2

288

TE-N027A

水

0.76

736

3

8.2

288

構造
物

計器
番号

タイプ

材料

溶接
接合
溶接
接合

ASTM-A105
ASTM-A
105

d０
（×10
−３
m）

dｉ
（×10
−３
m）

L
（×10
−３
m）

Lｅ
（×10
−３
m）

23.85

9.1

203

203

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

23.85

9.1

203

155.2

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

同期振動評価添付 2.7.1-58

Vγ

Cｎ

(a)
V γ ＜1(b)
Cn ＞64

同期振動評価
ρｓ
（×10
３
kg／m
３
）

I
（×10
−８ ４
m ）

m
(kg／
m)

E※１
（×10
１１
Pa）

f０
(Hz)

構造物仕様
(c)
V γ ＜3.3
C ｎ ＞2.5
−

FＤ
(N／m)

Z
（×10
−６ ３
m ）
1.30

σＤ
（MPa）

yＲ (L)（×10 − ８ m）

σＲ
（MPa）

σＧ
（MPa）

温度
TE-N004A
0.08
0.05
○
−
6.24
0.10
54.8
0.10
19.2
計ウ
TE-N027A
0.08
0.05
○
−
−
6.08
1.30
0.09
52.1
0.10
19.2
ェル
※１：設計・建設規格 付録材料図表 Part6 表 1 における炭素量が 0.3％を超える炭素鋼の 288℃の値※２：Sｍ は設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表 5 における ASTM-A105（SF490A）の 288℃の値※３：設計・建設規格 付録材料図表 Part8 図 1 における Su≦550MPa 線図の繰返しピーク応力強さを 288℃の縦弾性係数で補正した値

組合せ
応力
（MPa）
14.7
14.7

184

同期振動評価
応力
σＦ
振幅
（MPa）
(MPa)
0.43
76

184

0.41

※２

1.5・S
(MPa)

76

別紙 5
配管からの漏えいの可能性について

配管及び配管フランジ部について，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa），温度（288℃）の条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定
配管の構成部品のうち漏えいが想定される部位は，高温・高圧の加わる配管と，配管と配管を繋ぐフランジ部があり，それらについて評価を実施した。
評価対象配管を別第 5-1 図に示す。

1.2

評価方法

(1)

配管の評価
クラス２配管の評価手法である設計・建設規格「PPC-3411(1)内圧を受ける直管」を適用して必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さを上回ることを確認した。
t

PD

０

2 Su

0.8 P

t：管の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管の外径（mm）
Su：管の設計引張強さ（MPa）
η：長手継手効率

添付 2.7.1-59

(2)フランジ部の評価
設計・建設規格「PPC-3411

フランジ」を適用してフランジの手法を適用してフランジ応力算定用圧力からフランジボルトの伸び量を算出したところ，伸び量がマイナスの場合は，フランジ部が増し締めされるため，ガスケット最大圧縮量を下回ることを確認した。配管フランジ部の構造を別
第 5-2 図に示す。
また，熱曲げモーメントの影響については，設計・建設規格で規定されている（PPC-1.7）式を使用し，フランジ部に作用するモーメントを圧力に換算して評価を実施した。

1.3

評価結果

配管の各部位について評価した結果，別第 5-1 表及び別第 5-2 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.1-60

添付 2.7.1-61
別第 5-1 図

残留熱除去系Ａ系

必要板厚評価対象配管（既工認系統図）

別第 5-1 表

添付 2.7.1-62

配管 No.

クラス
区分

外径 D０
(mm)

公称厚さ
(mm)

3

2

457.20

14.30

4

2

457.20

14.30

6

2

355.60

11.10

9

2

114.30

6.00

10

2

114.30

6.00

17

2

114.30

6.00

26

2

165.20

7.10

31

2

216.30

8.20

34

2

406.40

12.70

37

2

76.30

5.20

39

2

558.80

15.90

40

2

318.50

10.30

56

2

457.20

14.30

58

2

457.20

14.30

材料
SM41B
(SM400B)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
SM50B(SM490B)
STPT42(STPT410)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)

必要厚さ評価結果

評価圧力
(MPa)

評価温度
(℃)

η

公差
(％)

最小厚さ
(mm)

0.6Su
(MPa)

必要厚さ t
(mm)

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

12.5

9.71

242.40

5.94

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

6.21

242.40

2.76

8.20

288

1.00

12.5

7.17

242.40

3.61

8.20

288

1.00

1.5

11.20

264.60

6.23

8.20

288

1.00

12.5

4.55

242.40

1.28

8.20

288

1.00

1.5

14.40

223.80

10.09

8.20

288

1.00

12.5

9.01

242.40

5.32

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.40

7.63

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.407.63

別第 5-2 表
フランジ用途F1150A 検出フランジ

フランジ部評価結果（1／2）
F2450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

添付 2.7.1-63

F5
熱交換器ドレン
フランジ
40A
288
20
268
8.2
SUS304 4.5t×1
SCM43520
4186,960
8.2
1.00E+04

フランジ口径
150A
450A
350A
25A
評価温度(℃)
288
288
288
288
常温(℃)
20
20
20
20
評価温度⊿t(℃)＝ISLOCA 発生時温度−常温
268
268
268
268
評価圧力(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
ガスケット仕様SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×1
ボルト材質
SCM435
SCM435
SCM435
SCM435ボルトサイズ
20
30
30
16
ボルト仕様
本数
12
24
20
4
縦弾性係数 E(MPa)186,960
186,960
186,960
186,960
内圧(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
フランジに作用する自重曲げモーメント ※ １ M(N・mm)
3.90E+05
6.42E+06
9.20E+05
2.00E+04
フランジに作用する熱伸び曲げモーメント ※１ M
3.37E+06
4.65E+07
2.81E+07
1.10E+05
2.40E+05(N・mm)※２
曲げモーメントによる等価圧力 Peq(MPa)
2.52
2.05
2.46
10.50
4.14
内圧 P＋等価圧力 Peq(MPa)
10.72
10.25
10.66
18.70
12.34
G(mm)
196.51508.78391.5339.867.5
有効断面積(mm ２ )A＝π／4G２
3.03E+04
2.03E+05
1.20E+05
1.24E+03
3.58E+03
発生荷重 F(N)＝(P＋Peq)×A
3.25E+05
2.08E+06
1.28E+06
2.33E+04
4.42E+04
ボルト 1 本当たりの荷重 F／n(N)2.71E+04
8.68E+04
6.42E+04
5.82E+03
1.10E+04
ボルト断面積 A2(mm ２ )234.9
562.09562.09150.33234.9
ボルト歪みε
6.17E-04
8.26E-04
6.11E-04
2.07E-04
2.51E-04
ボルト長さ L1(mm)
85.2
131.8
130
50
31
荷重によるボルト伸び量⊿L1(mm)
0.05
0.11
0.08
0.01
0.01
初期締付荷重(N)43,691
83,46449,45011,96025,062
初期締付による応力(MPa)
186.0
148.5
88.0
79.6
106.7
ボルト歪みε ０
9.95E-04
7.94E-04
4.71E-04
4.26E-04
5.71E-04
初期締付によるボルト伸び量⊿L0(mm)
0.08
0.10
0.06
0.02
0.02
ボルト熱膨張係数α1(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
フランジ熱膨張係数α2(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
オリフィス熱膨張係数α3(mm／mm℃)
1.71E-05
1.71E-05
1.70E-05−−
ガスケット内外輪熱膨張係数α4(mm／mm℃)
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05※１：該当するフランジを含んだ配管モデルにて応力解析を実施し，算出した値にて評価。
※２：設計・建設規格による機械的荷重による曲げモーメントを等価圧力に換算する式 Peq＝16M／(πG３)により算出。今回は，熱伸びによる曲げモーメントも本計算式により等価
圧力換算した。

別第 5-2 表

フランジ部評価結果（2／2）

添付2.7.1-64

フランジ用途F1150A 検出フランジ

F2
450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

ボルト熱伸び対象長さ L2(mm)
フランジ熱伸び対象長さ L3(mm)オリフィス熱伸び対象長さ L4(mm)ガスケット内外輪熱伸び対象長さ L5(mm)ボルト熱伸び⊿L2＝α1・L2・⊿T(mm)
フランジ熱伸び⊿L3＝α2・L3・⊿T(mm)オリフィス熱伸び⊿4＝α3・L4・⊿T(mm)
ガスケット内外輪熱伸び⊿5＝α4・L5・⊿T(mm)
伸び量⊿L1−⊿L0＋⊿L2−⊿L3−⊿L4−⊿L5(mm)ガスケットの初期圧縮量：最大(mm)
ガスケットの合計圧縮量(mm)
ガスケットの許容圧縮量(mm)

85.2
76.2
3.0
6.0
0.29
0.26
0.01
0.03
−0.04
2.40
2.44
2.60

131.8
120.8
5.0
6.0
0.46
0.42
0.02
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

130.0
108.8
16.0
6.0
0.45
0.38
0.07
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

50.0
47.0
−
3.0
0.17
0.16
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

F5
熱交換器ドレン
フランジ
31.0
28.0
−
3.0
0.11
0.10
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

別紙 6
破断面積の設定について

1.

評価部位の選定と破断面積の評価方法
別紙 1〜5 の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分が加圧されたとしても，破損が発生しないことを確認した。
そこで，隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の加圧範囲のうち最も大きなシール構造であり，損傷により原子炉冷却材が流出した際の影響が最も大
きい熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後の圧力ピーク値（8.2MPa［gage］），原子炉冷却材温度（288℃）に晒され続け，かつ，ガスケ
ットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
ａ．内圧による伸び量
・フランジのボルト荷重⊿W
W

G・( P
２

4

２

P)
1

G：ガスケット反力円の直径（＝D０ −2b＝2,153mm）
b

2.5

D D
1
(
2
2
０

ｉ

2)

D０ ：ガスケット接触面の外径（＝2,170mm）
Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）
P１ ：設計条件における圧力（5.18MPa）
P２ ：隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）・内圧による伸び量⊿L1
L1 H

ｂ

W
N・A
ｂ

1
E

Hｂ ：ボルト長さ（ナット下面−ボルト留め部間）（＝349.5mm）
添付 2.7.1-65

Nｂ ：ボルト本数（＝68）
A：ボルト有効径における断面積（＝π／4×46.051２ ＝1,665mm２ ）E：ボルトのヤング率（＝187,000N／mm２ at288℃[SNCM8]）ｂ．熱による伸び量
・ボルトの熱による伸び量⊿L2
L2＝

H

１

ｂ

(288℃ 20℃)

α １ ： ボ ル ト の 熱 膨 張 係 数 （ ＝ 13.98×10 − ６ mm／ mm℃ at288℃[SNCM8]）
Nｂ ：ボルト長さ（＝349.5mm）
・管板及びフランジの熱による伸び量⊿L3
L3(h１ h2) (288℃ 20℃)２

α ２ ：管板及び胴側フランジの熱膨張係数（＝12.91×10 − ６ mm／
mm℃ at288℃[SF50，SFV1]）
h1：胴側フランジ厚さ（＝150mm）
h2：管板厚さ（＝195mm）

ｃ．破断面積 AA

Dｉ(⊿L1＋⊿L2 ⊿L3)

Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）

2.

破断面積の評価結果
熱交換器フランジの破断面積について評価した結果，別第 6-1 表に示すと
おり破断面積は約 21cm ２ となり，有効性評価のＩＳＬＯＣＡでは，残留熱除去系熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいが発生することを想定する。
添付 2.7.1-66

別第 6-1 表
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1
0.19

フランジ部
8.2
288
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

破断面積評価結果

伸び量（mm）
＋
⊿L2
1.31

−
⊿L3
1.19

添付 2.7.1-67

内径
(mm)
2,120

全部材
伸び量
(mm)
0.31

破断
面積
(cm ２ )
約 21

別紙 7
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
有効性評価の想定のとおり，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材の漏えい量及び原子炉建屋内の環境（雰囲気温度，湿度及び圧力）を評価した。
原子炉建屋内の環境評価特有の評価条件を別第 7-1 表に，原子炉建屋のノード分割図を別第 7-1 図に示す。

添付 2.7.1-68

別第 7-1 表
項 目
解析コード
漏えい箇所
漏えい面積

事故シナリオ

原子炉建屋内の環境評価条件

主要解析条件ＭＡＡＰ４
残留熱除去系Ｂ系
熱交換器室
約 21cm２
・原子炉水位低下（レベル２）設定点到達時に，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始
・低圧炉心スプレイ系を起動し，事象発生 15 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧・事象発生 17 分後に低圧代替注水系（常設）を起動・原子炉水位回復後，低圧炉心スプレ
イ系を停止し，原子炉水位を原子炉
水位（レベル３）設定点以上に維持・事象発生 25 分後，サプレッション・
プール冷却開始
・事象発生 5 時間後，残留熱除去系隔離完了

原子炉建屋モデル

別第 6-1 図参照

原子炉建屋壁から環境への放熱考慮しない

原子炉建屋換気系

考慮しない

ブローアウトパネル
開放圧力

6.9kPa[gage]

添付 2.7.1-69

条件設定の考え方−
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様
有効性評価の解析と同様

原子炉建屋東西の物理的分離等を考慮して設定
雰囲気温度，湿度，圧力及び放射線量の観点から厳しい想定
として設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観点から厳しい想定として設定
ブローアウトパネル設定値を設定

ブロ ーア ウ トパネル
6階

階段 ，大 物 搬入 口

階段
4 〜 5 階西側区画

4 〜 5 階 東側 区画

ブロ ーア ウ トパネル

ブロ ーア ウ トパ ネル

大物 搬入 口階段
3 階西側区画3 階東 側区 画

添付 2.7.1-70

大物 搬入 口階段
1 〜 2 階西側区画

1 〜 2 階 東側 区画

扉

扉

残留 熱除 去 系Ｂ
熱交 換器 室

階段
扉

地下 1 階西側区画

扉

地下 1 階 東側 区画

階段
高圧炉心
スプレイ系
ポンプ室

残留 熱除 去 系Ａ
熱交 換器 室階段

階段

残留 熱除 去 系Ｂ
ポン プ室

残留 熱除 去 系Ｃ
ポン プ室

階段
残留 熱除 去 系Ａ
ポン プ室

階段
低圧 炉心
スプ レイ 系
ポン プ室

原子 炉隔 離 時
冷却 系
ポン プ室

扉
扉

：漏 えい 箇 所

別第 7-1 図原子炉建屋内ノード分割モデル

：水 密扉

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 7-2 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 7-3 図から別第7-8 図に示す。
別第 7-2 図に示すとおり，現場隔離操作の完了タイミングとして設定している事象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は 300t である。また，別第 7-3 図及び別第 7-4 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲
気温度の最大値は 41℃である。

添付 2.7.1-71

500

破損系統の隔離による原子炉冷却材漏えいの停止

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

原子炉減圧による
原子炉冷却材漏えい量の低下
300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-2 図

原子炉冷却材の積算漏えい量

添付 2.7.1-72

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-3 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
LPCSポンプ室
原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-4 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.1-73

40

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
40

原子炉建屋 1〜2階西側(％)

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-5 図原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100
LPCSポンプ室
原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
60

40
(％)

20

0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-6 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.1-74

40

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-7 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
LPCSポンプ室
0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 7-8 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.1-75

40

別紙 8
ブローアウトパネルに期待しない場合の
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
別紙 7 の評価条件のうち，ブローアウトパネルのみが開かない場合の条件
で評価を実施した。

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 8-1 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 8-2 図から別第8-7 図に示す。
別第 8-1 図に示すとおり，現場隔離操作の完了タイミングとして設定している事象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は 300t である。また，別第 8-2 図及び別第 8-3 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲
気温度の最大値は 44℃である。ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の比較を第 8-1 表に示す。
第 8-1 表ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の評価結果の比較

項 目
原子炉冷却材の漏えい量
事象発生 2 時間から 5 時間までのアク セ ス ル ー ト 及び 雰
囲気温度の最大値

期待する場合300t

期待しない場合
300t

41℃

44℃

添付 2.7.1-76

500

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-1 図

原子炉冷却材の積算漏えい量

添付 2.7.1-77

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-2 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
LPCSポンプ室
原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-3 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.1-78

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

残留熱除去系(B)ポンプ室
40

残留熱除去系(C)ポンプ室(％)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

20

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-4 図

原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

40
(％)

LPCSポンプ室
原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

20

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-5 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.1-79

40

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-6 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
LPCSポンプ室
0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 8-7 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.1-80

40

別紙 9
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内線量率評価
及び敷地境界外の実効線量評価

1.
(1)

原子炉建屋内線量率について評価の想定
原子炉冷却材圧力バウンダリが喪失すると，原子炉冷却材が直接原子炉建屋内に放出される。
原子炉建屋内の線量率の評価に当たっては，漏えいした冷却材中から気相に移行する放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物質が原子炉建屋から漏えいしないという条件で原子炉建屋内の線量率について評価した。
評価上考慮する核種は現行設置許可と同じものを想定し，線量評価の条件となる I-131 の追加放出量は，実績データから保守的に設定した。
運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ-131の追加放出量の最大値は約 41Ci（約 1.5×10 １２ Bq）[昭和 62 年 4 月 9 日（第8 回施設定期検査）]であり，評価に使用するＩ-131 の追加放出量は，実績値を包絡する値として 100Ci（3.7×10 １２ Bq）と設定した。
また，放出される放射性物質には，冷却材中に含まれる放射性物質があるが，追加放出量と比較すると数％程度であり，追加放出量で見込んだ余裕分に含まれるため考慮しないものとする。
原子炉建屋内の作業の被ばく評価においては，放射線防護具（自給式呼吸用保護具等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，
外部被ばくのみを対象とする。

添付 2.7.1-81

別第 9-1 表

評価値

実績値
（最大）

I-131 追加放出量（Bq）

3.7×10１２

1.5×10 １２

希ガス及びハロゲン等の追加放出量（γ線 0.5MeV 換算値）（Bq）

2.3×10１４

―

項

(2)

評価条件（追加放出量）

目

評価の方法
原子炉建屋内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。サブマージョンモデルの概要を別第 9-1 図に示す。
D

6.2

10 １４ ・

Qγ
E ・ 1
V / γ

e μ・

・3600

ここで，
Ｄ

：放射線量率（Gy／h）

6.2×10−１４ ：サブマージョンモデルによる換算係数
Ｑγ

・ ３・
・

・

：原子炉建屋内放射性物質量（Bq：γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

Ｖ Ｒ/Ｂ

：原子炉区域内気相部容積（85,000m ３ ）Ｅγ：γ線エネルギ（0.5MeV／dis）

μ：空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10−３ ／m）

Ｒ：評価対象エリアの空間容積と等価な半球の半径（m）

R
Ｖ ＯＦ

3・V
2・π

：評価対象エリア（原子炉建屋地上 3 階）の容積（5,000m３ ）添付 2.7.1-82

原子炉建屋
放出された放射性物質の全量が原子炉建屋内に均一に分布するものとし，建屋内の放射性物質濃度を設定する。
保守的に原子炉建屋から環境への放射性物質の放出は考慮しない。

原子炉建屋 3Ｆ
（作業フロア）

作業場 所か ら 見渡せ る 範囲を対 象とし，格納容器が遮蔽となる範囲の被ばくは考慮しない。
保守的 に建 屋 内の格 納 容器以外 の構造物，配管，機器等の遮蔽は考慮しない。また，原子炉建屋内のアクセス
ルート及び隔離操作場所となる 1F〜
3F で最も線量率が大きくなる 3F で選定している。

原子炉建屋

格納容器

：作業員
：評価対象範囲
原子炉建屋 3Ｆ（平面図）

評価対 象範 囲 の体積 を 保存し半球状 の空間に放 射性物質が 均一に分布
す るものとし て空間線量 率を評価する。

サブマージョンモデル概要図別第 9-1 図

サブマージョンモデルの概要

添付 2.7.1-83

評価の結果評価結果を別第 9-2 図に示す。線量率の最大は約 15.2mSv／h 程度であり，時間減衰によって低下するため，線量率の上昇が現場操作に影響を与える
可能性は小さく，期待している機器の機能は維持される。

20

外部被ばくによる実効線量率（mSv/h）

(3)

15

10

5

0
0

別第 9-2 図

246810 12 14 16
原子炉建屋立ち入り開始時間（h）

1820

原子炉建屋立ち入り開始時間と線量率の関係

なお，事故時には原子炉建屋内に漏えいした放射性物質が環境へ放出される可能性があるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.1-84

別第 9-2 表

核種

添付 2.7.1-85

I−131
I−132
I−133
I−134
I−135
Br−83
Br−84
Mo−99
Tc−99mハロゲン等
合計
Kr−83mKr−85m
Kr−85
Kr−87
Kr−88
Xe−131m
Xe−133m
Xe−133
Xe−135m
Xe−135
Xe−138
希ガス
合 計
ハロゲン等
＋希ガス
合 計

ＩＳＬＯＣＡ時の放出量

収 率
（％）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.4

崩壊定数
（d −1）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-012.76

γ線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

−

−

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.040
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）（γ線実効エネルギ0.5MeV換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12−

5.32E+13

1.29E+14

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01

0.00250.159
0.0022
0.793
1.950
0.020
0.042
0.045
0.432
0.250
1.183

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13−−−

7.56E+13

9.93E+13−−−

1.29E+14

2.28E+14

追加放出量（Bq）

2.
(1)

敷地境界外の実効線量評価について
評価想定
敷地境界外の実効線量評価では，ＩＳＬＯＣＡにより原子炉建屋内に放出された核分裂生成物が大気中に放出されることを想定し，非居住区域境
界の実効線量を評価した。評価条件は別第 9-1 表から別第 9-5 表に従うものとする。
破断口から漏えいする原子炉冷却材が原子炉建屋内に放出されることに伴う減圧沸騰によって気体となる分が建屋内の気相部へ移行するものとし，破断口から漏えいする冷却材中の放射性物質が気相へ移行する割合は，運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉建屋放出に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。燃料から追加放出される放射性物質が気相へ移行する割合は，燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，同様に運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉減圧に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。
また，破断口及び逃がし安全弁から放出される蒸気量は，各々の移行率に応じた量が流出するものとした。（別第 9-3 図及び別第 9-4 図参照）
その結果，放出量は別第 9-4 表に示すとおりとなった。

(2)

評価結果
敷地境界外における実効線量は約 1.2×10−１ mSv となり，「ＬＯＣＡ時注
水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の非居住区域境界
での実効線量（約 6.2×10−１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回った。
なお，評価上は考慮していないものの，原子炉建屋に放出された放射性物質は外部に放出されるまでの建屋内壁への沈着による放出量の低減に期待できること及び冷却材中の放射性物質の濃度は運転時の原子炉冷却材量
添付 2.7.1-86

に応じた濃度を用いているが，実際は原子炉注水による濃度の希釈に期待できることにより，さらに実効線量が低くなると考えられる。

添付 2.7.1-87

別第 9-3 表

放出評価条件項 目
原子炉運転日数（日）主要解析条件2,000

追加放出量（Ｉ−131）（Bq）

3.7×10１２

冷却材中濃度（Ｉ−131）（Bq／g）

1.5×10２

原子炉冷却材重量（t）
原子炉冷却材浄化系流量（g／s）
主蒸気流量（g／s）

289
1.68×10４
1.79×10６

原子炉冷却材浄化系の除染係数10

主蒸気中への移行割合（ハロゲン）（％）

2

主蒸気中への移行割合（ハロゲン以外）（％）

0.1

燃料から追加放出されるよう素の割合（％）
逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへの移行率（％）
破断口から格納容器への移行率（％）
サプレッション・チェンバのプー
ル水でのスクラビング等による除去係数
逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへ移行した放射性物
質の気相部への移行割合

無機よう素：96
有機よう素：4
無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：
99.958
無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

条件設定の考え方
十分な運転時間として仮定した時間
至近の I-131 追加放出量の実績値を包絡する値として設定し，その他の核種はその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。
I-131 の追加放出量に基づく全希ガ
ス漏えい率から冷却材中濃度を設定し，その組成を拡散組成とする。
（運転実績の最大の I-131 の冷却材
中濃度（5.6×10−１ Bq／g）を十分に包絡する値である。）
設計値から設定
設計値から設定
設計値から設定「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づ
き設定「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づ
き設定「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づ
き設定「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定
無機よう素，ハロゲン等については
保守的に全量が逃がし安全弁からサプレッション・チェンバ及び破断口から格納容器のそれぞれに移行するものとするものとして設定
有機よう素についてはＳＡＦＥＲ解
析の積算蒸気量の割合に基づき設定

10Standard Review Plan6.5.5 に基づき設定

2「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定

冷却材から気相への放出割合（冷却材中の放射性物質）（％）

11

冷却材から気相への放出割合（追加放出される放射性物質）（％）

4

格納容器からの漏えい率
（％／d）

0.5

添付 2.7.1-88

原子炉冷却材量に対する原子炉建屋放出に伴う減圧沸騰による蒸気量の割合を設定
原子炉減圧により燃料棒内ギャップ部から冷却材中へ放出されることを踏まえ，原子炉冷却材量に対する減圧沸騰による蒸気量から算出
格納容器の設計漏えい率から設定

別第 9-4 表
核

放出量

種

放出量（Bq）

希ガス＋ハロゲン等（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

9.5×10 １２

よう素（Ｉ−131 等価量（小児実効線量係数換算））

2.8×10 １１

別第 9-5 表
核大気拡散条件種

放出量（Bq）

相対濃度（χ／Ｑ）（s／m３ ）

2.9×10 −５相対線量（Ｄ／Ｑ）（Gy／Bq）

4.0×10 −１９

添付 2.7.1-89

冷却材中に存在するよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 8.5×10 １２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 1.6×10 １１ Bq

無機よう素，ハロゲン等

破断口から
原子炉建屋内への放出
気相部への移行割合：11％ ※ １

燃料棒から追加放出されるよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 1.3×10１４ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 6.5×10１２ Bq

無機よう素，ハロゲン等

有機よう素逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から
原子炉建屋内への放出
移行率：0.042％

破断口から
原子炉建屋内への放出
気相部への移行割合：4％ ※ ２

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除去係数：10

格納容器気相中のよう素，ハロゲン等格納容器からの漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋内気相中のよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 6.1×10１２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 2.8×10１１ Bq

環境へ放出※1 運転時冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。
※2 燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，急速減圧するまではその低下割合に応じた量の放射性物質が冷却材中に放出されるものとし，急速減圧以降はギャップ内の残りの放射性物質が全て冷却材中に放出されるものとして，冷却材中の放射性物質の濃度を決定し，その冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。

別第 9-3 図

よう素，ハロゲン等の環境への放出過程

添付 2.7.1-90

燃料棒から追加放出される希ガス
約 9.9×10１３ Bq

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から
原子炉建屋内への放出
移行率：0.042％

格納容器中の希ガス格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋内気相中の希ガス
約 3.5×10１２ Bq

環境へ放出

別第 9-4 図

希ガスの環境への放出過程（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.7.1-91

参考Ｉ−131 追加放出量の測定結果について運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ−131 の追加放出量の測定値は以下のとおり。

中間停止（昭和 54 年 6 月 2 日）
0.0Ci
第１回定検 （昭和 54 年 9 月 7 日）
0.0Ci
中間停止
（昭和 55 年 4 月 29 日）
0.0Ci
第 2 回定検 （昭和 55 年 9 月 6 日）
0.0Ci
中間停止
（昭和 56 年 6 月 16 日）
0.0Ci
第 3 回定検 （昭和 56 年 9 月 12 日）
0.01Ci
第 4 回定検 （昭和 57 年 6 月 11 日）
0.01Ci
中間停止（昭和 58 年 1 月 31 日）
0.01Ci
第 5 回定検 （昭和 58 年 9 月 17 日）
0.01Ci
第 6 回定検 （昭和 59 年 12 月 12 日） 0.01Ci
中間停止（昭和 60 年 8 月 1 日）
0.01Ci
第 7 回定検 （昭和 61 年 1 月 20 日）
0.01Ci
第 8 回定検 （昭和 62 年 4 月 9 日）
40.9Ci
第 9 回定検 （昭和 63 年 8 月 1 日）
0.01Ci
第 10 回定検（平成元年 11 月 30 日） 4.5×10 ８ Bq
中間停止
（平成 2 年 11 月 29 日） 4.7×10 ８ Bq
第 11 回定検（平成 3 年 4 月 20 日）
4.4×10 ８ Bq
第 12 回定検（平成 4 年 9 月 6 日）
1.9×10 ８ Bq
中間停止
（平成 5 年 4 月 4 日）
1.7×10 ８ Bq
第 13 回定検（平成 6 年 2 月 19 日）
1.6×10 ８ Bq
第 14 回定検（平成 7 年 4 月 14 日）
1.7×10 ８ Bq
中間停止
（平成 8 年 8 月 10 日）
9.8×10 ７ Bq
第 15 回定検（平成 8 年 9 月 10 日）
1.5×10 ８ Bq
中間停止
（平成 9 年 7 月 12 日）
1.5×10 ８ Bq
第 16 回定検（平成 10 年 1 月 8 日）
1.6×10 ８ Bq
第 17 回定検（平成 11 年 4 月 4 日）
1.7×10 ８ Bq
中間停止
（平成 12 年 12 月 26 日） 1.7×10 ８ Bq
第 18 回定検（平成 13 年 3 月 26 日） 1.7×10 ８ Bq
第 19 回定検（平成 14 年 9 月 15 日） 1.5×10 ８ Bq
中間停止
（平成 15 年 3 月 20 日） 8.9×10 ７ Bq
第 20 回定検（平成 16 年 2 月 2 日）
1.3×10 ８ Bq
第 21 回定検（平成 17 年 4 月 24 日） 1.5×10 ８ Bq
第 22 回定検（平成 18 年 11 月 20 日） 8.9×10 ７ Bq
（平成 19 年 3 月 17 日） 1.1×10 ８ Bq
第 23 回定検（平成 20 年 3 月 19 日） 1.2×10 ８ Bq
中間停止
（平成 21 年 7 月 21 日） 1.2×10 ８ Bq
第 24 回定検（平成 21 年 9 月 9 日）
1.2×10 ８ Bq
中間停止
（平成 22 年 6 月 28 日） 9.7×10 ７ Bq
第 25 回定検−（※1Ci＝3.7×10１０ Bq）

添付 2.7.1-92

添付資料 2.7.2
安定状態について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
事象発生の 5 時間後に現場操作により残留熱除去系の破断箇所を隔離することで漏えいが停止し，逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.7.2-1

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

第1表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／2）
重要 現象

崩壊 熱

添付 2.7.3-1

燃料棒表面熱伝
達 ，沸 騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心
燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 ま れ る 。 最 確 条 件 を 包 絡 で き る 条 件を設 定す る こ と に よ り 崩 壊 熱 を 大 き く す る よ う
考慮してい る。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比 べて ＋ 50℃ 程 度 高 め に 評 価 す る 。 ま た ， 低
圧代 替注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 におけ る蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ
は 20℃〜40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 に よる 計算 モ デル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 実験 結果 の 燃料 被覆 管 温 度に 比べ て ＋50℃高 めに評価 する こ とか ら， 解析 結 果は 燃料 棒 表 面の 熱伝 達 係数 を小 さく
評価 する 可 能性 があ る。 よ って ，実 際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝 達は
大き くな る こと で， 燃料 被 覆管 温度 は 低 くな るが ， 事象 初期 の原
子炉 注水 は 原子 炉隔 離時 冷 却系 の自 動 起 動に より 確 保さ れ， 燃料
被覆 管温 度 を起 点と する 運 転員 等操 作 は ない こと か ら， 運転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

解析 コー ド は， 実験 解析 に おい て熱 伝 達 モデ ルの 保 守性 によ り燃
料被 覆管 温 度を 高め に評 価 し， 有効 性 評 価解 析に お いて も燃 料被覆管 温度 を 高め に評 価す る こと から ， 評 価項 目と な るパ ラメ ータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コー ド は， 酸化 量及 び 発熱 熱の 評 価 につ いて 保 守的 な結 果を与え るた め ，解 析結 果は 燃 料被 覆管 温 度 を高 く評 価 する 可能 性がある 。よ っ て， 実際 の燃 料 被覆 管温 度 は 低く なる が ，事 象初 期の原子 炉注 水 は原 子炉 隔離 時 冷却 系の 自 動 起動 によ り 確保 され ，燃料被 覆管 温 度を 起点 とす る 運転 員等 操 作 はな いこ と から ，運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
有効 性評 価 解析 では 炉心 の 冷却 は維 持 さ れ， 燃料 被 覆管 最高 温度
は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら ， 燃料 被覆 管 の破 裂判 定の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び発熱熱の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は 概 ね
保守的とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.7.3

第1表
分類

炉心

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／2）
重要 現象

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.7.3-2

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子 炉
圧力 容器
冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と 概ね 同等 の 結 果が 得られている 。低 圧代 替注 水 系の 注水 に よ る燃 料
棒冷却（蒸 気単 相冷 却又 は 噴霧 流冷 却 ） の不 確
かさは 20℃〜40℃ 程 度で ある 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 炉 心
スプ レイ 系 の 注 水 開 始 タ イ ミ ン グ を 早 め る 可 能性が 示さ れ る 。 し か し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れた理 由は ， 水 面 上 に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の構造 材の 温 度 が 燃 料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸
気により上 昇し ，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 された 際に 蒸 気 が 発 生 し た た め で あ り ， 炉 心 冷 却
が維 持さ れ ， 燃 料 被 覆 管 が 高 温 に な ら な い 事 故
シー ケン ス で は 考 慮 す る 必 要 の な い 不 確 か さ である。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析で は低
圧炉 心ス プ レイ 系等 の注 水 に伴 うボ イ ド 率上 昇に よ る一 時的 な原
子炉 水位 の 低下 を除 き炉 心 の冠 水は 維 持 され るた め ，炉 心露 出後の再 冠水 過 程で 現れ る解 析 結果 に重 畳 す る水 位振 動 成分 や燃 料被覆管 が高 温 とな り輻 射等 に より 構造 材 温 度が 上昇 し た場 合に 現れる LPCS 注水 に 伴う 原子 炉 圧力 低下 の 鈍化 を考 慮す る 必要 がな いた
め， 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 はな い 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／3）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

3,293MW

約 3,279〜
約 3,293MW（実 績値 ）

6.93MPa[gage]

約 6.91〜 約
6.94MPa[gage]（実 績値 ）

定格 熱出 力 を設 定
原子 炉熱出力定格 圧力 を 設定
原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら約 122cm〜＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 流量 を 設定
初期条件

添付 2.7.3-3

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度原子 炉停 止後の
崩壊 熱

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

装荷 炉心 ご と

約 33〜 41kW／m（実 績値 ）

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

９×９ 燃 料(Ａ型)と ９×９ 燃 料(Ｂ型)は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９ 燃 料(Ａ型)を 設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆 管温 度 に対 して 厳し い 設定 とな る
このため，保安規定の運転上の制限におけ
る上 限値 を 設定

崩壊熱が大きい方が，原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となる。このため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間(13 ヶ 月)に調 整 運転 期間 (1 ヶ月)を 考慮 した運 転期 間 に対 応す る燃 焼 度を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響
最 確 条 件 と し た 場 合に は 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉
停 止 後 の 崩 壊 熱 が 緩和 さ れ る 。 最 確 条 件 と し た 場 合の 運 転 員 等 操 作 時 間及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タに 与 え る 影 響 は ， 最大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停 止 後の崩 壊熱 に て説 明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合に は ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に
対 し て 変 動 を 与 え うる が ， 事 故 初 期 に お い て 主 蒸 気
隔 離 弁 が 閉 止 し ， 原子 炉 圧 力 は 逃 が し 安 全 弁 に よ り
制 御 さ れ る た め 事 象進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対 し て 変 動 を 与 え うる が ， ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後の 水 位 低 下 量 に 対 して 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， 解 析
条 件 で 設 定 し た 通 常運 転 水 位 か ら 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系 等 の 自 動 起 動 信 号が 発 信 す る 原 子 炉 水 位 異 常 低 下（レ ベル ２ ）まで の原 子 炉水 位の 低下 量 は約 2m であるの に対 し てゆ らぎ によ る 水位 低下 量 は 約 40mm で あり 非 常 に 小 さ い 。 した が っ て ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影
響は 小さ く ，運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９×９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独
炉 心 と な る 場 合 が ある が ， 両 型 式 の 燃 料 の 特 性 は ほ
ぼ 同 等 で あ る こ と から ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小
さく ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉
隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆
管温度を起点とする運転員等操作はないことから，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件で 設 定 し て い る 崩 壊 熱 よ り も 小
さ く な る 。 こ の た め， 原 子 炉 か ら サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プ ー ル に 流 出 す る 蒸気 量 が 減 少 す る こ と で ， 原 子 炉
水 位 の 低 下 が 遅 く なる が ， 事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系の 自 動 起 動 に よ り 確 保 さ れ る こ
とか ら運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。また ，格 納 容 器 圧 力 ， サ プレ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サ
プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール 水 温 度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ
れ ら の パ ラ メ ー タ を起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の 開 始
時間 は遅 く なる 。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響
最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止 後の 崩 壊熱 が緩 和さ れ る。最 確 条件 と した 場合 の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与え る影 響 は，最 大 線出 力密 度及 び 原子 炉 停止 後の 崩壊熱 にて 説 明す る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，事故 初期 に おい て 主蒸 気隔 離弁が 閉止 し，原子 炉 圧力 は逃 がし 安 全弁 に より 制御 される ため ，事 象 進展 に及 ぼす 影 響は 小さ く，評価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆ らぎ に より 解 析条 件に 対して 変動 を 与え うる が，ゆら ぎの 幅 は事 象 発生 後の 水
位低 下量 に 対し て非 常に 小 さい 。例 えば ，解析 条件 で設定した通常運転水位から原子炉隔離時冷却系等の自動 起動 信 号が 発信 する 原 子炉 水位 異 常 低下（ レ ベル
２） まで の 原子 炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対
して ゆら ぎ によ る水 位低 下 量は 約 40mm で あり 非常 に小さ い 。し たが って ，事象 進 展に 及ぼ す 影 響は 小さ く，
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉 心流 量 の運 転 範囲 にお いて解 析条 件 から 変動 しう る が，事 故 初期 に おい て原 子
炉が スク ラ ムす ると とも に，再循 環 ポン プ がト リッ プ
する ため ，初 期炉 心 流量 が事 象進 展 に及 ぼ す影 響は 小
さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９燃 料(Ａ 型)及 び ９×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉
心と なる 場 合が ある が，両型 式の 燃 料の 特 性は ほぼ 同等で ある こ とか ら，炉心 冷却 性 に大 きな 差は 無く ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は ない 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密
度よ りも 小 さく なる 。こ のた め，燃 料被 覆 管温 度上 昇が緩 和さ れ るこ とか ら，評価 項目 と なる パ ラメ ータ に対す る余 裕 は大 きく なる 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりも小さく なる 。 この ため ，燃 料 から の発 熱 が 小さ くな り，
原子 炉か ら サプ レッ ショ ン・プー ル に流 出 する 蒸気 量が減 少す る こと で，原子 炉水 位の 低 下並 び に格 納容 器
圧力 及び 雰 囲気 温度 の上 昇 が緩 和さ れ る こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 が 大き くな る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／3）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

起因 事象

添付 2.7.3-4

事故条件

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響

−

−

最確 条件

重大事故等対策に関連する機器条件

残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の破断面積を想定−

残 留 熱 除 去 系 の 構 造 健 全 性 評 価 の 結 果 ， ISLOCAによ る加 圧 事象 発生 時（ 圧力 8.2MPa[gage]， 温
度 288℃）にお いて も 破損 が発 生 する こと はな い
ため，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，ガスケットに期待しない場合にフランジ部に生じる間隙の面積 を破 断 面積 とし て設 定

残留熱除去系Ｂ系の機能喪失−

本重 要事 故 シー ケン スの 前 提条 件と し て 設定

−

−

−

残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋
西側は原子炉冷却材の原子炉建屋への漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系Ｃ系は事象発生と同時に機能喪失 する も のと して 設定−−

外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用
ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，低 圧代 替注 水系（ 常設 ）の起 動準 備 操作 は，外部電源がない場合も考慮して設定していることか ら， 運 転員 等操 作に 与 える 影響 は な い。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水 位の 低 下を 厳し くす る 条件 とし て ，外 部電 源あ りを想 定す る とと もに ，保守 的に 給水 流 量の 全喪 失も 想定し てい る 。外 部電 源 がな い場 合は ，外部 電源 喪失 に伴い 原子 炉 スク ラム ，再循 環ポ ンプ ト リッ プ等 が発 生する ため ，外部 電源 が ある 場合 と比 較 して 原子 炉水 位の低 下は 緩 和さ れる が ，こ の場 合で も 初期 の原 子炉 注
水は 原子 炉 水位 異常 低下（ レベ ル２ ）にて 原子 炉隔 離時冷却系が自動起動することにより確保されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進 展に影 響は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影 響は な い。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進 展に影 響は な く，評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 える 影
響は ない 。

高圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失

外部 電源

外部電源あり−外部電源がある場合，原子炉スクラムは原子炉
水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環ポ
ンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信する。このため，原子炉水位の観 点で 厳 しく なる

原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位低（レベル３）
信号 によ る 原子 炉ス クラ ム を設 定

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源がある場合の原子炉水位異常低下（レベル２ ）信 号 によ る再 循環 ポ ンプ トリ ッ プ を設 定

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／3）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉隔 離 時冷却系

低圧 炉心 ス プレイ系
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.7.3-5

低圧 代替 注水系
（常 設）

逃が し安 全弁

外部 水源 の容量

燃料 の容量

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て自動起動

・注水流量：136.7m ３／h・注水圧力：7.86〜
1.04MPa[gage]
原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて自動起動

・注水流 量 ：136.7m ３／h・注水圧 力 7.86〜
1.04MPa[gage]
原子炉水位異常低下（レベル １ ）信 号に て自動起動

・注水流量：0〜1,561m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.99MPa[dif]（2 台）
・注水流量：0〜378 m
３／h・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
2.38MPa[dif]（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／h／個・注水 流量：0〜1,561m
３／h 以上
・ 注 水 圧 力 ： 0 〜
1.99MPa[dif]（2 台 ）
・注水流 量 ：0〜 378 m
３／h 以上
・注水圧 力 ：0〜
2.38MPa[dif]（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機 能7.79〜8.31MPa[gage]385.2〜410.6t／ h／ 個
（設 計値 ）
（原子炉 減 圧操 作時 ）自動減圧 機 能付 き逃がし安全 弁 7 弁 を開 放すること に よる 原子炉減圧（原子炉減圧操作時）
自動減圧機能付き逃がし安全弁 7 弁を開放することによる原子炉減圧

約 9,300m ３

約 9,300m ３ 以 上（淡水貯 水 池＋ 代替
淡水 貯槽 ）

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響設計 値を 設 定
原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制
御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注 水す る 設計 とな って い る

解 析 条 件 と 最 確 条 件は 同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

設計 値を 設 定
原子炉水位の観点で厳しい設定として，最小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視 し てい る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備設計上の最低要求値である最小流量特性を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水 位の 回 復 が 早 く な り ，原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が
早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉
水 位 を 継 続 監 視 し てい る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の回復 が早 く なり ，炉 心の 再冠 水 が早 まる こと から ，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸 気流 量 の関 係か ら設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件と 同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進
展 に 差 異 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に差 異は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値
を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 水 源 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

−

設計 値を 設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.7.3-6

逃がし安全
弁による原
子炉減圧操
作

事象発生から
15 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転手順に基づ
きＩＳＬＯＣＡの発生を確認し，中央制御室からの遠隔隔離操作に失敗した場合に，原子炉圧力容器からの漏えいを抑制するため，低圧で注水可能な系統の起動後に実施することから，状況判断，
中央制御室からの遠隔隔離操作（失敗），低圧炉
心スプレイ系の起動操作及び減圧操作に要する
時間を考慮して設定。

【認 知】
ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａは 定期 試験 等 によ る隔 離 弁 の開 操作 中 に発 生す る事 象 であ り，隔離弁 の開 操 作時 は原 子炉 圧 力等 の関 連 パ ラメ ータ を 継続 監視 して い るた め，ＩＳＬ ＯＣ Ａ 発生 の認 知に 大 幅な 遅れ が 生 じる こと は 考え にく い 。さ ら に ，運 転
員の 認知 を 助け るた め ，Ｉ Ｓ ＬＯ ＣＡ 発 生に 伴い 警 報が 発報 する 。事 象初 期の
状況 判断 に 余裕 時間 を含 めて 10 分 を想 定し てお り ，十 分な 余裕 時 間を 確保 し
てい るこ と から，認 知遅 れが 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，運 転 員 は中 央制 御 室に 常駐 して い るこ とから， 要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系の 注入 弁の 閉 止操 作及 び 残 留熱 除去 系 レグ シー ルポ ン プの 停止
操作 とし て 2 分，低 圧炉 心ス プ レイ 系の 起動 操作 と して 2 分 並び に 逃が し安 全
弁に よる 原 子炉 減圧 操作 と して 1 分 を 想 定し，余 裕時 間を 含 めて 操作 時 間と して 5 分を 設 定し てい る。いず れ も中 央制 御室 の制 御 盤の 操作 スイ ッ チに よる 簡
易な 操作 で あり ，操作 所要 時 間が 長く な る可 能性 は 非常 に低 く ，操 作 所要 時間
が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
当該 操作 に 対応 する 運転 員 に他 の並 列 操 作は なく ，他 の並 列 操作 が操 作 開始 時
間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 の操 作 スイ ッチ に よ る簡 易な 操 作で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時 間は ，余裕 時間 を含めて設定していること から ，実態 の操 作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
が早 まっ た 場合 ，減 圧
時点の崩壊熱が高くなる が，原子 炉 隔離 時
冷却系及び低圧炉心
スプレイ系の原子炉注水により炉心の冠
水状態が維持されること から ，評 価 項目 となるパラメータに与える 影響 は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等減圧操作が遅れた場
合で も，原 子炉 隔離 時
冷却系の原子炉注水により炉心の冠水状態が維持されることから ，操 作 時間 余裕 は十分 に確 保 され る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練 実績 を 取得 。
解析上においては，起因事象のＩ
ＳＬＯＣＡ及び給水流量の全喪失の発生から残留熱除
去系の注入弁の閉止操作，残留熱除去系レグシールポ
ンプの停止，低圧
炉心スプレイ系の起動及び逃がし安全弁による原子炉
減圧 操作 ま で 15 分としているところ，訓練実績は約12 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

第3表
項

目

低 圧 代替 注 水系
（ 常 設） の 起動
準備 操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）
解析上の
操作開始条
件

条件設定の
考え方

添付 2.7.3-7

事象発生から 17 分後運転手順に基づき，外部電源がない場合も考慮して，状況判断，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電及び低圧代替注水系（常設）の起動準備に要する時間を考慮して設定

事象発生から 5 時間後

ＩＳＬＯＣＡ発生時の現場環境並びに現場移動及び操作に要す
る時間を考慮して，事象発生 5 時
間後に隔離が完了するものとし
て設定

操
作
条
件

現 場 にお け る残
留 熱 除去 系 の注
入弁 の閉 止 操作

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
Ｉ Ｓ ＬＯ Ｃ Ａ は 定 期 試験 等 に よ る 隔 離弁 の 開 操作 中 に 発 生 す る事 象 で あ り ，隔
離 弁 の開 操 作 時 は 原 子炉 圧 力 等 の 関 連パ ラ メ ータ を 継 続 監 視 して い る た め ，Ｉ
Ｓ Ｌ ＯＣ Ａ 発 生 の 認 知に 大 幅 な 遅 れ が生 じ る こと は 考 え に く い。 さ ら に ， 運転員 の 認知 を 助 け る た め， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ発 生 に 伴い 警 報 が 発 報 する 。 事 象 初 期の
状況 判断 に 余裕 時間 を含 めて 10 分 を想 定 して おり ，十 分 な余 裕時 間 を確 保し ている こと か ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，運 転員 は 中央 制御 室 に常 駐し てい る こと から ，要員 配置 が 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
低圧 代替 注 水系 （常 設） の 起動 準備 操 作 とし て， 外 部電 源が ない 場 合も 考慮 し
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る緊 急用 母 線 受電 操作 も 含め 7 分 を想 定 し， 余裕 時
間を 含め て 操作 時間 とし て 7 分 を設 定 し てい る。 中 央制 御室 の制 御 盤の 操作 ス
イッ チに よ る簡 易な 操作 で あり ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性は 非 常に 低く ，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
当 該 操作 に 対 応 す る 運転 員 に 他 の 並 列操 作 は なく ， 他 の 並 列 操作 が 操 作 開 始時
間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
中 央 制御 室 の 制 御 盤 の操 作 ス イ ッ チ によ る 簡 易な 操 作 で あ り ，誤 操 作 は 起 こりに く いこ と か ら ， 誤 操作 等 が 操 作 開 始時 間 に 影響 を 及 ぼ す 可 能性 は 非 常 に 小さい。
【認 知】
Ｉ Ｓ ＬＯ Ｃ Ａ は 定 期 試験 等 に よ る 隔 離弁 の 開 操作 中 に 発 生 す る事 象 で あ り ，隔
離 弁 の開 操 作 時 は 原 子炉 圧 力 等 の 関 連パ ラ メ ータ を 継 続 監 視 して い る た め ，Ｉ
Ｓ Ｌ ＯＣ Ａ 発 生 の 認 知に 大 幅 な 遅 れ が生 じ る こと は 考 え に く い。 さ ら に ， 運転員 の 認知 を 助 け る た め， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ発 生 に 伴い 警 報 が 発 報 する 。 事 象 初 期の
状況 判断 に 余裕 時間 を含 めて 10 分 を想 定 して おり ，十 分 な余 裕時 間 を確 保し ている こと か ら，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
現 場 操作 の た め ， 中 央制 御 室 の 運 転 員と は 別 に現 場 操 作 を 行 う運 転 員 （ 現 場）
を 配 置し て い る 。 現 場運 転 員 は ， 操 作の 実 施 期間 中 に 他 の 操 作を 担 っ て い ないこと から ， 要員 配置 が操 作 開始 時間 に 与 える 影響 は ない 。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
現場におけ る破損系 統の注入 弁の閉 止操 作と し て 移 動 及 び 余 裕 時 間 を 含 め 115
分を 設定 し てお り，十分 な時 間 余裕 を確 保し てい る こと から ，移 動及 び 操作 所
要時 間が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す 可 能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
当 該 操作 に 対 応 す る 運転 員 に 他 の 並 列操 作 は なく ， 他 の 並 列 操作 が 操 作 開 始時
間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
当該 操作 は ，操 作の 信頼 性 の向 上や 要 員 の安 全の た め， 操作 要 員 2 人及 び 補助要員 2 人の 4 人 で実 施 する こと と して お り， 誤操 作 は起 こり にく い こと から ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析
上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある 。

認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の開始時間は解析上の操作開始条件
よりも若干早まる可能性があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
が早 まっ た 場合，減 圧
時点の崩壊熱が高くなる が，低圧 代替 注 水系（ 常設 ）に よる 外 部
水源注水への切換えは，低 圧 炉心 スプ レ イ
系により炉心の冠水状態が維持されていることを確認した後に実 施す る こと から ，
評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

隔離操作の有無に関わら ず，低圧 代替 注 水系（ 常設 ）に よる 原 子
炉注 水に よ って，炉 心は冠水維持されるため，評 価 項目 とな る パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等減圧操作が遅れた場
合で も，低 圧 炉心 スプ
レイ系の原子炉注水により炉心の冠水状態が維持されることから，操作 時 間余 裕は十分 に確 保 され る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象のＩ
ＳＬＯＣＡ発生か
らＩＳＬＯＣＡの認知及び低圧代替
注水系（常設）の
起 動 操 作 ま で 17分としているとこ
ろ，訓練実績は約14 分。想定 の 範囲内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確認し た。

隔離操作の有無に関わら ず，低 圧 代替 注水系（ 常 設）に よる 原子炉注 水に よ って，炉心は冠水維持されるため，操 作時 間 余裕 は十分に 確保 さ れる 。

現場における破損
系統の注入弁の閉止操 作は ， 移 動 も含め所要時間を115 分 想 定 と し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 108分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認した 。

添付資料 2.7.4
7 日間における水源の対応について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 17 分 後 ， 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ３ ） 設 定 点 を 維 持 す る

よう代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
破断箇所の隔離操作が完了した事象発生約 5 時間 1 分後，低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
破断箇所の隔離操作が完了する事象発生約 5 時間から低圧炉心ス

プレイ系による原子炉注水を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 490m ３ で あ る 。

添付 2.7.4-1

積積
算算
注注
水水
量量
( m(３m )３ )低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 490m ３ 必 要 と なる が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要 水 量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.7.4-2

添付資料 2.7.5
7 日間における燃料の対応について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 75 5. 5 kL

軽 油 貯 蔵 タ
ン ク の 容 量は 約 8 00 k L であり，7 日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1, 4 40 . 4 L/ h( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h（ 運 転 時 間 ）× 2 台（ 運転 台 数 ） ＝ 約 4 84 . 0k L
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
77 5 .6 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 1 30 . 3k L
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h（ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運転 台 数 ） ＝ 約 1 41 . 2k L

※１：事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※２：事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※３：緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.7.5-1

添付資料 2.7.6
常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量
(kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

1,775.8

959.6

1,039.1

981.6

24.0
35.6
190.0
190.0
510.0
10.0
22.0

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④
⑤

③
②

1,000

最大 負荷 容 量
1,775.8kW

①
0

▲

1

12

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ

※１ ：常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（ 1,380kW ×運転 台 数＝ 最大 容量 ）※２ ：常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80% の 容 量（ 1,380kW × 0.8 ×運 転 台数 ＝連 続 定格 容 量）

添付 2.7.6-1

経過 時間 (ｈ )

2.8

津波浸水による注水機能喪失
津波特有の事象である事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」は，津波ＰＲＡによって評価された炉心損傷頻度が 4.0×10−６ ／炉年と有意な値であること及び敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が内部事象に係る事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき必ず想定する事故シーケンスグループに追加する事故シーケンスグループとして抽出
している。
2.8.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」に含まれる事
故シーケンスとしては，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示
すとおり，①「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」，②「最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）」，③「最終ヒートシンク喪失＋高圧炉
心冷却失敗」，④「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」である。

コメント No.148-12 に対する回答(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」は，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下，「敷地に遡上する津波」という。）により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，原
子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
2.8-1

本事故シーケンスグループは，津波浸水により複数の緩和機能が失われることによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，
重大事故等対処設備の有効性評価としては，敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備を用いて原子炉へ注水し，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送を行うことにより炉心損傷及び格納容器破損の防止
を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，原子炉建屋（原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能），残留熱除去系，所内常設直流電源設備及び常設代替直流電源設
備），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型），緊急用海水系，常設代替高圧電源装置に対して敷地に遡上する津波への防護対策を実施する。
（添付資料 2.8.1）
敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備により，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原
子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器
2.8-2

除熱手段を整備する。津波防護対策の概要を第 2.8-1 図に，対策の概略系
統図を第 2.8-2 図に，対応手順の概要を第 2.8-3 図に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.8-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 22 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 6 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 5 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 13 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の現場
系統構成を行う重大事故等対応要員 4 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.8-4 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，初動対応要員 22 名及び招集要員 6 名で対処可能である。

ａ．原子炉スクラムの確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
2.8-3

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
外部電源が喪失している場合は，津波による非常用ディーゼル発電機
海水ポンプの機能喪失により全交流電源喪失となるため，中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の起動を試み，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。
ｄ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
外部電源が喪失している場合は，全交流動力電源喪失の確認後，敷地に遡上する津波の影響を受けない高所において可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。
原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。
ｅ．タンクローリによる燃料補給操作
敷地に遡上する津波の影響を受けない高所においてタンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプへの燃料補給
2.8-4

を実施する。
ｆ．直流電源の負荷切離し操作
外部電源が喪失している場合は，早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切り離しを実施することにより 24 時間後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した
後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な計装設備は，
原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が可搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却津波により崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰
2.8-5

囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，現場操作にて可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。また，同じ可搬型代
替注水大型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却に必要な計装設備は，サプレッション・チェ
ンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，サプレッション・プ
ール水位等である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急母線受電操作に必要な計装設備は，
緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
外部電源が喪失している場合は，早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。

ｍ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除
2.8-6

熱
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，緊急用海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を開始する。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
以降は，残留熱除去系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉
注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施する。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

2.8.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループにおいては，「1.2

評価対象の整理及び評価項

目の設定」に示すとおり，敷地に遡上する津波を起因とする事故シーケンスのうち，想定する津波高さが最も高い「原子炉建屋内浸水による複数の緩和
機能喪失」が代表的な事故シーケンスとなるが，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮して，「外部電源喪失＋原子炉建
屋内浸水による複数の緩和機能喪失」を重要事故シーケンスとする。
本重要事故シーケンスにおける重要現象，適用する解析コード及び不確かさの影響評価方法については，「2.3.1と同様である。
2.8-7

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」

なお，本事故シーケンスグループにおける事故シーケンスのうち，原子炉
隔離時冷却系を含む高圧注水機能が喪失する「最終ヒートシンク喪失＋高圧
炉心冷却失敗」及び逃がし安全弁 1 弁の開固着が発生する「最終ヒートシン
ク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」については，「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」及び「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」との従属性を考慮して，高圧代替注水系及び常設代替直流電源設備を津波防護対象とするとともに，所定の時間内に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作が完了することを確認している。
(2)

有効性評価の条件

本重要事故シーケンスにおける有効性評価の条件については，残留熱除去
系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1

全交流動

力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける有効性評価の結果については，残留熱
除 去 系 海 水 系 に 代 わ り 緊 急 用 海 水 系 に 期 待 し て い る 点 を 除 き 「 2.3.1
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様となる。
緊急用海水系を用いた場合，残留熱除去系海水系を用いた場合と比較
して除熱容量が小さくなるが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施するのは，交流電源の復旧を想定する事象発生の 24 時間後であり，崩壊熱は減衰している。同じく緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施する「2.4.1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において，これより早く崩壊熱が高い事象発生の 13 時間後において，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実2.8-8

施した場合でも，格納容器圧力及び雰囲気温度を低下させるのに十分な除熱性能を確認している。

2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

本重要事故シーケンスにおける有効性評価の条件については，残留熱除去
系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1

全交流動

力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。
緊急用海水系の不確かさの影響については，「2.4.1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において確認している。

2.8.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の重大事故等対策における必要な初動対応要員は，「2.3.1（3）炉心損傷防止対策」と同様22 名である。このため，「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」

で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 6 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可
能な要員の 71 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源の資源の評価については，残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。
緊急用海水系を用いた場合の電源の資源の評価については，「2.4.1
熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において確認している。
2.8-9

崩壊

2.8.5

結論

事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」では，敷地に遡上する津波により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することで炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備により，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」について，有効性評価を実施した。
上記は「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様であり，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。
また，安定状態を維持することができる。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，「2.3.1

全交流動力

電源喪失（長期ＴＢ）」と同様であり，7 日間以上の供給が可能である。
以上により，事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備による炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
2.8-10ことが確認でき，事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」
に対して有効である。

2.8-11

第 2.8-1 表
操作及び確認

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（1／4）
手

順

常設設備

・原子炉スクラムを確認する。

−

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉水位が回復したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
・外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試み，これらに失敗した場合は，早期の電源回復不能を確認する。
・原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。

【原子炉隔離時冷
却系】
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ
機能）

2.8-12

原子炉スクラムの確認

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）【原子炉隔離時冷却系】

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装
起動領域計装−原子炉水位（広帯域，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）−【

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.8-1 表
操作及び確認
可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
タンクローリによる燃料補給操作
直流電源の負荷切り離し操作

2.8-13

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（2／4）
手順・外部電源が喪失している場合は，全交流動
力電源喪失の確認後，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。
・タンクローリにより可搬型代替注水設備用
軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
・外部電源が喪失している場合は，早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切り離しを実施する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の 場合 は 65℃） に到 達 し た こ とを 確認 する。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放することで，原子炉減圧操作を実
施する。

常設設備
代替淡水貯槽

重大事故等対処設備
可搬型設備
可搬型代替注 −水大型ポンプ

計装設備

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ−所内常設直流電源設備−−

逃がし安全弁（自動減圧機能）
代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプサ プレッ ション・プー ル水 温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.8-1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））

2.8-14可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧により可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認する。
・以降，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間に維持する。
・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイ操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

・外部電源が喪失している場合は，常設代替
高圧電源装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・外部電源が喪失している場合は，早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

常設設備
代替淡水貯槽

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ， 燃 料
水大型ポンプ 域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量

代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

ドライウェル圧力
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

【

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

第 2.8-1 表
操作及び確認
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

2.8-15
使用済燃料プールの冷却操作

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（4／4）
手順・非常用母線の受電後，緊急用海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイを停止する。
・残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器スプレイを実施する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器スプレイを交互に実施しつつ，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

常設設備【残留熱除去系（低圧注水系）】【残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）】
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（SA 広帯域）
【残留熱除去系系統流量】
緊 急用海 水系流量（残 留熱 除去系熱交換器）緊 急用海 水系流量（残 留熱 除去系補機）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力
ドライウェル圧力−【−】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

（凡例）

原子炉建屋

防護対象範囲可搬型設備保管場所（高所設置）

タンクローリ

逃がし安全弁可搬型代替注水大型ポンプ

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽

11m 盤接続口
高所貯水池（地下格納槽）

タービンへ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク
（埋設）

※4
常設代替高圧電源装置置場（高所設置）
非常用ディーゼル発電機

2.8-16

常設代替高圧電源装置

ＧＧ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

サプレッション・
チェンバ

↑

※1

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプＢ，Ｄ（地下格納槽）※4

緊急用海水系
ポンプ→→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ※2←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

→

←
←
高圧代替注水系ポンプ（地下格納槽）

↑

↑

海へ ※2

残留熱除去系ポンプＣ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

緊急用海水ポンプピット

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ

←

※1 海へ
※2

西側接続口

サプレッション
・プール→

格納容器圧力逃がし装置※3

軽油貯蔵タンク

残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

→

※3

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

代替淡水貯槽海
常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）
復水貯蔵タンク

第 2.8-1 図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁
（安全弁機能）

高所貯水池

耐圧強化
ベント系

タービンへ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-17

Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→※4

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ←→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

←

→
残留熱除去系ポンプＣ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※3

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

→

→

※3

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←高圧代替注水系ポンプ

第 2.8-2 図

津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁（自動減圧機能）
耐圧強化
ベント系

タービンへ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-18Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→※4

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ←→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

←

→
残留熱除去系ポンプＣ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

→

→

※

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←高圧代替注水系ポンプ

第 2.8-2 図

津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁（自動減圧機能）
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-19Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ←→
残留熱除去系ポンプＣ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※4

←

※1 海へ

→

※

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

→

→

※

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←高圧代替注水系ポンプ

第 2.8-2 図 津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器冷却段階）

凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）：判

敷地に遡上する津波到達 ※ １

断：操 作及 び 判断
：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場）
主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる
原子 炉圧 力 制御 確認

原子炉スクラム ※ ２ の確認

再循 環ポ ン プト リッ プの 確 認：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員
（現 場） の 共同 作業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ５

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ３
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）の起 動準 備 操作 ※ ６

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

（約 1 時 間）（約 3 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離 し操作 （中 央 制御 室）

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離 し操作 （現 場 ）逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位不明
でないことの確認 ※８
水位不明ではない

水位不明

原子炉満 水 操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※９（約 13 時間 ）サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 受電 操作

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ １ ０

代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び
格納 容器 除 熱Ⅰ
残 留 熱 除 去 系によ り原子炉水位 を維持し ，格納容器スプ レ
イ モ ー ド 又 はサプ レッション・ プール冷 却モードによる 格
納 容 器 除 熱 を継続 する。また， 機能喪失 している設備の 復
旧 に 努 め る ととも に，残留熱除 去系を原 子炉停止時冷却 モード 運転 と し，冷温停止状態とする。

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 も実 施可 能で あ る。

※ １： 敷 地 に遡上する津波の到達に伴い循環水ポンプが停 止 し 復水 器 が 使 用不 能 と なる こ と で給 水 流 量 の全 喪 失 が 発生 す る 。ま た ， 重要 事 故 シ ーケ ン ス に おい て は，「 外 部電 源 喪 失 ＋Ｄ Ｇ 失 敗＋ Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 失 敗（ Ｒ Ｃ ＩＣ成功）」との従属性を考慮して，外部電源喪失を想定 する 。
※２ ：原 子 炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域等に より 確 認す る。
※３ ：中 央 制御室にて機器ランプ表示，系統流量計指示等に て確 認 する 。
※４ ：原 子 炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。
※５ ：中 央 制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
※ ６ ： 全 交 流 動力 電 源喪 失を 確 認し た 場 合は ， 速や か に可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 の 準 備 を 開 始 す る 。 な お ， 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（可 搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 型） には 同じ 可 搬型 代替 注 水 大型 ポン プ を用 いる 。
※ ７： サ プ レッション・プール水温度がサプレッション・ プ ー ル熱 容 量 制 限（ 原 子 炉が 高 圧 の場 合 は 65℃ ） に到 達 又 は超 過 した 場 合 は， 低 圧 で 注水 可 能 な 系統 の 準 備完 了 後 に原 子 炉 減 圧操 作 を 実 施す る 。 また ， 実 際の操 作 では，原子炉圧力が低下し可搬型 代 替注水大型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 が 開 始 さ れ た 後 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 停 止 す る が ， 評 価 上 は 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用いた
低圧 代替注水系（可搬型）のみによる水位回復性能 を確 認す る観 点 で， 原子 炉 減 圧開 始と 同 時に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は 停 止す る想 定 とし てい る。
※８ ：原 子 炉水位不明は，以下により判断する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉水位計の電源が喪失した場合
・原 子炉水位計のばらつきが大きく有効燃料長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合
※９ ：可 搬 型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（ 可搬 型 ）に より ， 原 子炉 水位 を 原子 炉水 位低 （ レベ ル３ ） 設 定点 から 原 子炉 水位 高（ レ ベル ８） 設 定 点の 間に 維 持す る。
※１ ０： 残 留熱除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点 にて 原 子炉 注水 モ ー ド運 転に 切 り換 え， 原子 炉 水位 高（ レ ベ ル８ ）設 定 点に て格 納容 器 スプ レイ モ ー ド運 転に 切 り替 える 。

第 2.8-3 図

津波浸水による注水機能喪失の対応手順の概要
2.8-20津波 浸水 に よる 注水 機能 喪 失
経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

事象 発生
敷地 内へ の 津波 浸水 発生

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)

運転員
(現場)

操作項目

原子 炉ス ク ラム

操作の内容

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● 給水 流量 の 全喪 失 の確 認
●外部 電 源喪 失の 確 認

状況判断

2人
A，B

● 非常用ディーゼル発電機等の停止確認−

外部電源喪 失の確認及び非常 用ディーゼ ル発 電機等の停止 確 認は ，外 部 電 源がない 場合に実 施する

10 分−● ター ビン 停 止の 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認● 再循 環ポ ン プト リ ップ の確 認

原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離
時冷却系）

【1人】
A

全交流動力電源
喪失の確認

【1人】
A
【1人】
B

直流電源の負荷切
り離し操作（中央制御 室）

【1人】
B

−

−

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作−−●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

1分

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機等 の 手動 起 動操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

●不 要負 荷 の切 離し 操 作

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る

6分

第 2.8-4 図

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間(1／2)

2.8-21

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る津波 浸水 に よる 注水 機能 喪 失
経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

8時間

16

20

24

28

32

36

40

備 考

直流電源の負荷切り離し操作（現場）実施箇所・必要要員数

8時間 1分
【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

原子 炉減 圧開 始

操作の内容

約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

24時 間

原子炉水位の調整操作（原 子炉隔 離時
冷却系）

可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型） の起動 準備操作

運転員（中央制御室）運転員（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

8人
a〜h
【2人】
a,b
4人
i〜l

24時 間25分●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ 準 備，高 所 淡 水池 か らの ホー ス 敷設 等

−

−

2人
C,D

−

−

2人
（招集）

逃がし安全弁（自動減圧機 能）に よる
原子炉減圧操作

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整操作（可 搬 型 代 替注
水大型ポ ンプを用 いた 低圧代替注水系（可搬型））

−

【2人】
C,D

【2人】
i,j

−

1人
E

1人
m

●不 要 負荷 の切 り 離 し操作

160 分
起動 後， 適 宜監 視

●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ 起 動操作

125 分●原子炉注水のための系統構成

タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら補
給90 分●可 搬 型設 備用 軽 油 タンク か ら タンク ロ ー リへ の 補給

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

直流電源の負荷切り離し操作（現場）

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の開放操作

1分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●原子炉注水の流量調整−−●非 常 用母 線受 電 準 備

35 分

−

【1人】
E

【1人】
m

●非常 用 母線 受電 準 備

70 分●格納容器スプレイのための系統構成

【1人】
E

【1人】
m

−

4人
（招集）

●格納容器スプレイの流量調整

【1人】
B

−

−

常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

【1人】
B

−

−

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

50 分

【1人】
B

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線への受電操作

8分●非常用母線受電

【1人】
A

−

外部 電 源 がな い 場合 に実施する

4分●常設代替高圧電源装置3台追加起動

緊急用海水系を用いた残留 熱除去 系による原子炉注水及び格納容器除熱

外部 電 源 がな い 場合 に実施する

5分●緊急用海水系の起動操作

20 分●残留 熱 除去 系に よ る原 子 炉注 水2分−

原子炉水位高（レベル８）設 定点にて格納容器 スプレイ又 はサ プレッション・プール冷却開始への切替 え操作を実施し， 原子炉水位 低（ レベル３）
設定 点 にて 原子 炉 注 水 への 切 替え 操作 を 実施

●残 留熱除去系に よる原子炉注 水及び 格納容器ス プレイ操 作の 交互運
転

−

−

【2人】
k,l

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

13人 a〜 m及び 招 集6人

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員合計緊 急用 海水 系 を用 いた 残 留 熱除 去系 に よる
原子 炉注 水 及び 格納 容器 除 熱開 始原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８ ） 設定 点の 間 に 維 持●原 子 炉隔 離時 冷 却 系によ る 原 子炉注 水 の 調整 操 作−

タンクローリによる燃料補給操作

非 常用 母線 受電●可搬 型 代替 注水 大 型ポ ン プに よる 代 替燃 料 プー ル 注水 系（ 注 水ライ ン） を使 用 した 使用済燃料プールへの注水操作

適宜 実施

15 分

●代替 燃 料プ ール 冷 却系 起 動操 作

第 2.8-4 図

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間(2/2)

2.8-22

解析上考慮 しない
約25時間ま でに実施 する

添付資料 2.8.1
基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）
に対する浸水対策が本有効性評価の前提となることから，敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について以下に示す。なお，詳細は耐津波設計方針等において説明する。

1.

敷地に遡上する津波
敷地に遡上する津波については，事故シーケンス選定の評価結果に基づき，防潮堤位置において T.P.+24m※１※２ の津波を想定する。なお，敷地に遡上する津波の年超過確率は，確率論的津波ハザードの評価結果から，約 3×10−７／炉年に相当する。
※１

T.P.は Tokyo Peil の略で東京湾中等潮位（平均潮位）を示す。

※２

津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤位置の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

2.

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象の選定
敷地に遡上する津波に対する津波防護対象については，敷地に遡上する津波により重大事故等が発生した場合において，事故対応を行うために必要となると考えられる設備として，以下の設備を選定する。なお，ここで発電用
原子炉を未臨界にする設備については，大津波警報発表時にはあらかじめ原子炉停止操作を行うことから，防護対象としていない。

添付 2.8.1-1

（1）設備要求に係る条文である設置許可基準規則第 45 条〜第 62 条に適合するために必要となる重大事故等対処設備 ※３（2）事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の有効性評価において，その機能に期待する重大事故等対処設備（設計基準拡張）※３：「設置許可基準規則第 43 条（重大事故等対処設備）」における可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型設備保管場所（西側及び南側），東側接続口，西側接続口（地下格納槽），11m 盤接続口についても津波防護の対象とする

選定した津波防護対象について，第 1 表に示す。

3.

敷地に遡上する津波に対する防護方針選定した津波防護対象（第 1 表）は，以下の施設等に内包されることから，これらの施設を敷地に遡上する津波から防護する。
・ 原子炉建屋
・ 緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）
・ ＳＡ用海水ピット取水塔
・ 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）
・ 常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）
・ 軽油貯蔵タンク（地下式）
・ 東側接続口及び西側接続口（地下格納槽）
・ 常設代替高圧電源装置置場
・ 可搬型設備保管場所（西側及び南側）
・ 緊急時対策所
添付 2.8.1-2

・ 11m 盤接続口

敷地に遡上する津波からの施設の防護に当たっては，防潮堤により敷地への浸水量を抑制し，その上で，以下の対策を実施する。
ａ．建屋・壁により津波による影響から防護
原子炉建屋等の津波防護対象を内包する建屋・壁については，万一，当該建屋・壁内に浸水した場合には，同時に重要機能の喪失に至るリスクがあることから，浸水経路（扉，貫通部等）を特定し，それぞれに対して，十分高い位置まで浸水防止対策（水密扉の設置，貫通部止水処置等）を実施する。
【対象】
①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）③

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）④

常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）⑤

軽油貯蔵タンク（地下式）⑥

西側接続口（地下格納槽）

ｂ．津波による影響に対して機能維持できるよう設計
緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）等の建屋・壁に内包されない
津波防護対象については，敷地に遡上する津波による浸水経路がなく，機能に影響がないよう設計するとともに，点検路等の浸水経路がある場
合は，それに対して浸水防止対策（止水処置等）を実施する。
【対象】⑦

緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）⑧

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地上敷設部）
添付 2.8.1-3

⑨ＳＡ用海水ピット取水塔

⑩

東側接続口

ｃ．津波による影響のない高所に設置
敷地浸水評価結果から求めた近傍の最大浸水深より高所に津波防護対象を設置する。
【対象】⑪

常設代替高圧電源装置置場⑫

可搬型設備保管場所（西側及び南側）⑬

緊急時対策所⑭11m盤接続口

また，津波により想定される漂流物及び倒壊物が起因となって，津波防護対象に対し波及的影響を与えないよう，漂流防止措置，倒壊防止措置又は津波防護対象に対して防護対策を実施する。

敷地に遡上する津波から防護する①〜⑭の施設等の配置を第1図に示す。

添付 2.8.1-4

第1表

津波防護対象（1／3）

設置許可基準規則

津波防護対象・高圧代替注水系
第４５条
・ほう酸水注入系（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
リ高 圧 時に発 電用 原子炉を【設計基準拡張】
冷却するための設備）
・原子炉隔離時冷却系
・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能
第４６条
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
（逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給））
リを減圧するための設備）
・高圧窒素ガスボンベ（逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給））
・低圧代替注水系（可搬型）・低圧代替注水系（常設）第４７条
・代替循環冷却系（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
リ低 圧 時に発 電用 原子炉を【設計基準拡張】
冷却するための設備）
・残留熱除去系（低圧注水系）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・緊急用海水系
・格納容器圧力逃がし装置
第４８条
・耐圧強化ベント系（最終ヒ ート シンク へ熱を輸送するための設備）【設計基準拡張】・残留熱除去系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
第４９条
・代替循環冷却系（原子炉 格納 容器内 の冷却等のための設備）【設計基準拡張】・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
第５０条
・格納容器圧力逃がし装置（原子炉 格納 容器の 過圧破損 ・代替循環冷却系を防止するための設備）
・可搬型窒素供給装置
第５１条（原子炉 格納 容器下 部の溶融 ・原子炉格納容器下部注水設備（常設）
炉 心 を 冷 却 す る た め の 設 ・原子炉格納容器下部注水設備（可搬型）
備）第５２条（水素爆 発に よる原 子炉格納 ・格納容器圧力逃がし装置
容器 の 破損を 防止 するため ・水素濃度監視設備
の設備）
第５３条
（水素爆 発に よる原 子炉建屋 ・静的触媒式水素再結合器
等の 損 傷を防 止す るための ・水素濃度の監視設備
設備）

添付 2.8.1-5

第1表

津波防護対象（2／3）

設置許可基準規則

津波防護対象・常設低圧 代替注水系ポンプ及び代替燃 料プール注水系（注水ライン）
・可搬型代 替注水大型ポンプ及び代替燃 料プール注水系（注水ライン）
・常設低圧 代替注水系ポンプ及び代替燃 料プール注水系
第５４条（常設スプレイヘッダ）（使用済 燃料 貯蔵槽 の冷却等 ・ 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ 及 び 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系のための設備）（可搬型スプレイノズル）
・可搬型代 替注水大型ポンプ及び代替燃 料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への拡散抑制）
・代替燃料プール冷却設備
第５５条
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（工場等 外へ の放射 性物質の(大気への拡散抑制)
拡 散 を 抑 制 す る た め の 設 ・汚濁防止膜
備）(海洋への拡散抑制)
・重大事故等の収束に必要となる水源の確保（代替淡水貯槽，サプレッション・プール，ほう酸水貯第５６条
蔵タンク，使用済燃料プール）（重大事 故等 の収束 に必要と・水の移送設備の確保
なる水の供給設備）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース等）
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・非常用所内電気設備
第５７条
・所内常設直流電源設備（電源設備）
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
・重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測
第５８条
する設備
（計装設備）
・代替パラメータを計測する設備
・パラメータ記録時に使用する設備
・中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備（可搬型照明（ＳＡ））
・居住性を確保するための設備−遮蔽及び換気設備
第５９条（中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理系，中央制（原子炉制御室）
御室待避室，中央制御室待避室ボンベユニット）−衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装
置（待避室）−酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
・放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備−可搬型モニタリング・ポスト
第６０条−可搬型放射能測定装置（監視測定設備）
・風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備−可搬型気象観測設備

添付 2.8.1-6

第1表
設置許可基準規則

津波防護対象（3／3）
津波防護対象・緊急時対策所・必要な情報を把握できる設備及び通信連絡を行うために必要な設
備−安全パラメータ表示システム−通信設備（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），携行
型有線通話 装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡 設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−
第６１条
ＦＡＸ），データ伝送設備）（緊急時対策所）
・代替電源設備（緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク，緊急時対策所用発電機給油ポンプ及び緊急時対策所用Ｍ／Ｃ）
・居住性を確保するための設備（緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策
所非常用フィルタ装置 と緊急時対策所加圧設備 及び酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 ，可搬型モニタリング・ ポスト，緊急時対策所エリアモニタ）
・発電所内の通信連絡を行うための設備−通信設備（発電所内）（携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型））
第６２条−安全パラメータ表示システム（ 通 信 連 絡 を 行 う た ・発電所外との通信連絡を行うための設備
めに必要な設備）−通信設備（発電所外）（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防 災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ））−データ伝送設備

添付 2.8.1-7

第1図

津波防護対象の配置図

添付 2.8.1-8

添付資料 2.8.2
地震発生と同時に津波が到達するとした
評価上の想定の妥当性について

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」と い う 。）が 発 生 し た 場 合 に は ，最 初 に 地 震 が 発 生 し ，そ の 後 に 津 波 が
発 電 所 敷 地 に 到 達 す る と 想 定 さ れ る 。こ れ に 対 し て 本 評 価 に お い て は ，地震の発生と同時に津波が発電所に到達したとして評価している。
以下では，地震発生から敷地に遡上する津波が発電所に到達するまでの時間を考慮した場合の影響について検討する。

1.

津波到達の時間遅れを考慮する場合の対応操作(1)

地震発生から敷地に遡上する津波の到達までに想定される対応
操作
地 震 発 生 時 点 で「 地 震 加 速 度 大 」に よ り 原 子 炉 が ス ク ラ ム す る 。

また，給復水系が停止した場合には，原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点にて原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉への注水が行われるとともに主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉は隔離状態となる。これらの機器動作は，インターロックによる自動作動であるため，運転員による対応はプラント状況及び自動作動した機器等の確認のみである。
原子炉への注水が確保された以降は，サプレッション・プール
水温度等を確認し，必要に応じて残留熱除去系による格納容器除熱を実施する。

添付 2.8.2-1

(2)敷地に遡上する津波の到達後に想定される対応操作
地震に伴い発生する事象への対応中に敷地に遡上する津波の到達により敷地内が浸水した場合には，非常用ディーゼル発電機海水ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプ及び残留熱除去系海水系ポンプが機能喪失する。このため，高圧炉心スプレイ系は停止するが，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は維持される。また，外部電源が喪失している場合は，高所作業により可搬型設備の準備を開始するとともに，常設代替高圧電源
装置により交流電源を確保し，サプレッション・プール水温度が
熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉注水を実施する。格納容器除熱は，緊急用海水系及び残留熱除去系により確保する。これらの対応操作は，地震発生と同時に津波が発電所に到達すると想定した場合と同様である。

2.

津波到達の時間遅れを考慮した場合の影響
1． で 述 べ た と お り ， 地 震 が 発 生 し て か ら 津 波 到 達 ま で は ， 自 動 起

動した原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水の状況を確認するとともに，サプレッション・プール水温度が上昇した場合には，残留熱除去系による格納容器除熱を実施する。ここで，原子炉注水又は格納容器除熱が開始される直前に津波が到達した場合の影響について考察する。
原子炉注水については，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達する直前に津波が到達し，高圧炉心スプレイ系が自動起動しなかった場合でも，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで原子炉注水が確保され，炉心冷却は維持される。また，解添付 2.8.2-2

析上も高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に期待しない評価としている。
格 納 容 器 除 熱 に つ い て は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 32℃に到達し，残留熱除去系の起動操作を開始した直後に津波により残留 熱 除 去 系 海 水 系 が 停 止 し た 場 合 で も ， 格 納 容 器 限 界 温 度 （ 200℃ ）及 び 限 界 圧 力 （ 620kPa[gage] ） に 到 達 す る ま で に 緊 急 用 海 水 系 を 用いた残留熱除去系による格納容器除熱を開始すれば良く，十分な時
間余裕が確保されている

3.

まとめ
地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定する場合，地震による原子炉スクラム等への対応操作に加えて，敷地に遡上す
る津波による機能喪失状態に応じた対応操作が重なるため，運転員
等操作の観点からより厳しい条件となる。また，津波到達の時間遅れを考慮した場合でも，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，格納容器除熱は事象後期に実施することから，評価項目に与える影響はない。以上により，評価上，地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定することは妥当であると考える。

添付 2.8.2-3

4.

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

4.1

想定事故１

4.1.1

想定事故１の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つには，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故１として「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」がある。

(2)

想定事故１の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置が取られない場合には，使用済燃料プール水位の低下
により燃料が露出し，燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能を喪失したことによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事
故等対策の有効性評価には使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
したがって，想定事故１では，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プールへ注水することによって，燃料損傷の防止を図る。また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プール水
4.1-1

位を維持する。

(3)

燃料損傷防止対策想定事故１における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
なお，これらの手段はいずれも重大事故等対処設備を用いた手段であり，本来はいずれの設備でも想定事故 1 において対処可能であるが，手順上，後段の手段である可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を代表として評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.1-1 図に，対応手順の概要を
第 4.1-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 4.1-1 表に示す。
想定事故１において，必要な要員は，初動対応要員 13 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 2 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 1 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 4.1-3 図に示す。
ａ．使用済燃料プール冷却機能喪失の確認
4.1-2

使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動操作が困難な場合，使用済燃料
プールの冷却機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プールの冷却機能の喪失を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認
使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール水位が低下することが想定されるため，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水※準備を行う。補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
※：残留熱除去系（燃料プール冷却機能）と系統構成が異なるため，残留熱除去
系による使用済燃料プールへの注水が可能な場合がある。

使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｄ．使用済燃料プール冷却機能の復旧操作
4.1-3

使用済燃料プール冷却機能（燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系）の復旧操作を対応可能な要員にて実施する。
ｅ．使用済燃料プール注水機能の復旧操作
使用済燃料プール注水機能（補給水系及び残留熱除去系)の復旧操作を対応可能な要員にて実施する。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備は冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）に給電する。
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備完了後，使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.9m 下の水位）※１ より高く維持する。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
※１：必要な遮蔽の目安として設定した 10mSv／h は，施設定期検査作業での原
子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約 3.5mSv／h）を考慮した

4.1-4

ものであり，本事故発生時において使用済燃料プール周りでの作業時間が最も長い，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイのためのホースの敷設や可搬型スプレイノズルの設置作業時間を保守的に見積っても 1 時間以内であることから，緊急作業時の被ばく限度である 100mSv に対しても，十分に余裕がある値である。

ｈ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

4.1.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定する事故は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故１として，「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」である。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失に伴い使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下するが，使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，
未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず実効増倍率が 1.0 を下回ることを評価する。また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故１における運転員等操作時間に与える
4.1-5

影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 4.1.1，4.1.2）(2)

有効性評価の条件
想定事故１に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.1-2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故１特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.1.1）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。

(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定して，使用済燃料プールの崩壊熱は約 9.1MW を用いるも
のとする。
4.1-6

なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 15m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系，補給水系等の機能が喪失するものとする。

(b)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。
外部電源がない場合においても，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象の進展は同様である
が，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用するものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として，50m ３ ／h を設定する。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライ
4.1-7

ン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，事象発生 8 時間後から
開始する。

(3)

有効性評価の結果
想定事故１における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.1-4 図に，
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.1-5 図に示す。
ａ．事象進展
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は
約 6.9℃／h で上昇し，事象発生から約 5.1 時間後に 100℃に到達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間経過した時点で可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位は回復する。その後は，使用済
燃料プールの冷却機能を復旧しつつ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用し，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済燃料プール水位を維持する。

ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位は，第 4.1-4 図に示すとおり，通常水位から約0.4m 下まで低下するに留まり，燃料有効長頂部は冠水維持される。また，
使用済燃料プール水は事象発生約 5.1 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.1-5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.4m 下の水位になった場合の線量率は，約 1.0mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低いことから，この水位におい4.1-8

て放射線の遮蔽は維持されている。なお，線量の評価点は原子炉建屋最上階における使用済制御棒ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
事象発生 8 時間後から可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は残留熱除去系等による冷却を実施することで安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.3，4.1.4）

4.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
注水操作とする。
(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第
4.1-9

4.1-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，原則，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定としているが，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩壊熱，事象発生前の使用済燃料プールの初期水温，及び初期
水位，並びにプールゲートの状態に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，さらに時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水温に応じた対応をとる
ものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プールの水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，それにより時間余裕及び水位低下による異常認知の時間が短くなることが
4.1-10考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
速度は緩やかになるが，注水操作は水温の状態に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものである
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件
4.1-11

とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることか
ら，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 6 時間後となり，それ以降
は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 10 時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間
は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
4.1-12

した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水
位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m
低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となる
4.1-13

パラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

操作の不確かさが操作時間に与える影響
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
8 時間後として設定しているが，他の操作はないため，使用済燃料プールの冷却機能の喪失を認知した時点で注水準備に着手可能である。
よって，評価上の操作開始時間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，使用済燃料プール水位の回復を早める。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 4.1.5）(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事
4.1-14

象発生から 11 時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生
から 2 日以上であり，これに対して，事故を認知して注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間であることから，時間余裕がある。
（添付資料 4.1.5）

(3)

まとめ
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，評価条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故１の重大事故等対策における必要な初動対応要員は「4.1.1(3)
燃料損傷防止対策」に示すとおり 13 名である。
「6.2

重大事故等対策に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 37 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 2 名であり，発電所構外から 2 時間以内に召集可能な要員の 71 名で対処可能である。
なお，今回評価した原子炉の運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至る
おそれのある事故の対応と，想定事故１の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中においては，使用済燃料プールに貯蔵されてい
4.1-15

る燃料の崩壊熱が低いため，操作時間余裕が十分長く（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が 100℃に到達するまで約 1 日以上），
原子炉における事故対応が収束に向かっている状態での対応となるため，
災害対策要員や招集要員により対応可能である。

(2)

必要な資源の評価
想定事故１において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評

価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，7 日間の対応を考慮
すると合計約 2,500m３ 必要となる。代替淡水貯槽に約 4,300m３,淡水貯水池に約 5,000m ３ の水量を保有していることから，7 日間の継続した注水が可能である。
（添付資料 4.1.6）
ｂ．燃料
外部電源喪失を想定した場合，非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継
続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源
設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，
7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設備による電4.1-16

源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転を想定して約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.1.7）
ｃ．電源
外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設備によって給電を行うものとする。

4.1.5

結論
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プー
ル水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下により燃料が露出し，燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故１に対する燃料損傷防止対策としては，可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プールへの注水手段を整備している。
想定事故１について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により，使4.1-17

用済燃料プールの水位を回復させ維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセ
ルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部電源喪失を仮定しても供給可能である。
以上のことから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止
対策は，想定事故１に対して有効である。

4.1-18

第 4.1-1 表

想定事故１における重大事故等対策について（1／2）

4.1-19

操作及び確認操作内容

使用済燃料プール冷却機
能喪失の確認・使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。残留
熱除去系及び燃料プール冷却浄化系の再起動操作が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。

使用済燃料プール注水機
能喪失の確認・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール
水位が低下することが想定されるため，補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。補給水系による注水が困難な場合，使用済燃料プール注水機能喪失であることを確認する。
・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プ
ールの水位，温度を監視する。

使用済燃料プール水位，
温度の監視

使用済燃料プール冷却機
能の復旧操作使用済燃料プール注水機
能の復旧操作・使用済燃料プールの冷却機能（燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系）の復旧操作を対応可能な要員にて実施する。
・使用済燃料プールの注水機能の復旧操作を対応可能な要員にて実施する。

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
使用済燃料プール温度（SA）【非常用ディ −使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
ーゼル発電機】
軽油貯蔵タン
使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ク（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）【残留熱除去系系統流量】
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）【非常用ディ −使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ーゼル発電機】（高レンジ，低レンジ）
軽油貯蔵タン
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃
ク料プール監視カメラ用空冷装置を含む）【残留熱除去系系統流量】−−
使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
−
−
−

−

−

−
【

】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 4.1-1 表

想定事故１における重大事故等対策について（2／2）

4.1-20

操作及び確認操作内容

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し，使用済燃料プール水位を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済
燃料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。

可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水準備・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設配管に設置されている電動弁の開操作を実施する。
・外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し緊急用母線を受電する。

常設代替高圧
電源装置
代替淡水貯槽

可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備完了後，使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済
燃料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型
代替注水大型ポンプに燃料給油を実施する。

常設代替高圧
電源装置
代替淡水貯槽タンクローリによる燃料
補給操作

常設設備
常設低圧代替
注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧
電源装置

可搬型設備用
軽油タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位
可 搬 型 代 替 注 使用済燃料プール温度（SA）
水大型ポンプ
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位
可 搬 型 代 替 注 使用済燃料プール温度（SA）
水大型ポンプ
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位
タンクローリ
−：有効性評価上考慮しない操作

第 4.1-2 表
項

目

主要評価条件（想定事故１）

主要評価条件

条件設定の考え方

初期条件
事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

4.1-21

使用済燃料プールの保有水量

約 1,189m３

使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉時の水量を設定

使用済燃料プールの初期水位

通常水位

通常水位を設定

使用済燃料プールの初期水温

65℃

通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限を設定

燃料の崩壊熱約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日）※１ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱は ORIGEN2 を用いて算出

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

重大事故等対策に関連する操作条件

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注50m３／h水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水流量

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備期間を考慮し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽を維持する最低水位に到達しない
時間として設定

事象発生から 8 時間後※1：東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは全制御棒全挿入からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

4.1-22
第 4.1-1 図

想定事故１の重大事故対策の概略系統図

※１：燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。使用済燃料プールの冷却機能は，機器ランプ表示，機器故障警報，及び系統流量計指示等により確認する。
※２：使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，補給水系及び残留熱除去系の再起動を行うが，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料
プールへの注水が困難な場合は，使用済燃料プールへの注水機能が喪失したことを確認する。
※３：外部電源喪失が発生した場合は常設代替高圧電源装置2台を起動し，常設低圧代替注水ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の負荷に給電するため，緊急用母線の受電操作を実施する。
※４：使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの代替注水手段による対応を開始する。
※５：サイフォン現象発生時は静的サイフォンブレーカにより使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。
※６：事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.4m下となる。

プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失（10分）

使用済燃料プール冷却機能喪失の確認※１

使用済燃料プール注水機能喪失の確認※２

使用済燃料プール冷却機能の復旧操作：プラント状態（解析）：判断
解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

使用済燃料プール注水機能の復旧操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作※３

可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

タンクローリーによる燃料補給

4.1-23

使用済燃料プール水温
100℃到達

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
下端以上※５No

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

Yes

補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水（約8.0時間）：操作・確認（運転員）

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４（約5.1時間）

凡 例

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

ⅡI

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（注水が実施できなかった場合）（約11時間）【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水は，自主対策設備であるため，解析上考慮していない。なお，消火系による使用済燃料プール注水は火災が発生していない場合に使用する。
Ⅱ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，及び可搬型代替
注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは，使用済燃料プー
ルからの大量の水の漏えいが発生した場合に使用する対応手段であることから，解析上考慮していない。

Ⅱ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位
約0.9m低下（10mSv／h）

第 4.1-2 図Ⅱ

想定事故１の対応手順の概要

想定事故１

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

事象発生
中央監視
運転操作指揮

責任者

発電長

1人

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡通報連絡者
運転員（中央監視）

災害対策要員
運転員（現場）

プラント状況判断

操作の内容

約 5.1 時間

使用済燃料プール
水温 100℃到達

重大事故等対応要員
（現場）

8 時間

代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水開始●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

10 分

−
●使用済燃料プール冷却機能喪失の確認（燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系）●使用済燃料プール注水機能喪失の確認（残留熱除去系及び補給水系）

4.1-24

【1人】
A

−

−

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能の復旧操作−−−

常設代替高圧電源装置による緊急用
母線受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成，注水操作

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水大型ポンプ準備，ホース敷設等

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系の系統構成（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系を使用した使用済燃料プールへの注
水，水位維持

−

−

【2人】
c,d

●淡水貯水池B(A)から淡水貯水池A(B)への補給

可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水準備

可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始●使用済燃料プール水位，温度監視

適宜実施
解析上考慮しない
対応可能な要員により対応する●使用済燃料プール冷却機能の復旧操作（残留熱除去系）●使用済燃料プール注水機能の復旧操作（残留熱除去系及び補給水系）

4分

13 分

170 分

−

−

合計

1人
A

0人

起動後適宜状態監視

タンクローリの残量に応じて適宜軽油貯蔵タンク
から補給

90 分

2人
（招集）
●可搬型代替注水大型ポンプへの給油操作

必要人員数

3分

60 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給操作
タンクローリによる燃料補給操作

解析上考慮しない

適宜実施

8人 a〜h及び招集2人

第 4.1-3 図

想定事故１の作業と所要時間

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.1 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.2 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を 使 用
し た 注 水 開 始（ 通 常 水 位 か ら 約 0 . 4 m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.1-4 図

1.0E+07

使用済燃料プール水位の変化

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03

想定事故１での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.4m 下 ）1.0E+02

1.0E+01通常水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

使用済制御棒を線
源とした線量率が支配的な水位

1.0E-03

第 4.1-5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.1-25

添付資料 4.1.1
使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について

1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
施設定期検査時において，多くの場合はプールゲートが開放され，使用済燃料プールは原子炉ウェル，ドライヤ気水分離器貯蔵プールとつながっているが，有効性評価においてはプールゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水分離機器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

使用済燃料プール

ドライヤ
気D /水S 分
ピ離
ッ器
ト
貯蔵プール

使用済燃料
原子炉ウェル

評価点

キャスクピット

第 1図

2.

●

使用済制御棒

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について第 2 図に放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について示す。
放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位は，その状 況（ 必 要 と な る 現 場 及 び 操 作 す る 時 間 ）に よ っ て 異 な る 。重 大 事 故 で
あ る こ と を 考 慮 し ，例 え ば 原 子 炉 建 屋 最 上 階 に お い て 10mSv／ h の 場 合

添付 4.1.1-1

は ， 通 常 水 位 か ら 約 0.9m ※ 下 の 位 置 よ り 高 い 遮 蔽 水 位 が 必 要 と な る 。
※：放射線の遮蔽の維持のために必要な水位の算出方法については
添 付 資 料 4.1.2 に 示 す 。

通常水位
約 0.9m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）約 6.4m
制御棒ハンガ約 7.26 m

燃料有効長頂部
燃料集合体

約 4.25 m

制御棒ラック

第 2図3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積を第 1 表に示す。

通常水位① 約 0. 9m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv ／ h の 場 合 ）約 7.26 m② 約 6. 4m
制御棒ハンガ

燃料有効長頂部
燃料集合体③ 約 4. 25m

制御棒ラック

第 3図

東海第二発電所

使用済燃料プールの構造高さ

添付 4.1.1-2

第 1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目

断 面 積 [m ２ ]保 有 水 の 容 積 [m ３ ]

①

約 116

約 100

②

約 115

約 737

③

約 83

約 352

合計

約 1,189

第 3 図に示す各領域①〜③の保有水の容積は，使用済燃料プール容
積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積については，① の 領 域 で は 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 寸 法 よ り 求 め た 断 面 積 を 使 用 し ，② ，③の領域では求めた各領域の容積から高さを除して求めた。なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面下部にあるため平均化によって上部の断面積が実際より狭く評価される。保有水量に対する水位の低下という観点では断面積が小さいほど水位低下速度は速くなることから，保守的な評価となっている。

4.

想定事故１における時間余裕
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊

熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を厳しく評価するため，使用済燃料プールの初期水温は ， 運 転 上 許 容 さ れ る 65℃ と す る 。 ま た ， 発 生 す る 崩 壊 熱 は 全 て 水 温
上昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。さらに，注水時においては顕熱を考慮せず注水流量から崩壊熱相当の蒸発量を差し引いた分の水が注水されることを想定した。
添付 4.1.1-3

(1)算定方法，算定条件
ａ．冷却機能停止から沸騰までの時間

沸騰までの時間 [ h ]＝100 [ ℃ ]−65[ ℃ ]水の比熱 [ kJ ／ kg ／℃ ]※１

使用済燃料プールの水 量[ m３ ] 水の密度 [ kg ／ m３]※２

燃料の崩壊熱 [ MW ] 10３

3600

ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
１時間あたりの沸騰による蒸発量[ m３／h]＝

水位低下時間 [ h ]＝通常水位から燃料有効

燃料の崩壊熱[ MW ] 10３ 3600
水の密度[kg／m３]※２ 蒸発潜熱[kJ／kg ]※３

長頂部までの水量 [ m３ ]

水の密度 [ kg ／ m３ ]※２
３

燃料の崩壊熱 [ MW ] 10

蒸発潜熱 [ kJ ／ kg ]※３3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度[ m／h ]＝通常水位から燃料有効長頂部までの高低差[ m ]通常水位から燃料有効長頂部まで水位低下にかかる時間[ h ]使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少な
いため，使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料 プ ー ル 上 部 で は 水 位 低 下 速 度 は 遅 い 。こ こ で は ，上 記 ３ ．の と お り ，
下部から上部までの平均的な断面積により水位低下速度の平均値を求
め ，一 律 適 用 す る 。こ れ は ，遮 蔽 が 維 持 さ れ る ま で の 水 位 の 評 価 に お いて保守的な想定である。

上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１[kJ／kg／℃]
4.185
蒸発潜熱※３[kJ／kg]2256.47

使用済燃料プールの水量[m３]1,189.9

水の密度※２[kg／m３]958

燃料の崩壊熱[MW]
9.058

通常水位から燃料有効長 通常水位から燃料有効長 通常水位から約 0.9m
頂部までの水量[m３]頂部までの高低差[m]までの水量[m３]
837.6
7.26
100

※ １ ： 65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 比 熱 の う ち ， 最 小 と な る 65℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※ ２：65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を 使 用（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）添付 4.1.1-4

※ ３： 100℃ の 飽 和 水 の エ ン タ ル ピ と 100℃ 飽 和 蒸 気 の エ ン タ ル ピ の 差 よ り 算 出（ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）な お ，ａ ．〜 ｃ ．の 算 出 に お い て は 以 下 の 保 守 的 な 仮 定 と 非 保 守 的 な仮定があるが，使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，総合的に保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡易的な評価とするため，プール水は全て均一の温度と仮定し，
プ ー ル 全 体 が 100℃ に 到 達 し た 時 間 を 沸 騰 開 始 と し て い る 。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評価の仮定による影響は無視できる程度だと考える。

(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間[h]
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量[m３／h]
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.9m 低下するまでの時間※４[h]燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※４[h]使用済燃料プール水位の低下速度[m／h]

算定結果
約 5.1
約 15.1
約 11.7
約 60.6
約 0.13※４：事象発生から沸騰開始までの時間を含む

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ， 約 5.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ， 蒸
発 に よ り 水 位 低 下 が 始 ま る 。 こ の 時 の 蒸 発 量 は 約 15.1m ３ ／ h で あ る 。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低
水 位 （ 通 常 水 位 よ り 約 0.9m 下 ） ま で 低 下 す る の は 約 11.7 時 間 後 で あ
添付 4.1.1-5

り，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。
＜参考＞
有効性評価では崩壊熱が厳しい施設定期検査中に全炉心燃料が取り出される想定であり，通常運転中の想定は以下のとおりとなる。
使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使用
済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 37.8 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，そ の 後 使
用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（通常水位
よ り 約 0.9m 下 ） ま で 低 下 す る の は 約 66.4 時 間 後 と な る 。 こ の よ う に 原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃料プールに比べて更に長い時間余裕がある。
項目
燃料の崩壊熱[MW]
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間[h]
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量[m３／h]
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.9m 低下するまでの時間※４[h]燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※４[h]使用済燃料プール水位の低下速度[m／h]算定結果
約 2.095
約 37.8
約 3.5
約 66.4
約 277.8
約 0.03※４：事象発生から沸騰開始までの時間を含む

5.

燃料取出スキーム(1)

算定条件
燃料取出スキームの算定条件を下表に示す。

項目
算定条件
使用済燃料プール合 2,250 体
計燃料体数
定検時取出燃料体数764 体
燃料取替体数
168 体
冷却期間
13 ヶ 月
停止期間
30 日

算定根拠
使用済燃料プール貯蔵容量
原子炉内装荷全燃料
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 燃 料 取 替 体 数
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 運 転 日 数
過去の施設定期検査における発電機解列から併入 ま で の 期 間 の 実 績（ 65 日 ）よ り も 短 い 日 数 を設定
炉心燃料の取出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止後の日数

原子炉停止から全燃9日料取出しにかかる日数
定期検査毎に取出さ 45GWd／ ｔ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 燃 料 集 合 体 平均燃焼度

添付 4.1.1-6

れた使用済燃料の取出平均燃焼度
サイクル末期平均燃 33GWd／ ｔ 崩 壊 熱 が 高 い 方 が 厳 し い 設 定 と な る た め ，13 ヶ焼度
月運転に１ヶ月の調整運転期間を考慮した運転
期 間 に お け る サ イ ク ル 末 期 の 炉心平均燃焼度(2)

燃料取出スキーム
崩壊熱を保守的に評価するに当たり，使用済燃料プール内に照射済

燃 料 が 貯 蔵 容 量（ 2,250 体 ）分 保 管 さ れ て い る と し た 。そ の う ち 施 設 定
期 検 査 時 取 出 燃 料 は 原 子 炉 内 に 装 荷 さ れ て い る 全 燃 料 （ 764 体 ）， そ れ
以 前 の 施 設 定 期 検 査 時 に 取 り 出 さ れ た 燃 料 は ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）の 平 衡
炉 心 に お け る 燃 料 取 替 体 数（ 168 体 ）ず つ 取 り 出 さ れ た も の と 仮 定 し てＯＲＩＧＥＮ２で算出した。

使用済燃料プール
取出平均燃焼度
冷却期間
燃料体数
貯蔵燃料
[GWd／t]9 サイクル冷却燃料 9×(13 か 月 +30 日 )+9 日 142 体
45
8 サイクル冷却燃料 8×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
7 サイクル冷却燃料 7×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
6 サイクル冷却燃料 6×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
5 サイクル冷却燃料 5×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
4 サイクル冷却燃料 4×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
3 サイクル冷却燃料 3×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
2 サイクル冷却燃料 2×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
1 サイクル冷却燃料 1×(13 か 月 +30 日 )+9 日 168 体
45
定検時取出燃料
9日
764 体
33
合計
−
2,250 体
−

崩壊熱
[MW]
0.045
0.056
0.059
0.065
0.073
0.086
0.112
0.165
0.293
8.104
9.058

注 １ ： 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 燃 料 保 管 容 量 2, 250 体 の 燃 料 が 貯 蔵 さ れ て い る も の と す る 。
注２：炉心燃料の取出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止
後 9 日 を 採 用 す る 。原 子 炉 停 止 後 9 日 と は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。
通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

添付 4.1.1-7

※ １ ： Bl iza rd E . P. and Abbott L.S. ,ed.,Vol. Ⅲ P art B, SHI ELDINGR EACTOR HA NDBOOK .2nd ed .

, INTERS CIENCE PUBLISHER S,New

York ,Lon don ,19 62※２：原子炉停止後 9 日とは全制御棒全挿入からの時間を示している。
通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発
電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評
価と同様にスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な条件となっている。

○計算モデル：直方体線源線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 1 図に示す。また，式①で算出した体積当たりの線源強度を第 1 表に示す。なお，評価モデルにおいては，燃料有効長以外の構造体は評価対象に含めていないが，実際の使用済
燃料では，燃料有効長以外の構造体（上部タイプレート等）においても，放射化等により線源を有している。しかしながら，燃料有効
長 以 外 の 構 造 体 の 線 源 強 度 は ， 10 ９ cm − ３ ・ s − １ 程 度 と 考 え ら れ ※ ３ ，燃料有効長に比べて１％程度と小さい。本線量評価は，使用済燃料
プールにおいて放射線の遮蔽が維持される水位を評価するものであり ， 放 射 線 の 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.9m） に お いて は ，使 用 済 燃 料 由 来 の 線 量 率 は 小 さ く（ 第 ７ 図 参 照 ），線 量 率 全 体の 0.01％ 未 満 の 寄 与 で あ る た め ， 評 価 結 果 に 対 す る 燃 料 有 効 長 以 外の構造体の影響は十分に無視できる。
※３：同等の材料組成及び中性子照射量を受けていると考えられる制御棒
中間部と同等の線源強度と仮定（第 2 表参照）

添付 4.1.2-2

第 1表使用済燃料の線源強度1

ガンマ線エネルギ（ Me V）
1.0

燃料線源強度（ cm − ３ ・ s − １ ）4.4E+112

2.0

7.5E+103

3.0

1.3E+094

4.0

2.7E+07群

合計

5.2E+11

添付 4.1.2-4

2.

使用済制御棒（制御棒・破損燃料貯蔵ラック）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒・破損燃料貯蔵ラック（以下「制御棒 貯 蔵 ラ ッ ク 」と い う 。）の 使 用 済 制 御 棒 を 線 源 と す る 計 算 条 件 を 以下に示す。

○線源形状：制御棒貯蔵ラックの制御棒用スペースが全て満たされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※ 65 ℃ か ら 1 00℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ
ＲＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt） を
炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 と し た （ 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ラックには冷却期間が異なる使用済制御棒が貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に制御棒貯蔵
ラックに保管されている使用済制御棒の平均線源強度を式②により算出した。

･･･②
制 御 棒 の タ イ プ は Ｂ ４ Ｃ 型 の 1 タ イ プ ， 冷 却 期 間 は 0〜 1 サ イ ク ルの 2 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 24 本 と し た 。
添付 4.1.2-5

○計算モデル：直方体線源
線量率計算はＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 2 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 2表に示す。

8,900− Ｔ

評価点

183.2

水
（ 密 度 ： 0.958／ cm３ ）EL.39,102

制御棒上部

3,632
597.8

4,413

線源（直方体）1,671×1,302×4,413

制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）制御棒下部
EL.34,689
1,671※Ｔ：遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： mm）

第 2図

制御棒貯蔵ラックの線量率計算モデル
添付 4.1.2-6

第 2表

制御棒貯蔵ラック内の使用済制御棒の線源強度
制御棒中間部
制御棒下部
制御棒上部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm−３・s−１） （cm−３・s−１） （cm−３・s−１）
3.6×10７
4.9×10８
1.3×10９

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２2

2.50×10−２

1.8×10５

1.1×10６

5.1×10６3

3.75×10−２

1.3×10５

8.8×10５

1.1×10７4

5.75×10−２

1.5×10５

9.0×10５

8.9×10８5

8.50×10−２

9.1×10４

5.1×10５

8.3×10７6

1.25×10−１

1.7×10５

1.3×10６

1.8×10８7

2.25×10−１

1.8×10５

1.3×10６

2.6×10８8

3.75×10−１

9.7×10６

2.6×10８

5.9×10８9

5.75×10−１

3.4×10７

1.6×10８

2.7×10８10

8.50×10−１

1.2×10８8.4×10８

1.6×10９11

1.25×10０

7.9×10７

6.9×10８

5.5×10９12

1.75×10０

6.3×10５

2.9×10６

5.0×10６13

2.25×10０

4.2×10４

3.7×10３

2.4×10４14

2.75×10０

9.9×10０

1.1×10１

7.5×10１15

3.50×10０

5.9×10−３

2.1×10−１０

1.0×10−９16

5.00×10０

6.1×10−５

2.2×10−１２

1.1×10−１１

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

2.8×10８

2.4×10９

1.1×10１０

群

合計

添付 4.1.2-7

3.

使用済制御棒（制御棒貯蔵ハンガ）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
○線源形状：制御棒貯蔵ハンガの全てに制御棒が吊るされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※ 65 ℃ か ら 100 ℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ ガ ン マ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る ガ ン マ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ
ＲＩＧＥＮ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｈ ｆ 型 ： 4snvt， Ｂ ４ Ｃ
型 ： 1.5snvt）を 炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 とし た （ Ｈ ｆ 型 ： 1,160 日 ， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ハンガには，タイプ別でかつ冷却期間の異なる使用済
制御棒が混在して貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に貯蔵使用済制御棒全体の放射能を保存して平均した線源強度を式③により算出した。
･･･③
制 御 棒 の タ イ プ は Ｈ ｆ ，Ｂ ４ Ｃ の 2 タ イ プ ，冷 却 期 間 は 0〜 10 サ イ
ク ル の 11 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 156 本 と し た 。
○計算モデル：直方体線源
添付 4.1.2-8

線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 3 図に示す。また，計算により求めた線源
強度を第 3 表に示す。

2,300− Ｔ評価点

水（ 密 度 ： 0.958／ cm３ ）

3,632
3,632
597.8

4,413

183,2

597,8

4,413

183,2

EL.44,163

制御棒上部
上段線源（直方体）
7,719×747×4,413

制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.39,750

制御棒上部
上段線源（直方体）
7,719×747×4,413

制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）制御棒下部
EL.35,337
7,719※Ｔ：遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： mm）

第 3図

使用済制御棒ハンガの線量率計算モデル

添付 4.1.2-9

第 3表

制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒の線源強度
制御棒中間部
制御棒下部
制御棒上部
線源強度
線源強度
線源強度
（cm−３・s−１） （cm−３・s−１） （cm−３・s−１）
8.0×10４
1.5×10６
5.5×10６

1

ガンマ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２2

2.50×10−２

1.3×10４

8.7×10４

5.3×10５3

3.75×10−２

7.1×10３

5.0×10４

3.1×10５4

5.75×10−２

8.0×10３

5.6×10４

1.7×10６

58.50×10−２

3.2×10３2.2×10４

2.6×10５

6

1.25×10−１

1.2×10３

8.6×10３

3.3×10５

7

2.25×10−１

4.5×10２

3.1×10３

4.1×10５8

3.75×10−１

1.2×10３

8.6×10３

5.3×10４95.75×10−１

6.5×10３

3.0×10４

5.3×10４10

8.50×10−１

2.5×10４

7.3×10６

1.5×10７11

1.25×10０

3.5×10７

2.4×10８

1.5×10９12

1.75×10０

1.2×10２

5.5×10２

9.7×10２13

2.25×10０

1.8×10２

1.3×10３

7.8×10３14

2.75×10０

5.7×10−１

3.9×10０

2.4×10１15

3.50×10０

4.1×10−１６

1.9×10−１５

2.7×10−１５16

5.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

3.5×10７

2.5×10８

1.5×10９

群

合計

添付 4.1.2-10

○使用済制御棒の冠水時及び露出時の線量率計算モデルについて使用済制御棒は制御棒貯蔵ハンガにハンドル部を通して格納又は制御棒貯蔵ラック内へ格納されている。評価では，これらの制御棒
貯蔵ハンガ及び制御棒貯蔵ラックの構造材を含めた使用済制御棒設
置 個 所 を 直 方 体 の 線 源 と し て モ デ ル 化 し て い る （ 第 4 図 ）。
遮蔽計算をする際，線源材にも密度を設定することで自己遮蔽等の計算を行う。本評価では制御棒が①冠水時，②一部露出時，③露出時のいずれにおいても遮蔽性能の低い水として計算している。
こちらは③露出時において，制御棒間等は気中であるが，制御棒
は 水 よ り 密 度 の 大 き い ス テ ン レ ス や Ｂ ４ Ｃ（ 又 は Ｈ ｆ ）等 で 構 成 さ れていること，線源以外にも使用済制御棒ハンガ，制御棒貯蔵ラックのような構造材があることから十分保守的なモデルとなっている。
①冠水時，②一部露出時の状態においては使用済制御棒等の遮蔽効果に加えて，制御棒間の隙間等，気中であった箇所に水が入るた
め，遮蔽効果はさらに高まるが，評価においては③露出時と同様，
水と設定して評価をすることでさらに保守的なモデルとなっている。
評価結果において，水位低下により使用済制御棒露出が開始した際の現場の線量率と，完全に露出した後の現場の線量率にあまり差異がないことは，評価で上記に示すとおり①冠水時と③露出時を等
し く ， 線 源 が 水 と し て 計 算 し て い る た め で あ る （ 第 5 図 ）。

＜参考＞
一 例 と し て ６ ０ Ｃ ｏ を 線 源 と し た と き の 1／ 10 価 層 は 水 で あ る と 約
70cm で あ る の に 対 し て ，鉄（ 密 度 ： 7.87kg／ cm ３ ）で あ る と 約 7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
添付 4.1.2-11

事故時に操作の可能性がある作業箇所と線源との最短距離と等しい距離を線
源の真上に置いたもの

評価点

評価点

評価点

水位の低下

制御棒貯蔵ハンガ

使用済燃料
水位低下時での使用済制
御棒の線源モデル方法について以降に詳細に示す

第 4図

制御棒貯蔵ラック

使用済燃料プール
使用済燃料プール概要図

添付 4.1.2-12遮蔽の効果は水などの触媒の通過距離等を，散乱線は①冠水時

触媒の材質によるビルドア
ップ係数でその影響を考慮
評価点

する。

制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（冠水時）②一部露出時評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（一部露出時）

③露出時
評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

第 5図

制御棒の線源モデル（露出時）

冠水時及び露出時の線量率計算モデ

添付 4.1.2-13

4.

線量率の評価線 量 率 は ，Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て 計 算

している。
一般的に点減衰核積分法では，線源領域を細分化し点線源で近似を行い，各点線源から計算点までの媒質の通過距離から非散乱ガン
マ線束を求める。これにビルドアップ係数をかけ，線源領域全空間で積分した後，線量率換算係数をかけることで計算点での線量率を求める。
ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードでは，式④を用い，線量率を計算している。第 4 図にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体系を示す。

D j＝

F j･
i

Sij

･e
2

k

4･ ･Rijk･tk･Bij ･･･④

ｊ：エネルギ群番号ｉ：線源点番号ｋ：領域番号（遮蔽領域）
Ｆ j： 線 量 率 換 算 係 数
Ｓ i j：ｉ 番 目 の 線 源 点 で 代 表 さ れ る 領 域 の 体 積 で 重 み づ け さ れ た エ
ネルギｊ群の点線源強度
Ｒ i： ｉ 番 目 の 線 源 点 と 計 算 点 の 距 離
Ｂ ij： ビ ル ド ア ッ プ 係 数
μ j k：領 域 ｋ に お け る エ ネ ル ギ ｊ 群 の ガ ン マ 線 に 対 す る 線 吸 収 係 数
ｔ k： 領 域 ｋ を ガ ン マ 線 が 透 過 す る 距 離
こ れ に よ り 求 ま っ た エ ネ ル ギ 第 ｊ 群 の 線 量 率 Ｄ j か ら ，全 て の 線 源 エ
ネルギ群について加えることによって全線量率を計算している。

添付 4.1.2-14

第 6 図5.

ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について(1)

線量率を求める際の評価点
線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，第 4 図に示すように制御棒ハンガ線源，制御棒貯蔵ラック線源，使用済燃料
ラック線源の各線源毎に，それぞれの真上のオペフロ床面高さとした。
線源毎にその真上のオペフロ床面高さの評価点における，使用済燃料プール水位に応じた線量率算出結果を合計したものを第 7図に示す。
なお，評価では第 1 図及び第 2 図の線量率計算モデルに示すよ
うにプール筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。
(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
必要な遮蔽の目安は，施設定期検査作業での原子炉建屋最上階に お け る 現 場 作 業 の 実 績 値 （ 約 3.5mSv／ h） を 考 慮 し て 10mSv／ hと設定しており，本事故発生時において使用済燃料プール周りで添付 4.1.2-15

の作業時間が最も長い，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイのためのホースの敷設や可搬型スプレイノズルの設置作業時間は保守的に見積っても 1 時間以内であることから，
こ の 値 は 緊 急 作 業 時 の 被 ば く 限 度 で あ る 100mSv に 対 し て も ，十 分に余裕がある値である。
必 要 な 遮 蔽 水 位 は 第 7 図 よ り 東 海 第 二 発 電 所 に お い て 約 6.4m とな り ， 開 始 水 位 か ら 約 0.9m 低 下 し た 水 位 で あ る 。

添付 4.1.2-16

1.0E+07

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+06

使用済制御棒の自己遮蔽のモデル
は露出後も露出前と同様の水として評価をしているため，ほぼ同等の値となっている（露出前の評価
は 大 き な 保 守 性 を 持 っ て い る 。）。

1.0E+05

1.0E+04

使 用 済
制 御 棒
の 露 出
1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

使用済制御棒を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6 .4m
1.0E-03

約 0. 9m

第 7図

放射線の遮蔽が維持される水位

添付 4.1.2-17

添付資料 4.1.3
安定状態について想定事故１（使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失）の
安定停止状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済燃料プールの保有水の温度が安定
し，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあ
らかじめ想定される事象悪化のおそれがない場
合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）で使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，残留熱除去系等を復旧し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.1.3-1

添付資料 4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

東海第二発電所の使用済燃料プールでは，ボロン添加ステンレス
鋼製ラックセルに燃料を貯蔵する。使用済燃料プールには，通常は限られた体数の新燃料と照射済燃料を貯蔵するが，臨界設計では，
新燃料及びいかなる燃焼度の照射済燃料を貯蔵しても十分安全側の評 価 を 得 る よ う に ，炉 心 装 荷 時 の 無 限 増 倍 率 が 1.30 と な る 燃 料 を 用
い て 評 価 し て い る 。ま た ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 ，ラ ッ ク 製 造 公 差 ，
ボロン添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳 し く な る 状 態 で 評 価 し て い る 。未 臨 界 性 評 価 の 基 本 計 算 条 件 を 第 1
表に，計算体系を第 1 図に示す。
仮に使用済燃料プール水が沸騰又は喪失状態となり，使用済燃料
プールのスプレイ設備が作動する状態となった場合には，使用済燃料プールの水密度が減少することにより，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果が生じる。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効
果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の使用済燃料プールの実効増倍率は
上 記 の 2 つ の 効 果 の バ ラ ン ス に よ り 決 定 さ れ る た め ，ラ ッ ク の 材 質・ピッチの組合せによっては通常の冠水状態と比較して未臨界性評価
結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，東海第二発電所の使用済燃料プールにおいて水密度を一様 に 1.0〜 0.0g／ cm ３ と 変 化 さ せ て 実 効 増 倍 率 を 計 算 し た と こ ろ ， 中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増
添付 4.1.4-1

倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子流れ込みが抑制されることから，第 2 図に示すとおり，水密度の減少に伴い実効増
倍率は単調に減少する結果が得られた。このため，水密度が減少す
る事象が生じた場合でも未臨界は維持されることとなる。
なお，解析には，米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）が米
国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用として作成したモンテカルロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬ
Ｅシステムを用いた。

添付 4.1.4-2

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）

第 1 表
項目

添付 4.1.5-1

初
期
条
件

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 3 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位の変動を考慮した場合，それにより時間余裕及び水位低下による異常の認知の時間が短くなることが考えられるが，本事象における注水操作
は，燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点として操作を開始するため，その起点より操作開始が遅くなることはな
く，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用
した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約0.14m 低下した位置）とした場合であっても放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 11 時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8
時間後までに可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，
本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.1.5

運転員等の操作時間に与える影響

第 1 表
項目

使用済燃料
プールの初
期水温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 3 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

約 12℃〜
40℃
（実績値）

初期条件

添付 4.1.5-2

燃料の崩壊
熱

約 9.1MW（原子炉停止後 9 日）9.1MW 以下

プールゲー
トの状態

プールゲー
ト閉鎖
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮しない）

プールゲー
ト開放
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮）

評価条件設定の考え方

通常運転中の最大値として，保安規定の設定値である 65℃を設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。
また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 6.6 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

原子炉の運転停止後に取り出さ 最確条件では評価条件で設定していれた全炉心分の燃料とそれ以前 る燃料の崩壊熱より小さくなるたに取り出された燃料を合わせて， め，使用済燃料プールの水温上昇及使用済燃料プールの貯蔵ラック び水位低下速度は緩やかになり，時の容量の最大数となるように保 間余裕が長くなることが考えられる
管した状態を設定
が，注水操作は燃料の崩壊熱の状態
炉心燃料の冷却期間については に応じた対応をとるものではなく，過去の実績より取出期間が最も 冷却機能喪失による異常の認知を起
短い 9 日を想定点とするものであるため，運転員等
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価 操作時間に与える影響はない。
最確条件では保有水量はプールゲー
ト閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使全炉心燃料取出直後であるため， 用済燃料プールの水温上昇及び水位
プールゲートは開放されている 低下速度は緩やかになり，時間余裕ことが想定されるが，保守的に原 が長くなることが考えられるが，注子炉ウェル及びドライヤ気水分 水操作はプールゲートの状態に応じ離器貯蔵プールの保有水量を考 た対応をとるものではなく，冷却機
慮しない状態を想定
能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

第 1 表
項目

外部水源
の容量

初期条件
燃料の容
量

添付 4.1.5-3

事
故
条
件

安全機能
の喪失に
対する仮
定

外部電源

機
器
条
件

代替燃料プ
ール注水系
（可搬型）
による使用
済燃料プー
ルへの注水
流量

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 3 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件
9,300m ３以上（淡水貯３
約 9,300m
水池＋代
替淡水貯
槽）
1,010kL以上（軽油貯蔵
約 1,010kL タンク＋可
搬型設備用
軽油タン
ク）
使用済燃 使用済燃料プール 料プール
冷却機能 冷却機能喪失及び 喪失及び注水機能 注水機能
喪失
喪失
外部電源
なし

50m３／h

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

−

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備
用軽油タンクの管理下限値を設
定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

−

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

評価条件と最確条件が同様である
ことから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件と最確条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

事故ごと
に変化

外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

50m３／h以上

燃料の崩壊熱による使用済燃料
プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用した注水操作は，注水流量を起点に開始する操作ではない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）で使用した注水流量は崩壊熱に相当する保有水の蒸発速度（約 15m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

評価項目パラメータに与える影響

第 2表運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.5-4

可搬型代
替注水大
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注
水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備期間を考慮し，
使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽を維持する最低水位に到達しない時間として設定

操作の不確かさ要因【認知】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時間後としているが，それまでに冷却機能の喪失
による異常を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操
作開始時間に与える影響はない。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，準備操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影
響はない。
【移動】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する可搬型代替注水大型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ブルドーザー等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
アクセスルートの復旧（がれき撤去）に 25 分，可搬型代替注水
大型ポンプ準備，代替淡水貯槽からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 145 分を想定している。評価上の操作開始時
間を 8 時間後と設定しているが，他の操作はないため，使用済
燃料プールの水位低下による異常を認知した時点での準備が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
当該操作に対応する重大事故等対応要員に他の並列操作はな
く，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に低い。

運転員等操作時間に与える影響

評価上の操作開始
時間を事象発生 8時間後として設定しているが，他の操作はないため，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常を認知した時点で注水準備に着手可能である。よって，評価上の操作開始時間
に対し，実際の操
作開始時間が早くなる場合が考えら
れ，使用済燃料プール水位の回復を早める。

評価項目となるパラメータに与える影響

評価上の操作開
始時間に対し，実際の操作開始時
間が早くなる場
合が考えられ，この場合，使用済燃料プール水位の回復が早くなり，
評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

操作時間余裕

訓練実績等

当該操作に対する
時間余裕は放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から約
11.7 時間，燃料有
効長頂部まで水位が低下するまでの時間が事象発生から 2 日以上あり，これに対して事故を認知して注水を開始するまでの時間は 8 時間である
ため，時間余裕がある。

アクセスルー
トの復旧（がれ
き撤去）及び可
搬型代替注水大型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を
170 分想定している。アクセスルートの復旧（がれき撤去）に 25 分以内に実施可能であり，可搬型代替
注水大型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 124分。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.5-5

可搬型代
替注水大
型ポンプ
への燃料
補給

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，解析条件ではないが，
解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作の不確かさ要因

可搬型代替注水大型ポンプへの補給開始時間は，事象発生から 8時間程度あり，十分な時間余裕がある。

運転員等操作時間に与える影響−評価項目となるパラメータに与える影響−

操作時間余裕−

訓練実績等

可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，移動も含めて 90 分を想定しているところ訓練実績等では約 82 分。
また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分のところ，訓練実績等
により約 25 分。
許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

添付資料 4.1.6
7 日間における水源の対応について（想定事故１）

1.

水源に関する評価①淡水源（有効水量）
・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.
①： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
事 象 発 生 8 時 間 以 降 か ら ，50m ３ ／ h で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し て ，
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水 位 回 復 後 は ，蒸 発 量 に 応 じ た 水 量（ 最 大 約 16m ３ ／ h）で 使 用 済
燃料プールへの注水を実施する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,460m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,460m ３ 必 要 とな る が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水
添付 4.1.6-1

を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 4.1.6-2

添付資料 4.1.7
7 日間における燃料の対応について（想定事故１）事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の軽油消費量
約 75 5. 5 kL

軽油貯蔵
タンクの
容量は約
8 00 kL で あり，7 日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1, 4 40 . 4 L/ h( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h （ 運 転 時 間 ） ×2 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 4 84 . 0 k L
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
77 5 .6 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 3 0 .3 k L
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 4 1 .2 k L

可搬型設備
用軽油タン
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動
7 日間の軽
クの容量は（ 代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系 （ 可 搬 型 ））油消費量
約 2 10 k L で
21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）約 3 6.6 k L＝ 約 36 . 6k L
あ り ，7 日 間
対応可能

※１

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

※３

緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 4.1.7-1

4.2

想定事故２

4.2.1

想定事故２の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つには，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故２として「サイフォン現象等により使用済燃料プー
ル内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」がある。

(2)

想定事故２の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故２では，使用済燃料プールの冷却系の配管破断によるサイフォ
ン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プール水の漏えいによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事故等対策の有効性評価には使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
したがって，想定事故２では，静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール水の漏えいの停止や，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プール水位を維持
4.2-1

する。

(3)

燃料損傷防止対策想定事故２における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，静的サイ
フォンブレーカによる使用済燃料プール保有水のサイフォン現象による漏えいの防止手段及び常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段及び可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
なお，これらの手段はいずれも重大事故等対処設備を用いた手段であり，本来はいずれの設備でも想定事故２において対処可能であるが，手順上，後段の手段である可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を代表として評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.2-1 図に，対応手順の概要を
第 4.2-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 4.2-1 表に示す。
想定事故２において，必要な要員は，初動対応要員 13 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 2 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 1 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 4.2-3 図に示す。
4.2-2

ａ．使用済燃料プール水位低下の確認
外部電源喪失により使用済燃料プールを冷却している系統が停止すると同時に，燃料プール冷却浄化系配管の破断によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下する。使用済燃料プールの水位が低下したことを使用済
燃料プール水位低警報の発信等により確認する。
使用済燃料プール水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認
使用済燃料プールの喪失した保有水を補給するため，残留熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注水準備が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｄ．使用済燃料プール注水機能の復旧操作
使用済燃料プール注水機能（残留熱除去系及び補給水系)の復旧操作は対応可能な要員にて実施する。
ｅ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
4.2-3

を使用した使用済燃料プールへの注水準備
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備は注水機能喪失による異常の認知を起点として開始する。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）に給電する。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備完了後，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）により蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保
できる水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.9m 下の水位）※１より高く維持する。

※１：必要な遮蔽の目安として設定した 10mSv／h は，施設定期検査作業での原
子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約 3.5mSv／h）を考慮したものであり，本事故発生時において使用済燃料プール周りでの作業時間が最も長い，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイのためのホースの敷設や可搬型スプレイノズルの設置作業時間を保守的に見積っても 1 時間以内であることから，緊急作業時の被ばく限度である 100mSv に対しても，十分に余裕がある値である。

4.2-4

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｇ．タンクローリによる燃料補給操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。

4.2.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定事故２の評価においては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」を想定する。
なお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料
プールには排水口を設けない設計としており，また，燃料プール冷却浄化
系はスキマせきを越えてスキマサージタンクに流出する水を循環させる設計とするとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設け，サイフォン現象により，使用済燃料プール水が流出しない設計としている。
使用済燃料プールに入る配管の真空破壊弁は動力を必要としない設計であり，信頼性は十分高いと考えられるが，本想定事故では固着を想定する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断の後，使用済燃料プ
ール水の漏えいが発生するが，静的サイフォンブレーカにより使用済燃料
プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，使用済燃料プール水
位の低下は燃料プール冷却浄化系戻り配管下端位置（通常水位から約0.23m 下）で停止する。その後，崩壊熱による使用済燃料プール水温の上昇，沸騰及び蒸発によって使用済燃料プール水位は低下する。可搬型代替
4.2-5注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず実効増倍率が 1.0 を下回ることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故２における運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影
響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 4.1.4，4.2.1）(2)

有効性評価の条件
想定事故２に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.2-2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故２特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.1.1）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置さ4.2-6

れているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定して，使用済燃料プールの崩壊熱は約 9.1MW を用いるものとする。
なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 15m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系，補給水系等の機能が喪失するものとする。

(b)

配管破断の想定
燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定する。

(c)

使用済燃料プール水位の低下
燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。サイフォン現象による使用済燃料プールの水位低下は，静的サイフォンブレーカにより，燃料プール冷却浄化系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端部（通常水位から約 0.23m 下）で停止することを想定する。なお，このときの水位低下は，保守的に瞬時に上記水位まで低下することを想定する。
（添付資料 4.2.2）

(d)

外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。
4.2-7

外部電源がない場合においても，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同様となるが，資源の評価の観点から厳しくなる外部電源がない場合を想定する。
ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用するものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として，50m ３ ／h を設定する。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，事象発生 8 時間後から開始する。

(3)

有効性評価の結果
想定事故２における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.2-4 図に，
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.2-5 図に示す。
ａ．事象進展
燃料プール冷却浄化系配管の破断により，使用済燃料プール水位が燃
料プール冷却浄化系戻り配管下端まで低下する。スキマせきを越える水がなくなるためスキマサージタンクの水位低下又は使用済燃料プール水
4.2-8

位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。使用済燃料プール水
位が通常水位から約 0.23m 下まで低下していること等を確認し，使用済
燃料プールからの漏えいが発生したこと及び静的サイフォンブレーカによりサイフォン現象による漏えいが停止したことを確認する。使用済燃料プールの注水機能喪失を確認し，補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行うが，補給水系が使用不可能な場合，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プールへの注水準備を行う。
使用済燃料プールへの注水が開始されるまで，使用済燃料プール水温は約 7.0℃／h で上昇し，事象発生から約 5.0 時間後に 100℃に達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間後に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始すると，使用済燃料プール水位は回復する。
その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）により，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済燃料プール水位を維持する。
ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位の時間変化は第 4.2-4 図に示すとおり，通常水
位から約 0.6m 下まで低下するに留まり，燃料有効長頂部は冠水維持される。また，使用済燃料プール水温は事象発生約 5.0 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.2-5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.6m 下の水位になった場合の線量率は，約 3.0mSv／h であり，必要
4.2-9

な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低い値であることから，この水位において放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は原子炉建屋最上階における使用済制御棒ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
事象発生 8 時間後から可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は補給水系によりスキマサージタンクへの注水を実施し，漏えい個所を隔離した状態で残留熱除去系等により冷却を実施することで安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.1，4.2.3）

4.2.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する
ものとする。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により使用済燃料プー
ル内の水の小規模な喪失が発生し，静的サイフォンブレーカにより使用済燃料プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，燃料プール冷却浄化
系戻り配管下端（通常水位から約 0.23m 下）まで使用済燃料プールの水位が4.2-10低下することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作
は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作とする。
(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第4.2-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，原則，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定としていることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩壊熱，事象発生前の使用済燃料プールの初期水温，初期水位，
プールゲートの状態，破断箇所・状態の想定及びサイフォン現象による水位低下量の影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は，燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，さらに時間余裕が長くなることが考えら
4.2-11

れるが，注水操作は，使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，注水操作は，燃料
プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた
場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水
位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
速度は緩やかになるが，注水操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
4.2-12

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることか
ら，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4 時間後となり，それ以降
は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水大型ポンプ
4.2-13

による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，漏えいによる水位低下は，静的サイフォ
ンブレーカにより燃料プール冷却浄化系配管下端位置（通常水位から
約 0.23m 下）で停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた
場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水
位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，注水ラインを用いる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有
効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。なお，本スロッシン
グの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水
位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
4.2-14

初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
破断箇所・状態及びサイフォン現象による水位低下量の想定は，評価条件では残留熱除去系に比べて耐震性が低い燃料プール冷却浄化系
配管が破断し，燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊
弁については閉固着を想定しているが，最確条件では事故毎に異なる。
ただし，静的サイフォンブレーカにより燃料プール冷却浄化系配管下端位置（通常水位から約 0.23m 下）で漏えいが停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 4.2.4）
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
評価条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
4.2-158 時間後として設定しているが，他の操作はないため，使用済燃料プールの注水機能の喪失を認知した時点で注水準備に着手可能である。
よって，評価上の操作開始時間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，使用済燃料プール水位の回復を早める。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 4.2.4）(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から 9 時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生
から 2 日以上であり，これに対して，事故を認知して注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間であることから，時間余裕がある。
（添付資料 4.2.4）

(3)

まとめ
4.2-16

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，評価条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故２の重大事故等対策における必要な初動対応要員は「4.2.1(3)
燃料損傷防止対策」に示すとおり 13 名である。
「6.2

重大事故等対策に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 37 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 2 名であり，発電所構外から 2 時間以内に召集可能な要員の 71 名で対処可能である。
なお，今回評価した原子炉運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によっては，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応と，想定事故２の対応が重畳することも考えられる。
しかし，原子炉運転中においては，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，操作時間余裕が十分長く（原子炉運転開始直後を考慮しても使用済燃料プール水が 100℃に到達するまで約 1 日以上），原子炉における事故対応が収束に向かっている状態での対応となるため，災害対策要員や招集要員により対応可能である。

(2)

必要な資源の評価
4.2-17

想定事故２において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評

価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，7 日間の対応を考慮
すると合計約 2,500m３ 必要となる。代替淡水貯槽に約 4,300m３ ，淡水貯水池に約 5,000m ３ の水量を保有していることから，7 日間の継続した注水が可能である。
（添付資料 4.2.5）
ｂ．燃料
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，
事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 130.3kLの軽油が必要となる。常設代替交流電源設備による電源供給については，
事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 141.2kLの軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転を想定して約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
4.2-18

を使用した使用済燃料プールへの注水について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.2.6）
ｃ．電源
外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設備によって給電を行うものとする。

4.2.5

結論

想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により漏えいが発生した際に真空破壊弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象等による使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，かつ，使用済燃料プールへの水の補給にも失敗して使用済燃料プール水位が低下することで，やがて燃料が露出し燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故２に対する燃料損傷防止対策としては，静的サイフォンブレーカによる漏えい防止手段，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水手段を整備している。
想定事故２について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへ注水により，使用済燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
4.2-19

その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保
及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
重大事故等対策時に必要な要員は運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部電源喪失時を仮定
しても供給可能である。
以上のことから，静的サイフォンブレーカによる漏えいの防止及び可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故２に対して有効である。

4.2-20第 4.2-1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故対策について（1／2）
操作内容

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
使用済燃料プール温度（SA）【非常用ディ −使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
ーゼル発電機】
軽油貯蔵タンク
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・外部電源喪失により使用済燃料プールを冷却している系統低下の確認が停止すると同時に，使用済燃料プール冷却浄化系の配管破断によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プールを冷却している系統が停止する。使用済燃料プールの水位が低下したことを使用済燃料プール水位低警報の発信等により確認する。
使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・使用済燃料プールの喪失した保有水を補給するため，残留 −機能喪失の確認
熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水準備を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注水が困難な場合，使用済燃料プール注水機能喪失であることを確認する。

−

4.2-21

使用済燃料プール水位， ・使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プ −
温度監視
ールの水位，温度を監視する。

−

使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・使用済燃料プール注水機能（残留熱除去系及び補給水系)の −機能の復旧操作
復旧操作は対応可能な要員にて実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注 常 設 低 圧 代 替ンプによる代替燃料プ
水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し， 注水系ポンプ
ール注水系（注水ライ
使用済燃料プール水位を回復する。
代替淡水貯槽ン）を使用した使用済燃 ・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃 常設代替高圧料プールへの注水
料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持 電源装置
する。
注水ライン
軽油貯蔵タンク−

使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）【残留熱除去系系統流量】
使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）−−【

使用済燃料プール温度（SA）
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 4.2-1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故対策について（2／2）
操作内容

常設設備
可搬型代替注水大型ポ・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注 常設代替高圧
ンプによる代替燃料プ
水ライン）の常設配管に設置されている電動弁の開操作を 電源装置
注水ライン
ール注水系（注水ライ実施する。
ン）を使用した使用済燃 ・外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作 代替淡水貯槽
料プールへの注水準備により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。

可搬型代替注水大型ポ・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注ンプによる代替燃料プ
水ライン）の準備完了後，使用済燃料プールへの注水を開ール注水系（注水ライ
始し，使用済燃料プール水位を回復する。
ン）を使用した使用済燃 ・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃料プールへの注水
料プール水位を維持する。

4.2-22

タンクローリによる燃料補給操作

常設代替高圧
電源装置
注水ライン
代替淡水貯槽・タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代 可搬型設備用
替注水大型ポンプに燃料補給を実施する。
軽油タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可 搬 型 代 替 使用済燃料プール温度（SA）
注 水 大 型 ポ 使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ンプ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位
可 搬 型 代 替 使用済燃料プール温度（SA）
注 水 大 型 ポ 使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ
ンプ（高レンジ，低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
代替淡水貯槽水位
タンクロー −
リ

第 4.2-2 表
項

目

３

初期条件

使用済燃料プールの保有水量

約 1,189m

使用済燃料プールの初期水位

通常水位

使用済燃料プールの初期水温65℃

使用済燃料プール貯蔵燃料の崩壊熱

約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

4.2-23

事故条件

漏えいによる使用済燃料プール水位の低下主要評価条件（想定事故２）

主要評価条件

条件設定の考え方
使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉鎖時の水量を設定
通常水位を設定
通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限を設定
原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日） ※１ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱は ORIGEN2 を用いて算出

使用済燃料プール水位が低下する可能性のある漏えい事象として，使用済燃料プールの冷却系の配管破断を想定するとともに，使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。静的サイフォンブレーカ
事象発生と同時に通常水位により，サイフォン現象による流出が防止されるため，使用済燃料プール水位はから約 0.23m 下まで低下
燃料プール冷却浄化系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端部（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまり，保守的に
この水位まで瞬時に低下するものとする。
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール
冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないが，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の使用済燃料プールへの注水流量50m３／h

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の使用済燃料プールへの注水開始

事象発生から
8 時間後

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備期間を考慮し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽を維持する最低水位に到達しない時間として設定

重大事故等対 重大事故等対策に関連する 策に関連する
機器条件
操作条件

安全機能の喪失に対する仮定※1：東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは全制御棒全挿入からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

4.2-24
第 4.2-1 図

想定事故２の重大事故対策の概略系統図

※１：使用済燃料プール水位低警報及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等により，使用済燃料プールの水位が低下したことを確認する。使用済燃料プール水位低警報設定値は，ＮＷＬ−0.142mである。
※２：燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。使用済燃料プールの冷却機能は，機器ランプ表示，機器故障警報，及び系統流量計指示等により確認する。
※３：外部電源喪失が発生した場合は常設代替高圧電源装置2台を起動し，常設低圧代替注水ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の負荷に給電するため，緊急用母線の受電操作を実施する。
※４：使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの代替注水手段による対応を開始する。
※５：サイフォン現象発生時は静的サイフォンブレーカにより使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。
※６：事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.7m下となる。

プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失凡 例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断
解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

使用済燃料プール水位低下
確認※１

（10分）

使用済燃料プール注水機能喪失の確認※２

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

使用済燃料プール注水機能の復旧操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作※３

使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４

4.2-25可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（約5.0時間）

使用済燃料プール水温
100℃到達

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
下端以上※５No

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

Yes

補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水（約8.0時間）

タンクローリーによる燃料補給

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

ⅡⅠ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（注水が実施できなかった場合）（約9.8時間）【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水は，自主対策設備であるため，解析上考慮していない。なお，消火系による使用済燃料プール注水は火災が発生していない場合に使用する。
Ⅱ
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型
代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，及び可搬型代替
注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは，使用済燃料プー
ルからの大量の水の漏えいが発生した場合に使用する対応手段であることから，解析上考慮していない。

Ⅱ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プール水位
約0.9m低下（10mSv／h）

第 4.2-2 図Ⅱ

想定事故２の対応手順の概要

想定事故２

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

約 5.0 時間
事象発生
責任者

発電長

1人

操作項目

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員（中央監視）

運転員（現場）

使用済燃料プール
水温 100℃到達

プラント状況判断

操作の内容

8 時間 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水開始

重大事故等対応要員（現場）●外部電源喪失の確認

1人
A●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

10 分

−
●使用済燃料プール水位低下の確認

状況判断●使用済燃料プール注水機能喪失の確認(残留熱除去系及び補給水系)
【1人】
A

−

−

−

−

−

適宜実施

●使用済燃料プール水位，温度監視●使用済燃料プール冷却機能の復旧操作（残留熱除去系）
使用済燃料プール注水機能の復旧
操作

解析上考慮しない。
対応可能な要員により対応する。

●使用済燃料プール注水機能の復旧操作（残留熱除去系及び補給水系）

4.2-26

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成，注水操作

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水大型ポンプ準備，ホース敷設等

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系の系統構成（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系を使用した使用済燃料プールへの注
水，水位維持

−

−

【2人】
c,d

●淡水貯水池B(A)から淡水貯水池A(B)への補給

−

−

−

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始4分

13 分

解析上考慮しない。

170 分

3分

起動後適宜状態監視

60 分

解析上考慮しない。
対応可能な要員により対応する。

●警報確認による原因調査
漏えい箇所の同定及び隔離●現場での系統隔離操作

タンクローリによる燃料補給操作

−

−

2人
（招集）

適宜実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油操作

必要人員数

合計

1人
A

0人

タンクローリの残量に応じて適宜軽油貯蔵タンク
から補給する。

90 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給操作

8人 a〜h及び招集 2 人

第 4.2-3 図

想定事故２の作業と所要時間

解 析 上 ，事 象 発 生 と 同 時 に ，燃 料 プ
ー ル 冷 却 浄 化 系 配 管 下 端 位 置（ 通 常
水 位 か ら 約 0 . 2 3 m 下 ）ま で 低 下 す ることを想定する。

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.1 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.3 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水大型ポンプによる代替
燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を 使 用
し た 注 水 開 始（ 通 常 水 位 か ら 約 0 . 6 m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.2-4 図

1.0E+07

使用済燃料プール水位の変化

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03想定事故２での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.6m 下 ）1.0E+02

1.0E+01通常水位
1.0E+00

1.0E-01

使用済制御棒を線
源とした線量率が支配的な水位

1.0E-02

1.0E-03

第 4.2-5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.2-27

添付資料 4.2.1
使用済燃料プールの水位低下と遮へい水位に関する評価について

1.

使用済燃料プールの概要
添 付 資 料 4.1.1 と 同 様 で あ る 。

2.

放射線の遮蔽の維持に必要な水位
添 付 資 料 4.1.1 と 同 様 で あ る 。

3.

想定事故２における時間余裕
第 1 図に示すように，想定事故２では使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。静的
サイフォンブレーカにより，サイフォン現象による流出を防止するため，使用済燃料プール水位は燃料プール浄化冷却系のプール内設
置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端部（通常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま り ， 保 守 的 に こ の 水 位まで瞬時に低下するものとする。

添付 4.2.1-1

真空破壊弁の閉固着を想定
水平配管下端まで水位低下
静的サイフォンブレーカ
使用済燃料プール

燃料集合体

燃料プール冷却浄化系ポンプ

配管破断

Ｍ

燃料プール冷却浄化系
熱交換器
残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系熱交換器

第 1図

想定事故２の想定

配管破断により保有水が漏えいし，水平配管の配管下端部（通常
水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で 水 位 が 低 下 し た 場 合 ， 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪
失 に 伴 い ， 事 象 発 生 か ら 約 5.0 時 間 後 に 沸 騰 の 開 始 に よ り 水 位 が 低下する。
プ ー ル の 水 位 が 放 射 線 の 遮 蔽 維 持 水 位 （ 通 常 水 位 よ り 約 0.9m 下 ）ま で 低 下 す る の は 事 象 発 生 か ら 約 9.8 時 間 後 で あ り ， 重 大 事 故 等 対策として期待している可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）による注水操作の時間余裕はある。
項目

算出結果

使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間[h]約 5. 0

燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量[m３／h]

約 15.1※

使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.9m 低下するまでの時間
[h]

約 9.8

燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間 ※[h]

約 58.7

使用済燃料プール水位の低下速度[m／h]約 0.13※：事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.2.1-2

添付資料 4.2.2
使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

1.

サイフォンブレーカの概要
使用済燃料プールは，第 1 図のように燃料プール冷却浄化系により冷却及び水質管理されている。使用済燃料プール水がサイフォン効果
により流出する場合は，使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁によりサイフォンブレークすることで使用済燃料プール
水の流出を防止する設計となっている。仮に真空破壊弁が機能喪失した場合においても，静的サイフォンブレーカから空気を吸入すること
でサイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を防止することが可能な設計とする。

第 1図

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系
添付 4.2.2-1

系統概略図

2.
(1)

静的サイフォンブレーカの機器仕様
静的サイフォンブレーカの寸法・設置箇所
静的サイフォンブレーカは，2 本のディフューザ配管に設置されて お り ， 弁 等 の 機 器 が な い 口 径 1／ 2 イ ン チ の 配 管 で あ る 。
第 2 図に示すとおり，ディフューザ配管の真空破壊弁がある配管から枝分かれした形状であり，静的サイフォンブレーカ配管の下端が 通 常 水 位 よ り 約 200 ㎜ 下 と な る よ う 設 置 さ れ て い る 。
EL.46500
EL.46300

EL.46195
EL.46049
ｽｷﾏｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ11211

使用済燃料プール（200）（EL.46195）

EL.38800（EL.45995）

静的サイフォンブレーカ
配管材質：SUS304TP
口径１／２インチ（外径φ21.7mm、厚さ2.8mm）

ろ過脱塩
装置

EL.34838
EL.34689

燃料プール冷却浄化系
熱交換器

A：EL.31000
B：EL.29900
EL.30112

EL.29500

流れ

燃料プール冷却浄化系ポンプ

第 2図

(2)

使用済燃料プール内のレベル相関図

サイフォン現象発生時の水位低下
真空破壊弁の閉固着を想定した場合，サイフォン現象が発生し，
通 常 水 位 よ り 約 200mm 下 ま で 水 位 が 低 下 す る と ， 静 的 サ イ フ ォ ン ブ
レーカから空気を吸込み，配管頂部に空気が溜まり始め，配管下端まで空気が溜まったところでサイフォン現象が停止する。
以上により，使用済燃料プール水位は燃料プール冷却浄化系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下端 部 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま る 。

添付 4.2.2-2

(3)想定被ばく線量率
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 3 図に示す。第 3 図より ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ま で 低 下 し た
場 合 に お い て も ， 原 子 炉 建 屋 最 上 階 の 雰 囲 気 線 量 率 は 約 1.0mSv／ h
以下となることから，使用済燃料プールはサイフォン現象等による
小規模な漏えいが発生した場合においても十分な遮蔽水位を確保することが可能である。

第 3図

使用済燃料プール水位と線量率

添付 4.2.2-3

3.
(1)

静的サイフォンブレーカの健全性について
配管強度への影響について
ディフューザ配管及びその配管に接続されている真空破壊弁を設置した配管は耐震 S クラスで設計されており，その配管に静的サイ
フォンブレーカを接続するため，耐震性については問題ない。

(2)

人的要因による機能阻害について
静的サイフォンブレーカは操作や作動機構を有さない単管のみであることから，誤操作や故障により機能を喪失することはない。そのため，使用済燃料プールの冷却系のサイフォン現象による漏えいが発生した場合においても，操作や作業を実施することなく，静的
サイフォンブレーカ開口部レベルまで使用済燃料プール水位が低下すればサイフォン効果を除去することができる。

(3)

異物による閉塞について
静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ （ 内 径 φ 16.1mm） は ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル
出口配管より，使用済燃料プールポンプ，使用済燃料プール熱交換器を経由して，使用済燃料プール側に向けて冷却材が流れており，
ろ 過 脱 塩 装 置 の 出 口 配 管 に ス ト レ ー ナ （ 24/110 mesh： 縦 約 1.016㎜ ×横 約 0.23 ㎜ ）が 設 置 さ れ て い る こ と か ら ，異 物 に よ る サ イ フ ォンブレーカの閉塞の懸念はない。

(4)

落下物干渉による変形について
静的サイフォンブレーカの落下物干渉を考慮する必要がある周辺設備として，原子炉建屋原子炉棟鉄骨梁，原子炉建屋クレーン，燃料 取 替 機 等 の 重 量 物 が あ る が ，こ れ ら は 基 準 地 震 動 Ss に 対 す る 耐 震

添付 4.2.2-4

評価にて使用済燃料プール内に落下しないことを確認しているため，
静的サイフォンブレーカの落下物干渉による変形は考えられない。
その他手摺等の軽量物については，ボルト固定，固縛による運用としている。
よって，落下物として静的サイフォンブレーカに干渉すると考えられる設備は軽量物であり，仮に静的サイフォンブレーカに変形が
生 じ た と し て も ，本 配 管 は 剛 性 の 高 い ス テ ン レ ス 鋼 で あ る こ と か ら ，
配管が完全閉塞に至る変形は考えにくいことからサイフォン効果の除去機能は確保される。

4.

静的サイフォンブレーカの健全性確認方法について
静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ に つ い て は ，定 期 的 な 巡 視 点 検（ 1 回 ／ 週 ）を実施し，目視により水面の揺らぎ等を確認することで通水状態を確認する。

添付 4.2.2-5

添付資料 4.2.3
安定状態について想 定 事 故 ２（ サ イ フ ォ ン 現 象 等 に よ る 燃 料 プ ー ル 水 の 小 規 模 な 喪 失 ）の安定停止状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済
燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済
燃料プールの保有水の温度が安定し，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）で使用した使用済燃料プールへの注水を継続しつつ，弁閉止による漏えい箇所の隔離，残留熱除去系又は燃料プール浄化冷却系の復旧を実施し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.2.3-1

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）

第 1 表
項目

初期条件

添付 4.2.4-1

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場
合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用
した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，サイフォン現象により瞬時に燃料プール冷却浄化系配管下端部（通常水位から
約 0.23m 下）まで低下することを解析上想定しているため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，
初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，本ス
ロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水
位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.2.4

第 1 表
項目

使用済燃
料プール
の初期水
温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

評価条件設定の考え方

通常運転中の最大値として，保安規定の設定値である 65℃を設定

原子炉の運転停止後に取り出された全炉心分の燃料とそれ以前に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料プールの貯蔵ラ
ックの容量の最大数となるように保管した状態を設定
炉心燃料の冷却期間については
過去の実績より取出期間が最も短い 9 日を想定
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価

初期条件

添付 4.2.4-2

約 12 ℃ 〜
40℃
（実績値）

燃料の崩
壊熱

約 9.1MW
（原子炉
停止後 9
日）

9.1MW 以下

プールゲ
ートの状
態

プールゲー
ト閉鎖
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮しない）

プールゲー
ト開放
（原子炉ウ
ェル及びド
ライヤ気水
分離器貯蔵
プールの保
有水量を考
慮）

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，さらに時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。
また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.8 時間後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなる
ため，使用済燃料プールの水温上昇
及び水位低下速度は緩やかになり，
時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員
等操作時間に与える影響はない。
最確条件では保有水量はプールゲー
ト閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使全炉心燃料取出直後であるため， 用済燃料プールの水温上昇及び水位
プールゲートは開放されている 低下速度は緩やかになり，時間余裕ことが想定されるが，保守的に原 が長くなることが考えられるが，注子炉ウェル及びドライヤ気水分 水操作はこれらの状態に応じた対応
離器貯蔵プールの保有水量を考 をとるものではなく，水位低下によ慮しない状態を想定
る異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

第 1 表評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

約 9,300m３

9,300m３
以上
（淡水貯水
池＋代替淡
水貯槽）

淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日間後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はな
い。

−

燃料の容
量

1,010kL

1,010kL
以上
（軽油貯蔵
タンク＋可
搬型設備用
軽 油 タ ンク）

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備
用軽油タンクの管理下限値を設
定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はな
い。

−

破 断 箇
所・状態の
想定

使用済燃料
プールに入
る 配 管 の 破 事故ごとに
断
異なる
真空破壊弁
の閉固着

残留熱除去系に比べて耐震性の低い燃料プール冷却浄化系配管の破断，及び真空破壊弁の閉固着を想定

注水操作は，破断箇所及び漏えい量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

破断箇所・状態の想定によっては漏えい量が変化するが，静的サイフォン
ブレーカにより燃料プール冷却浄化系配管下端位置（通常水位から約 0.23m
下）で漏えいが停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

静 的 サイ フ ォン ブ レー カに より，サイフォン現象による流出
事象発生後，
が停止するため，使用済燃料プ
初期水位かール水位は燃料プール浄化冷却
ら通常水位系のプール内設置配管のうち最か ら 約も高所に設置されている水平配0.23m 下 ま
管の配管下端部（通常水位からで徐々に低
約 0.23m 下）までの低下にとど下まり，保守的にこの水位まで瞬時に低下することを想定

最確条件では水位の低下に時間を要するため，時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料プール水位の状態に応じた対応をとるものではな
く，水位低下による異常の認知を起点とするものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では水位の低下に時間を要するため，時間余裕が長くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

項目

外部水源
の容量

初期条件

添付 4.2.4-3
事故条件

サイフォ
ン現象に
よる使用
済燃料プ
ール水位
の低下

事象発生と
同時に通常
水 位 か ら0.23m 下 まで低下

評価項目パラメータに与える影響

第 1 表評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (4／ 4 )

事故条件

項目

評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

安全機能
の喪失に
対する仮
定

使用済燃料
プール注水
機能喪失

外部電源

外部電源な
し

機器条件

添付 4.2.4-4

代替燃料
プール注
水系（可搬
型）による
使用済燃
料プール
への注水
流量

50m３／h

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

使用済燃料
プール注水
機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

評価条件と最確条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はな
い。

評価条件と最確条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

事故ごとに
変化

外部電源がない場合と外部電源があ
外部電源の有無は事象進展に影響る場合では，事象進展は同様である
しないことから，資源の観点で厳ことから，運転員等操作時間に与えしい外部電源なしを設定
る影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であるが，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

50m３／h以上

燃料の崩壊熱による使用済燃料
プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，注水流量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）の注水流量は崩壊熱に相当する保有水の蒸発速度（約15m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.4-5

可搬型代
替注水大
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注
水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の準備期間を考慮し，
使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽を維持する最低水位に到達しない時間として設定

操作の不確かさ要因【認知】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時間後としているが，それまでに外部電源喪失等による使用済燃料プールの注水機能の喪失を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はない。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，準備操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影
響はない。
【移動】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する可搬型代替注水大型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ブルドーザー等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
アクセスルートの復旧（がれき撤去）に 25 分，可搬型代替注水
大型ポンプ準備，代替淡水貯槽からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 145 分を想定している。評価上の操作開始時
間を 8 時間後と設定しているが，他の操作はないため，使用済
燃料プールの水位低下による異常を認知した時点での準備が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
当該操作に対応する重大事故等対応要員に他の並列操作はな
く，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に低い。

運転員等操作時間に与える影響

評価上の操作開
始時間を事象発
生 8 時間後と設定しているが，他の操作はないため，使用済燃料プールの注水機能の喪失を認知した時点で注水準備に着手可能である。よって，評価上の操作開始時間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，使用済
燃料プールの水
位の回復を早める。

評価項目となるパラメータに与える影響

操作時間余裕当該操作に対する
時間余裕は放射線の遮蔽が維持され評価上の操作開始 る最低水位に到達時間に対し，実際 するまでの時間がの操作開始時間が 事 象 発 生 か ら 約
早くなる場合が考 9.8 時間，燃料有
えられ，この場合， 効長頂部まで水位
使用済燃料プール が低下するまでの水位の回復が早く 時間が事象発生かなり，評価項目と ら 2 日以上あり，なるパラメータに これに対して事故
対する余裕は大き を認知して注水をくなる。
開始するまでの時間は 8 時間である
ため，時間余裕が
ある。

訓練実績等

アクセスルー
トの復旧（がれ
き撤去）及び可
搬型代替注水大型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を
170 分想定している。アクセスルートの復旧（がれき撤去）に 25 分以内に実施可能であり，可搬型代替
注水大型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 124分。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.4-6

可搬型代
替注水大
型ポンプ
への燃料
補給

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，解析条件ではないが，
解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作の不確かさ要因

可搬型代替注水大型ポンプへの補給開始時間は，事象発生から
約 8 時間程度あり，十分な時間余裕がある。

運転員等操作時間に与える影響−

評価項目となるパラメータに与える影響−

操作時間余裕

訓練実績等−

可搬型代替注
水大型ポンプへの燃料補給は，移動も含めて 90 分を想定しているところ訓練実績等では約 82 分。
また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分のところ，訓練実績等
により約 25 分。
許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

添付資料 4.2.5
7 日間における水源の対応について（想定事故２）

1.

水源に関する評価①淡水源（有効水量）
・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.
①： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
事 象 発 生 8 時 間 以 降 か ら ，50m ３ ／ h で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し て ，
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水 位 回 復 後 は ，蒸 発 量 に 応 じ た 水 量（ 最 大 約 16m ３ ／ h）で 使 用 済
燃料プールへの注水を実施する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,470m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,470m ３ 必 要 とな る が ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３ の 水
添付 4.2.5-1

を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 4.2.5-2

添付資料 4.2.6
7 日間における燃料の対応について（想定事故２）事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の として評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の軽油消費量
約 75 5. 5 kL

軽油貯蔵
タンクの
容量は約
8 00 kL で あり，7 日間対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1, 4 40 . 4 L/ h( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h （ 運 転 時 間 ） ×2 台 （ 運 転台 数 ） ＝ 約 4 84 . 0 k L
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
77 5 .6 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 1 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 3 0 .3 k L
常設代替高圧電源装置 2 台起動※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
42 0 .0 L / h( 燃 料 消 費 率 ) × 16 8h （ 運 転 時 間 ） × 2 台 （ 運 転 台
数 ） ＝ 約 1 4 1 .2 k L

可搬型設備
用軽油タン
可搬型代替注水大型ポンプ 1 台起動
7 日間の軽
クの容量は（ 代 替 燃 料 プ ー ル 冷 却 系 （ 可 搬 型 ））油消費量
約 2 10 k L で
21 8 L/ h ( 燃 料 消 費 率 )× 16 8h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）約 3 6.6 k L＝ 約 36 . 6k L
あ り ，7 日 間
対応可能

※１

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

※３

緊急用Ｐ／Ｃの電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 4.2.6-1

5

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.1.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，燃料損傷防止対策の有効性に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，③「外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」では，原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉冷却材が蒸発することから，緩和措置がとられない場
合には，原子炉水位の低下により燃料が露出し燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，崩壊熱除去機能を喪失したことによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価としては，崩壊熱除去機能を有する設備に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，運転員が異常を認知して，待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことによって燃料損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより原子炉除熱を
5.1-1

行う。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」における機能喪失に対して，燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，待機中残留熱除去
系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉
注水手段及び除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 5.1-1
図に，手順の概要を第 5.1-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第5.1-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は，初動対応要員 7 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 3 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名である。必要な要員と作業項目について第 5.1-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，初動対応
要員 7 名で対処可能である。

ａ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
崩壊熱除去機能が喪失していることを，1 時間毎の中央制御室の巡視により確認する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障に伴う崩壊熱除去機能喪失を判断するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度
5.1-2

等である。

ｂ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が 100℃に到達すると，原子炉圧力が上昇する。原子炉を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。

ｃ．待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位が低下するため，中央制御室からの遠隔操作により待機中残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉注水を開始し，原子炉水位を回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。

ｄ．原子炉保護系母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。

ｅ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却待機中残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）へ切替を行
い，崩壊熱除去機能を回復する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能回復を確
5.1-3

認するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

ｆ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

5.1.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象事象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（ＰＯＳ）
においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有水量及び注水手
段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ−Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェ

ル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のプラント状態も考慮した想定においてもこれらの評価項目を満足することを確認する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，本重要事故シーケ
ンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 5.1.1，5.1.2）

5.1-4

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.1-2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器の状態
原子炉圧力容器の未開放時について評価する。原子炉圧力容器の開放時については，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しくなる未開放時の評価に包絡される。

(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５．１−１９７９の式に基づくものとし，また，崩壊熱を厳しく見積もるために，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を用いる。この時の崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，崩壊熱に相当する冷却材の蒸発量は約 27m ３ ／h である。
（添付資料 5.1.3）(c)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温
事象発生前の原子炉水位は通常運転水位とし，また，原子炉初期水
温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である 52℃とする。

(d)

原子炉初期圧力原子炉の初期圧力は大気圧が維持されているものとする。また，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されている
5.1-5

ものとする ※ 。
※：実操作では待機中残留熱除去系（低圧注水系）の準備が完了した時点で原子炉減圧を実施することとなり，待機中残留熱除去系（低圧注水系）の注水特性に応じて大気圧より高い圧力で注水が開始されることとなる。このため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評価となる。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，運転中の残留熱除去系の故障によって，崩壊熱除去機能を喪失するものとする。

(b)

外部電源
外部電源は事象発生 1 時間後に喪失するものと仮定する。
外部電源喪失が発生すると原子炉保護系電源が喪失し，格納容器隔
離信号により格納容器隔離弁が閉となる。この状態ではインターロッ
クにより残留熱除去系ポンプが起動不可となるため，崩壊熱除去機能喪失を認知可能である。このため，事象発生 1 時間後（1 時間毎の中
央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは，事象認知の観点で厳しくなる外部電源がある場合を想定する。
事象発生 1 時間以降は，原子炉保護系電源の復旧等，運転員操作に時間を要する外部電源がない場合を想定する。
（添付資料 5.1.6）

5.1-6

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／h
（0.14MPa[dif]において）とする。

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の伝熱容量
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃において）とする。

d.

重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）故障の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの事象進展を第 5.1-2 図に，原子炉水位の推移を
第 5.1-4 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，残留熱除去系の故障に伴い崩壊熱除去機能が喪失することにより原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することにより原子炉水位は低下し始める。崩壊熱除去機能が喪失していることを，1
時間毎の中央制御室の巡視により確認し，事象発生から 2 時間後に待機
中残留熱除去系ポンプを起動し，待機中残留熱除去系（低圧注水系）に5.1-7

よる原子炉注水を行う。
原子炉水位回復から 2 時間 15 分後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替，除熱を開始することによって，原子炉水温は低下する。

ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.1-4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 4.3m
上まで低下するに留まり，燃料は冠水維持される。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.1-5 図に示すとおり，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持される水位） ※ である燃料有効長頂部の約 1.7m 上まで低下することがないため，放射線の遮蔽は維持される。また，全制御棒挿入状態が維持されるため，未臨界は確保されている。
原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を継続することで，長期的に安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※：必要な遮蔽の目安は緊急作業時の被ばく限度（100mSv）と比べ，十分余裕のある値であり，かつ施設定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約 3.5mSv／h）を考慮した値（10mSv／h）とする。この線量率となる水位は，有効燃料長頂部の約 1.7m 上（通常水位から約 3.6m
下）の位置である。

（添付資料 5.1.4，5.1.5）

5.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える
5.1-8

影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第5.1-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，評
価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩
壊熱，事象発生前の原子炉初期水温，原子炉初期水位，原子炉初期圧力及び原子炉圧力容器の状態に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は 18MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員
等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件
5.1-9

は約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなるため，時間余裕が長くなることが考えられるが，原子炉への注水操作
は原子炉水温に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位に対して最確条件は通常運転水位以上であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなる
が，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応ではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条
件も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は原子炉初期圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器
未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放状態の場合
は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転
5.1-10

員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器開放状態とした場合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影
響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は 18MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕が短くなる。原子炉スクラ
ムによる原子炉停止から 12 時間後（ＰＯＳ−Ｓ

原子炉冷温停止への移行状態）の燃料の崩壊熱によって燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕を評価すると，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 3.8 時間，燃料有効長頂部までの時間は約 5.3 時間となり，評価条件である原子炉停止 1日後の評価より時間余裕は短くなる。ただし，必要な放射線の遮蔽は維持され，注水操作に対して十分な時間が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件
は約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなることから，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕
5.1-11

は長くなり，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位に対して最確条件は通常運転水位以上であり，本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時
間は長くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条
件も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はな
く，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさ
として最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放状態の場合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器が開放の場
合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配5.1-12

置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の待機中残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 2 時間を設定している。
運転員等操作時間に与える影響として，原子炉水位低下時に原子炉注水の必要性を認知し操作を実施することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の注水操作開始を設定しているが，実際の注水操作開始時間は早くなる場合が考えられ，原子炉水位の回復が早
くなる。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，注水開始が早くなる場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。なお，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能喪失時には，警報発生により崩壊熱除去機能が喪失していることを確認し，速やかに注水操作を開始できるため，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなるが，本評
価ではこれに期待しないこととする。
（添付資料 5.1.6）

5.1-13

(2)操作時間余裕の把握操作遅れによる影響を把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の待機中残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作については，
通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時
間は約 4.5 時間，燃料有効長頂部まで原子炉水位が低下するまでの時間は
約 6.3 時間であり，これに対して，事故を検知して注水を開始するまでの
時間は 2 時間であることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。
（添付資料 5.1.6）

(3)

まとめ
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，評価条件等の不確かさを考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

5.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，重大事故等対策時に必要な初動対応
要員は，「5.1.3(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 7 名である。「6.2
5.1-14

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 37 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，水源，燃料及び電源の資源は，「 6.1(2)
資源の評価条件」の条件にて評価をしている。その結果を以下に示す。
ａ．水源
待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，必
要な注水量が少なく，また，サプレッション・チェンバのプール水を水源とすることから，水源が枯渇することはないため，7 日間の対応が可
能である。

ｂ．燃料
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給については，
事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 130.3kLの軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 5.1.7）

ｃ．電源
重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，非常用ディーゼル発電機等の
5.1-15

容量内に収まることから，電源供給が可能である。

5.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」では，原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。事故シーケンスグルー
プ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対する燃料損傷防止対策としては，待機中残留熱除去系による原子炉注水
手段及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」の重要事故シーケンス「残留熱除去系の故障（ＲＨ
Ｒ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，待機中残留熱除去系による原子炉注水及び除熱を実施することにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び対策本部要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，残留熱除去系による原子炉注水及び除熱等の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに
5.1-16

対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機
能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対して有効である。

5.1-17

第 5.1-1 表

崩壊熱除去機能喪失における重大事故等対策について

操作及び確認手順

残留熱除去系（原子炉停止時冷却・崩壊熱除去機能が喪失していることを，1 時間毎の中央制御系）の停止確認

重大事故等対処設備
常設設備
−

可搬型設備
−

計装設備
【残留熱除去系系統流量】※１【残留熱除去系ポンプ吐出圧力】※１室の巡視により確認する。

【残留熱除去系熱交換器入口温度】※２【残留熱除去系熱交換器出口温度】※３【残留熱除去系海水系系統流量】※４
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により原子逃がし安全弁（自動減圧炉水温が 100℃に到達すると，原子炉圧力が上昇する。原子機能）

炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操

所内常設直流電源設備

−

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
待機中残留熱除去系（低圧注水系） ・崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位【残留熱除去系（低圧注による原子炉注水

水系）】が低下するため，中央制御室からの遠隔操作により待機して−

5.1-18いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始し， 【非常用ディーゼル発電
原子炉水位を回復する。

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
【残留熱除去系系統流量】

機】
軽油貯蔵タンク

原子炉保護系母線の受電操作

・常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転による原子炉冷却・残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，常設代替高圧電源装置−−

軽油貯蔵タンク【残留熱除去系（原子炉−

原子炉水位（広帯域，燃料域）

中央制御室及び現場にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却

停止時冷却系）】

原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）

系）へ切替を行い，崩壊熱除去機能を回復する。

【非常用ディーゼル発電【残留熱除去系系統流量】

機】【残留熱除去系熱交換器入口温度】

軽油貯蔵タンク【残留熱除去系熱交換器出口温度】

・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

【残留熱除去系海水系系統流量】
使用済燃料プールの冷却操作・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施す

−

−

−

る。
※１：残留熱除去系ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知※２：残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器バイパス弁の誤開時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知※３：残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器入口弁の誤閉時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知※４：残留熱除去系海水ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知【 】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 5.1-2 表
項目主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（1／2）

主要評価条件

原子炉圧力容器の状態 原子炉圧力容器未開放

初期条件

崩壊熱

原子炉初期水位

約18.8MW（9×9燃料（A型），原子炉停止1日後※１）
通常運転水位（セパレータスカート下端
から+126cm）

条件設定の考え方
燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1サイクルの運転期間（13ヶ月）に調整運転期間（約1ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
運転停止1日後の水位から保守性を持たせた値
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値及び運転停止1日後の原子炉水温の5.1-19原子炉初期水温52℃

原子炉初期圧力大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

起因事象

残留熱除去系機能喪失

運転中の残留熱除去系の故障を想定

実績値（43℃〜51℃）を踏まえて設定

事故条件

外部電源喪失が発生すると原子炉保護系電源が喪失し，格納容器隔離信号により格納容器隔離弁が閉となる。この状態ではインターロックにより残留熱除去系ポ
外部電源

事象認知まで：外部電源あり
事象認知後 ：外部電源なし

ンプが起動不可となるため，崩壊熱除去機能喪失を認知可能である。このため，事象発生1時間後（1時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）まで
は，事象認知の観点で厳しくなる外部電源がある場合を想定する。事象発生1時間
以降は，原子炉保護系電源の復旧等，運転員操作に時間を要する外部電源がない場合を想定する※１：原子炉停止 1 日後とは全制御棒全挿入からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが、崩壊熱評価はスクラ
ムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.1-2 表
項目

重大事故等対策に関連する機器条件

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱量

重大事故等対策に関連する操作条件

5.1-20

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（2／2）

主要評価条件
1,605m３／h

条件設定の考え方

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

熱交換器1台当たり43MW（原子炉
冷却材温度100℃，海水温度32℃

残留熱除去系の設計値を設定

において）事象発生から 2 時間後事象発生の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク

＊

＊

←
＊
代替
循環
冷却系
ポンプ

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

5.1-21↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃタン クロ ー リ

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1

→
→
※2

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←

淡水 貯水 池高圧 代替 注 水系 ポン プ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1-1 図

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び残留熱除去系（低圧注水系））

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク

＊

＊

←

→
＊

代替
循環
冷却系
ポンプ

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

5.1-22

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃタン クロ ー リ

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1

→
→
※2

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

←

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←

淡水 貯水 池高圧 代替 注 水系 ポン プ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1-1 図

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

プラ ント 前 提条 件・原 子炉 の 運転 停止 1 日後
・原 子炉 圧 力容 器未開放・格 納容 器 開放 中・主 蒸気 隔 離弁 全閉
・残 留熱 除 去系 （Ａ）運転中
・残 留熱 除 去系 （Ｂ）待機中
・残 留熱 除 去系 （Ｃ）点検中
・原 子炉 水 位は 通常運転水位※１ ：崩 壊 熱除 去機 能 が喪 失 して いる こ とを ，1時間 毎 の中 央制 御 室の 巡視 に より 認知 する 。

凡例

※ ２ ： 外 部 電 源 は 事 象 発 生 1時 間 後 に 喪 失 す る も の と 仮 定 す る 。 外 部 電 源 喪 失 が 発 生 す る と 原 子 炉 保 護： 操 作・ 確認 （ 運転 員）

系電 源が 喪 失し ，格納 容器 隔 離信 号に よ り格 納容 器 隔離 弁が 閉 とな る 。こ の状 態 では イン タ ーロ

： プ ラン ト状 態 （解 析）ック によ り 残留 熱除 去 系ポ ン プが 起動 不 可と なる た め， 崩壊 熱 除去 機 能喪 失を 認 知可 能で あ る。
こ の た め ， 事 象 発 生 1時 間 後 （ 事 象 を 認 知 す る 時 刻 ） ま で は ， 事 象 認 知 の 観 点 で 厳 し く な る 外 部：判断

電 源 が あ る 場 合 を 想 定 す る 。 事 象 発 生 1時 間 以 降 は ， 原 子 炉 保 護 系 電 源 の 復 旧 等 ， 運 転 員 操 作 に： 解 析上 考慮 し ない 操作

時間 を要 す る外 部電 源 がな い 場合 を想 定 する 。

： 重 大事 故等 対 応要 員（ 現 場） の作 業

※３：現 場作 業 員は ，発 電 長の ペー ジ ン グに よる 退 避指 示を 確 認後 ，退 避 する 。なお ，全 ての 現 場作 業

： 運 転員 と重 大 事故 等対 応 要員 （現 場） の 共同 作業(解 析上 の時 刻)
残留熱除去系（0秒） （原子炉停止時冷却系）の停止

員の 退避 が 完了 する ま での 時 間は ，1時間 程度 であ る 。
※４：実 操作 にお い ては ，作 業員 の退 避 後に 操作 を 実施 する が ，解析 上 ，原子 炉 の水 位低 下 量を 厳し く
見 積 も る た め に ， 原 子 炉 水 温 が 100℃ に 到 達 し た 時 点 で ， 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 ） の 開 操
作に よっ て 原子 炉圧 力 が大 気 圧に 維持 さ れて いる も のと する 。

（約 1時 間） 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認 ※ １※５ ：注 水 前の 原子 炉 水位 は 燃料 有効 長 頂部 ＋4.2m（原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） −0.3m） と なる 。
※６ ：原 子 炉水 位（ 広 帯域 ， 燃料 域） 等 によ り原 子 炉水 位の 回 復を 確 認す る。
※７：残 留熱 除去 系（ 原子 炉 停止 時冷 却 系 ）の 取 水ラ イン の 格納 容器 隔 離弁 を開 状態 にす る ため に ，原

外部電源喪失（約 1.1時間）

作業 員の 退 避

※２

子炉 保護 系 母線 の受 電 操作 を 行い ，格 納 容器 隔離 信 号を リセ ッ トす る 。

※３※８ ：残 留 熱除 去系 の 系統 加 圧ラ イン の 手動 弁を 閉 状態 にす る 。

非常 用デ ィ ーゼ ル発 電 機等
自動 起動 確 認

原子炉水温100℃到達

使用 済燃 料 プー ル冷 却 操作

5.1-23（70分） 逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持 ※ ４（2時間 ）

待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水 ※ ５【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ

（約 2.1時間 ）（4時間20分 ）待機中残留熱除去系（低圧注水系）以外による
原子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 常 設） に よる 原子 炉 注水・可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プを 用 いた 低圧 代替
注水 系に よ る原 子炉 注 水・代 替循 環 冷却 系に よ る原 子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉 注水・補 給水 系 によ る原 子 炉注 水

原子炉の水位回復，
原子炉安定停止状態確認 ※ ６

原子 炉保 護 系母 線の 受 電操 作 ※ ７

Ⅱ
緊急 用海 水 系に よる 残 留熱 除 去系 熱交 換 器へ の海 水 通水 も実 施 可能で ある 。

Ⅰ

代替 残留 熱 除去 系海 水 系に よ る残 留熱 除 去系 熱交 換 器へ の海 水 通
水は ，残留 熱 除去 系海 水 系 ，緊 急用 海 水 系に 比べ て 準備 に時 間 を要 する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却 ※ ８

逃がし安全弁（自動減圧機能）「全閉」

待機 中残 留 熱除 去系（低 圧 注水 系）と同 等 の流 量は 確 保で きな い が，
低圧 代替 注 水系 （常 設）， 可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 低 圧代
替注 水系 に よる 原子 炉 注水 ，代 替循 環冷 却系 ，消火 系 及び 補給 水 系による 原子 炉 注水 も実 施 可能 で ある 。

残留熱除 去 系海 水系 以 外に よ る残 留熱 除 去系 の補 機 冷却・緊 急用 海 水系 によ る 残留 熱 除去 系の 補 機冷 却
・代 替残 留 熱除 去系 海 水系 に よる 残留 熱 除去 系の 補 機冷 却

Ⅱ

残留 熱除 去系（原子炉停止時冷却系）により冷却を継続 し， 機能喪失している設備の復旧に努める

第 5.1-2 図

崩壊熱除去機能喪失時の対応手順の概要

停止中の崩壊熱除去機能喪失

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

備 考

実施箇所・必要要員数

事象発生

約 1 時間 プラント状況判断【 】は他作業後移動してきた要員

約 1.1 時間
責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡

操作項目

原子炉水温 100℃到達

操作の内容

運転員
(中央制御室)運転員(現場)

2 時間 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始
約 2.1 時間 原子炉水位回復，原子炉安定停止状態確認

重大事故等対応要員(現場)●原子炉水温上昇，残留熱除去系の系統流量低下等による崩壊熱除去機
能喪失の確認●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

−

10 分

−

●非常用ディーゼル発電機等自動起動確認

残留熱除去系（Ａ）●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持

5.1-24

【1人】
A

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放操作

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧準備操作−●原子炉保護系母線の復旧操作

1分
10 分

原子炉保護系母線の受電操作
−

2人
B，C

待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

【1人】
A

−

−

●待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

原子炉保護系母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧操作【1人】
A

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却

85 分

5分
40 分

−

−

●待機中残留熱除去系（低圧注水系）の停止

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への系統構成

−

【2人】
B，C

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への系統構成

【1人】
A

−

−

2分
30 分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動操作

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員数 合計6分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転による原子炉状態監視

−

−

−

1人
A

2人
B，C

0人

残留熱除去系（Ｂ）

45 分

適宜監視
使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合でも，プール
水温度が80℃に到達するまでには1日以上の時間余裕があるため，本操作は対応可能な要員にて実施する。

●使用済燃料プールの冷却操作

第 5.1-3 図

崩壊熱除去機能喪失時の作業と所要時間

原子炉水温 100℃到達（事象発生約 1.1 時間後）
水位回復後は崩壊熱相当の注水を実施し，その後停止時
冷却系による崩壊熱除去を実施（注水により水位は直ちに通常運転水位まで回復）

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始（事象発生 2 時間後，水位は燃料有効長頂部から約 4.2m 上）

第5.1-4図

原子炉水位の推移

5.1-25

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04
燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03

線 量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

水位の低下（燃料有効長頂部から約 4.2m）

遮蔽が維持される水位（10mSv／h）

1.0E-03
通常運転水位
燃料有効長頂部からの水位（m）

図5.1-5

原子炉水位と線量率

5.1-26

添付資料 5.1.1

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算方法について

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失により，基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量について，以下の式を用いて計算を行った。なお，事象を詳しく評価するため，発生する崩壊熱は全て原子炉水温の上昇及び蒸発に寄与するものとし，原子炉圧力容器や水面からの放熱は考慮しない。

(1)

100℃に至るまでの時間
100℃に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ １ ＝（ｈ １００ −ｈ ５２ ）×Ｖ ｃ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3600）＝約 1.1[h]ｔ１：100℃に至るまでの時間[h]ｈ １００ ：100℃の飽和水の比エンタルピ[kJ／kg]＝419.10

(2)

ｈ ５２

：52℃の飽和水の比エンタルピ[kJ／kg]＝217.70

Ｖｃ：通常運転水位時の原子炉保有水の体積[m３ ]＝381

ρ ５２：52℃の水密度[kg／m３ ]＝987

Ｑ：崩壊熱[kW]＝1.88×10４

基準水位（燃料有効長頂部）又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るまでの時間
崩壊熱（蒸発）によって基準水位に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ＝ｔ １ ＋ｔ ２ ＝約 6.3[h]ｔ ２ ＝（ｈ ｓ −ｈ １００ ）×Ｖ ｕ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3600）＝約 5.2[h]添付 5.1.1-1

ｔ ：基準水位に至るまでの時間[h]ｔ ２ ：100℃到達から基準水位に至るまでの時間[h]ｈ ｓ ：飽和蒸気の比エンタルピ[kJ／kg]＝2675.57
Ｖ ｕ ：基準水位までの水の体積[m ３ ] ＝157(3)

必要な注水量崩壊熱によって喪失する冷却材を補うために必要な注水量は次の式で求める。
ｆ＝（Ｑ×3600）／（（ｈ ｓ −ｈ ｆ ）×ρ ｆ ）ｆ ：必要な注水量[m ３ ／h]ρ ｆ ：注水（飽和水）の密度[kg／m ３ ]ｈ ｆ ：注水（飽和水）の比エンタルピ[kJ／kg]

水源がサプレッション・プール（水温：32℃）の場合及び外部水源（水温35℃）の飽和水の密度，飽和水の比エンタルピ及び必要注水量の評価結果は次のとおりである。
水源
パラメータ

サプレッション・
チェンバ

飽和水の密度（ρ ｆ ）[kg／m ３ ]

外部水源

995

994

飽和水の比エンタルピ（ｈ ｆ ）[kJ／kg]

134.11

146.64

必要注水流量（ｆ）[m３ ／h]

約 26.7

約 26.9添付 5.1.1-2

添付資料 5.1.2
重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件設定

1.

「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスの選定
運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち，「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，他のほとんどの重要事故シーケンス等の選定と同様に，ＰＲＡから抽出された事故
シーケンスグループから，「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」（以下「 審 査 ガ イ ド 」と い う 。）に 示 さ れ た 着 眼 点 を 考 慮 し て 選 定 し て いる。
「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，審査ガイドに示された着眼点に加えて，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」における評価内容との差別化を図ることを考慮し，次の事
故シーケンスを選定した。
・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗2.

重要事故シーケンスに対する燃料損傷防止対策の選定
有効性評価では，設計基準事故対処設備の機能喪失により燃料損
傷に至る重要事故シーケンスに対し，重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防止することができることを確認する。この観点では，全ての崩壊熱除去機能及び注水機能の喪失を想定して重大事故等対処設備を用いて燃料損傷を防止することができることの有効性を評
価 す る こ と も 考 え ら れ る が ，こ の 場 合 ，事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ「 全交流動力電源喪失」において選定した重要事故シーケンスで有効性
添付 5.1.2-1

を評価する対策と同じ対策の有効性を評価することとなる。
こ の た め ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」の 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス に 対 す る
有効性評価では，審査ガイドの主要解析条件及び対策例を参照し，待機中の残留熱除去系によって崩壊熱除去機能を確保し，燃料損傷を防止可能であることを確認している。

3.

プラント状態の選定
重要事故シーケンスの選定プロセスでは，同じ事故シーケンスグ
ループに含まれる事故シーケンスの中から有効性評価の対象とする
重要事故シーケンスを選定しているが，プラント状態（以下「ＰＯＳ 」と い う 。）に つ い て は 選 定 し て お ら ず ，有 効 性 評 価 の 評 価 条 件 を設定する際に選定している。
「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」の 事 故 シ ー ケ ン
スグループにおいては，代替の崩壊熱除去機能及び原子炉への注水機能を用いて炉心損傷を防止することとなる。このため，ＰＯＳを選定する上では，事象発生から燃料損傷に至るまでの時間余裕が短い，すなわち崩壊熱が高く，保有水量が少ないプラント状態を選定することが適切であると考えられる。時間余裕が最も短いＰＯＳは
ＰＯＳ−Ｓであり，次にＰＯＳ−Ａ，その次がＰＯＳ−Ｂという順となる。保有水の観点では原子炉水位が通常運転水位付近の可能性があるＰＯＳ−Ｓ，ＰＯＳ−Ａ，ＰＯＳ−Ｃ及びＰＯＳ−Ｄが厳しい。
次に崩壊熱除去・注水機能を持つ設備の事故時の使用可否について考えると，ＰＯＳ−Ｓ及びＰＯＳ−Ｄの原子炉停止直後・起動準備において，給水系を除く緩和設備が原子炉運転中と同様に待機状
態 又 は 早 期 復 旧 に よ り 使 用 可 能 な 状 態 で あ る ※ 。そ の た め ，緩 和 設 備
添付 5.1.2-2

についてはＰＯＳ−Ｓ及びＰＯＳ−Ｄ以外のＰＯＳ−Ａ〜ＰＯＳ−
Ｃが厳しい条件となる。
な お ，原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 閉 時 は 原 子 炉 圧 力 の 上 昇 が 考 え ら れ る が ，急激に原子炉圧力が上昇するような事象ではないこと，原子炉圧力が上昇しても逃がし安全弁（自動減圧機能）で減圧できることから
低圧注水系が使用できるとしている。
このため，本評価では，ＰＯＳ−Ｓの次に崩壊熱が高く，原子炉
圧力容器内の保有水量が少ないことに加え，使用可能な緩和設備が原子炉運転中と同等であるＰＯＳ−Ｓ，ＰＯＳ−Ｓ以外のＰＯＳとして，ＰＯＳ−Ａを選定している。なお，ＰＯＳ−Ａは「ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態」と定義される状態であり，原子炉ウェル
水張り完了までの期間であるが，本評価では燃料損傷までの時間余裕の観点から厳しくなる，原子炉圧力容器内の保有水量が少ない原
子炉圧力容器閉鎖状態を想定した。
停 止 時 レ ベ ル 1Ｐ Ｒ Ａ に お け る Ｐ Ｏ Ｓ の 分 類 及 び 定 期 検 査 工 程 の
概 要 を 第 1図 に 示 す 。ま た ，Ｐ Ｏ Ｓ の 選 定 方 法 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 の
閉 鎖 ／ 開 放 状 態 を 第 1表 に 示 す 。
※：一 例 と し て 後 述 す る「 添 付 資 料 5.1 .5

6 .Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ に よ る 注 水 に つ い て 」に 示 す と お り ，Ｐ Ｏ Ｓ − Ｓ 及 び Ｐ Ｏ Ｓ − Ｄ に お い て は 原 子 炉 圧 力 容 器 が
閉 鎖 状 態 で あ る た め ，原 子 炉 圧 力 が 上 昇 し た 後 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 による注水も使用可能となる。

4.

他の燃料損傷防止対策を想定した場合の影響
本評価で確認している，待機中の残留熱除去系による崩壊熱除去機 能 確 保 と は 別 の 燃 料 損 傷 防 止 対 策 と し て ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）添付 5.1.2-3

又は待機中のＥＣＣＳによる原子炉注水が考えられるが，低圧代替
注水系（常設）については「全交流動力電源喪失」で選定される重要事故シーケンスにおいて，本評価と同じＰＯＳ−Ａでその有効性を確認している。また，待機中の非常用炉心冷却系については，注
水流量が低圧代替注水系（常設）に比べて多いことから，低圧代替
注水系（常設）の有効性評価に包絡される。

添付 5.1.2-4

POS
定検日数
代表水位
ＣＲＤ点検
ＬＰＲＭ点検

A
S
1 2 3
通常水位

4

5

B1
6

7

8

B5
B2
B3
B4
B6
C1
C2
D
9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82
通常水位
原子炉ウェル満水

ＲＨＲ−Ａ
除熱系
ＲＨＲ−Ｂ
ＣＳＴ−Ａ
ＣＳＴ−Ｂ
ＨＰＣＳ
注水系

ＬＰＣＳ

ＬＰＣＩ−Ａ
ＬＰＣＩ−Ｂ
ＬＰＣＩ−ＣＲＨＲＳ−Ａ
補機冷却系
ＲＨＲＳ−Ｂ

添付5.1.2-5

ＤＧ−２Ｃ
電源系

ＤＧ−２Ｄ
ＨＰＣＳ−ＤＧ
日数

1
除熱系

使用可能
緩和設備

注水系

2

※1 RHR-A
RHR-B
HPCS
LPCS
LPCI-A※2 LPCI-B
CST-A
CST-B

5

3

14

8

12

13

8

9

7

RHR-A

RHR-B

RHR-B

RHR-A

LPCI-B
CST-A

LPCI-B
CST-B

RHR-A
RHR-B
HPCS
LPCS
LPCI-A
LPCI-B
LPCI-C
CST-A
CST-B

RHR-A
RHR-B
HPCS
LPCS
LPCI-A
LPCI-B
LPCI-C
CST-A
CST-B

RHR-B

LPCI-A
CST-A

RHR-A
RHR-B
HPCS
LPCS
LPCI-A
LPCI-B
CST-A
CST-B

RHR-A
RHR-B
HPCS
LPCS
LPCI-A
LPCI-B
LPCI-C
CST-A
CST-B

HPCS
LPCS
LPCI-A
CST-A
CST-B※1：RHR-A，RHR-B※2：HPCS，LPCS，LPCI-A，LPCI-B，LPCI-C，CST-A，CST-B
：運転

：待機

第1図

：待機除外

停止時レベル 1ＰＲＡにおけるＰＯＳの分類及び施設定期検査工程

HPCS
LPCS
LPCI-B
LPCI-C
CST-A
CST-B

第1表
プラント状態（ＰＯＳ）

各プラント状態における評価項目に対する影響（崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失）
包絡事象

重大事故等対処設備等

S

原子炉冷温停止への移行状態「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）A

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態−

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）
・残留熱除去系−Ａ・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）

B1「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡B2・残留熱除去系−Ｂ
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）

添付5.1.2-6

・残留熱除去系−Ｂ
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）B3

燃料有効長頂部の冠水

閉鎖

原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器
蓋，蒸気乾燥器及び気水分離器の遮蔽にも期待でき
ＰＯＳ−Ａに同じ。
ることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.5）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。

閉鎖

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
（原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器
蓋，蒸気乾燥器及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される（添付資料5.1.5））

開放

原子炉ウェル満水時は保有水量が多いため，遮蔽が維持される水位到達前に注水が可能である。
ＰＯＳ−Ａに同じ。
また，使用済燃料プールにおける放射線の遮蔽確保 燃料の取出・装荷に関わる作業はについては「使用済燃料プール 想定事故1」に包 「反応度誤投入」に包絡。
絡される。

B4

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲー
ト開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水
系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長
頂部の冠水は維持できる。

B5「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，高圧炉心スプレイ系等よる原子炉への注水に加え，プールゲート開放
時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

B6「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲー
ト開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水
系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長
頂部の冠水は維持できる。

C1「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。

「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，Ｐ
ＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した「全交流動力電源喪失」の有効性評価に包絡される。

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び，「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包
絡される。

C2

D

起動準備状態※重大事故等対処設備等のうち下線が引いてあるものは，津波襲来時にも使用可能な設備

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
制御棒引き抜きに関わる試験は「反応度誤投入」に包絡。

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有効長頂部が露出するまでの余裕時間は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に加え，プールゲート開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）

ＰＣＶ／ＲＰＶ閉鎖への移行状態

未臨界の確保ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱は高いため，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕（約5.3時間）は短いが，有効性評価で考慮している操作開始時間（約2時間）で燃料損傷を防止できることから，Ｐ
ＯＳ−Ａを想定した有効性評価の条件に包絡される。

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡原子炉ウェル満水状態

運転停止中の評価項目
原子炉圧力容器
放射線の遮蔽が維持できる水位の確保
蓋の開閉状態閉鎖
原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器
蓋，蒸気乾燥器及び気水分離器の遮蔽にも期待でき
ＰＯＳ−Ａに同じ。
ることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.5）

閉鎖添付資料 5.1.3
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱設定の考え方

1.

本評価における崩壊熱の設定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」及 び「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」の 重 要 事 故シーケンスに対する有効性評価では，原子炉スクラムによる原子炉
停 止 か ら 1日 後 の 崩 壊 熱 を 用 い て 原 子 炉 水 温 の 上 昇 及 び 蒸 発 に よ る
原子炉水位の低下を評価している。
一般に，定期検査期間が数十日であることを考慮すると，原子炉
停 止 か ら 1日（ 24時 間 ）後 の 崩 壊 熱 を 用 い る こ と は 保 守 的 な 設 定 で あると考えられるが，仮に原子炉停止からの時間がより短い時点での崩壊熱を用いれば，より厳しい評価条件となる。
※：原 子 炉 停 止 か ら 1 日（ 24時 間 ）後 と は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。具体的には制御棒の挿入開始及び発電機解列の実績は，全制御棒全挿入完
了 を 基 準 と す る と そ れ ぞ れ 十 数 時 間 以 前 ，2〜 3 時 間 以 前 と な っ て お り ，
実際の崩壊熱は評価値より小さくなる。

2.

より厳しい崩壊熱を設定した場合の時間余裕への影響
プラント停止時の期間を復水器真空破壊からとすると，通常，復水器真空破壊のタイミングは通常のプラント停止操作における全制
御 棒 挿 入 完 了 か ら 12時 間 程 度 経 過 （ Ｐ Ｏ Ｓ − Ｓ
添付 5.1.3-1

原子炉冷温停止への移行 状 態 ） し て い る 。 仮 に ， 原 子 炉 ス ク ラ ム に よ る 原 子 炉 停 止 か ら 12

時間後の崩壊熱によって，燃料有効長頂部まで原子炉水位が低下する ま で の 時 間 余 裕 は 約 5.3時 間 で あ る こ と か ら ，時 間 余 裕 の 観 点 で は
約 1時 間 短 く な る が ，本 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス に お け る「 崩 壊 熱 除 去 機
能 喪 失 」 で は 事 象 発 生 か ら 原 子 炉 注 水 開 始 ま で の 対 応 は 2時 間 ，「 全交 流 動 力 電 源 喪 失 」 で は 25分 で あ る こ と か ら ， 十 分 対 応 可 能 な 範 囲である。
また，必要な遮蔽の確保の観点においても，現場作業員の退避まで の 時 間 余 裕 は 原 子 炉 停 止 か ら 1日（ 24時 間 後 ）の 崩 壊 熱 の 場 合 は 約
4.5時 間 に 対 し て ，12時 間 後 の 場 合 は 約 3.8時 間 後 と 短 く な る も の の ，十分退避可能である。
（ 添 付 資 料 5.1.5）
このように，崩壊熱の設定によっては原子炉注水及び現場作業員の退避の時間余裕に変動が生じるが，最確条件より高めの崩壊熱を設 定 し て い る こ と ,及 び 原 子 炉 注 水 ま で の 時 間 余 裕 の 評 価 で は 崩 壊熱の減衰を考慮していないこと等，様々な保守性を含めた評価としていることから，本重要事故シーケンスにおいて，原子炉注水が間に合わず，燃料損傷に至る状況，及び作業員が過度な被ばくを受ける状況は想定し難いものと考える。

添付 5.1.3-2

添付資料 5.1.4
安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備
が そ の 後 も 機 能 維 持 で き る と 判 断 さ れ ，か つ ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，
安定停止状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，待機していた残留熱除去系（低圧注水系）による注水継続により原子炉水位は回復し，炉心の冷却が維持される。
その後，残留熱除去系を原子炉停止時冷却系に切り替え，原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行し，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能である。

添付 5.1.4-1

添付資料 5.1.5
原子炉停止中崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について

運 転 停 止 中 の「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，及 び「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」における放射線の遮蔽維持について評価を行い，事故時の作業員の退避を考慮すると，退避までの間，放射線の遮蔽維持に必要な水位（目安と考え る 10mSv／ h ※ ） が 維 持 さ れ る こ と を 確 認 し た た め ， そ の 結 果 を 以 下 に示す。
※ ： 必 要 な 遮 へ い の 目 安 と す る 線 量 率 は ， 緊 急 作 業 時 の 被 ば く 限 度 （ 100mSv）
及 び 緊 急 作 業 時 の 被 ば く 限 度 を 適 用 す る 作 業 区 域 （ 15mSv を 超 え る 区 域 ）等の条件から十分余裕のある値であり，かつ定期検査作業での原子炉建屋
最 上 階 に お け る 現 場 作 業 の 実 績 値 （ 3.5mSv／ h（ 東 海 第 二 発 電 所
年 8月

平 成 28

蒸 気 乾 燥 器 及 び 気 水 分 離 器 取 外 し 作 業 の 例 ））を 考 慮 し て 10mSv／

h とした。

なお，事故対応に関わる操作は，原子炉建屋最上階のように現場の線量率が大きく上昇する場所では実施しないため，作業員の現場退避を評
価の代表とした。
また，放射線の遮蔽を検討する際，原子炉圧力容器開放作業の流れ，
原子炉圧力容器等構造物，原子炉水位が重要となるため，それらを考慮した評価とした。

1.

原子炉圧力容器開放作業の流れ○原子炉圧力容器開放作業の流れ①原子炉圧力容器開放作業の開始前，コンクリートハッチ取外し，原子 炉 格 納 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 1， 2・ 3， 4）
原子炉を停止後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）で除熱可

添付 5.1.5-1

能な圧力に減圧されるまでは，原子炉は主蒸気系を介して，復水器によって除熱される。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を開始した後，復水器真空破壊を経て，復水器による除熱を停止する。
これらの原子炉の冷温停止状態に向けた操作と並行して，コンク
リートハッチ及び原子炉格納容器蓋の取外し作業を実施する。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）原子炉が冷温停止状態になった後，原子炉の水位を徐々に上昇させ，原子炉圧力容器保温材及び原子炉圧力容器蓋を開放する（原子炉 圧 力 容 器 開 放 時 の 水 位 は フ ラ ン ジ 下 0.5m 程 度 ）。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6）
蒸気乾燥器をドライヤー気水分離器貯蔵プールへと移動する（蒸気 乾 燥 器 は 気 中 移 動 ）。

④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 7）
気水分離器をドライヤー気水分離器貯蔵プールへと移動する（気水 分 離 器 は 水 中 移 動 ）。

なお，原子炉起動に向けて実施する原子炉圧力容器閉鎖作業においては開放作業の逆の流れで実施される。この状況においては原子炉圧
力容器開放作業時に比べ，原子炉停止後の冷却時間が長く燃料の崩壊
熱及び線源強度が小さくなる。そのため，放射線の遮蔽維持における影響は原子炉圧力容器開放作業時に包絡される。
（ 添 付 資 料 5.1.2）

添付 5.1.5-2

＜参考＞原子炉開放の流れ※

原子炉圧力容器の取外し作業に向けてフランジ部付近まで原子炉水位を上昇

第 1図

原子炉圧力容器開放作業の流れ※ ： http://www.tepco.co.jp/nu/f2-np/handouts/j140528a-j.pdf
東海第二発電所では蒸気乾燥器の取外しが気中移動

添付 5.1.5-3

源からの放射線の多くはこれらに遮られ，原子炉建屋上階での線量率は十分小さくなる。そのため，原子炉圧力容器開放作業の開始前において，原子炉水位低下に伴う放射線の遮蔽の評価は不要である。
※ ： 一 例 と し て ６ ０ Ｃ ｏ を 線 源 と し た 時 の 10cm の 鉄 の 実 効 線 量 透 過 率 は 約
8.2E-02， 155cm の コ ン ク リ ー ト の 実 効 線 量 透 過 率 は 約 4.1E-07 で あ る 。
（ 参 考 ： 放 射 線 施 設 の し ゃ へ い 計 算 実 務 マ ニ ュ ア ル 2000 公 益 財 団 法 人
原子力安全技術センター）① -2

コンクリートハッチ取外し，原子炉格納容器蓋取外し（第 1 図中の 2・ 3， 4）

コンクリートハッチ，原子炉格納容器蓋の開放後は，これらの遮蔽効果には期待できなくなるが，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，気水
分離器の遮蔽効果に期待できる。さらに原子炉圧力容器蓋の開放作業に向けて，原子炉の水位の上昇操作を実施するため，上昇した原子炉水位の遮蔽効果にも期待できる。この状態で原子炉建屋最上階にて原子炉圧力容器開放に向けた作業を実施していることも考えられるため，コンクリートハッチ及び原子炉格納容器蓋の遮蔽に期待しない場合の現場線量率の評価が必要である。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）
原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 開 放 時 は フ ラ ン ジ 下 0.5m 程 度 ま で 水 位 を 上 昇 させた後，開放作業を実施する。この際，水位上昇により炉心燃料や上部格子盤からの放射線の影響は非常に小さくなる。また，保有水量が多 く な る た め ，沸 騰 開 始 ま で の 時 間 は 更 に 長 く な る（ 約 1.4 時 間 程 度 ）。
仮に原子炉圧力容器蓋を取外し中に全交流動力電源喪失事象等の事
故事象が発生した際を考えても，原子炉圧力容器蓋を完全に移動させ

添付 5.1.5-5

てなければ，その遮蔽に期待できる。
また，取り外した後の状態にて全交流動力電源喪失の水位低下を仮定した場合も，原子炉水位をフランジより更に上昇させている可能性があること，炉心燃料及び上部格子板からの放射線影響は後述する原子炉冷却材の流出の原子炉水位と線量率の関係（第 7 図）に包絡できる こ と か ら ， 必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 10mSv／ h を 超 え る こ と は な い 。
なお，蒸気乾燥器及び気水分離器からの放射線影響においても線源強度が大きくないこと，水位低下により露出する蒸気乾燥器は通常作業でも気中移動させる設備であることから，これらを考慮しても必要な遮蔽は維持される。
以上より，原子炉水位低下に伴う放射線の遮蔽の評価は不要である（ 上 記 の ① -2 で の 評 価 に 包 絡 ）。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6） 及 び ④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図
中 の 7）
蒸 気 乾 燥 器 の 取 り 出 し に 合 わ せ ，水 位 を 上 昇 さ せ て い く 状 態 で あ り ，
崩壊熱除去機能喪失や全交流動力電源喪失事象が発生した場合においても，沸騰開始及び水位低下まで十分に時間余裕があるため，原子炉
水位低下に伴う放射線の遮蔽の評価は不要である。

4.

放射線の遮蔽維持に必要な水位
放 射 線 の 遮 蔽 維 持 に 必 要 な 水 位 （ 目 安 と 考 え る 10mSv／ h） は ， 3 章

での検討を踏まえ，「 ① -2

コ ン ク リ ー ト ハ ッ チ 取 外 し ，原 子 炉 格 納 容

器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 2・ 3， 4）」 の 状 態 を 想 定 し て 評 価 を 行 っ た 。
線 量 率 の 算 出 は ，「 添 付 資 料 4.1.2「 水 遮 蔽 厚 に 対 す る 貯 蔵 中 の 使 用済燃料からの線量率」の算出について」と同様にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２

添付 5.1.5-6

基 に ， Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強度を式①で算出した。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，使用している文献
値 は ，燃 料 照 射 期 間 10 6 時 間（ 約 114 年 ）と ，東 海 第 二 の 実 績を包絡した条件で評価されており，東海第二に関する本評価においても適用可能である。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・運 転 停 止 後 の 期 間 ：停 止 12 時 間 ※ ２ （ 原 子 炉 未 解 放 状 態 で の実績を考慮して設定した値）
・ 燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力 ： 4.31MW／ 体 （ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×
９ 燃 料 （ Ａ 型 ））・燃 料 集 合 体 体 積：7.179E+04cm ３（ Ｓ Ｔ Ｅ Ｐ Ⅲ ９ ×９ 燃 料（ Ａ型 ））※ １ ： Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,Vol.Ⅲ Part B,SHIELDINGREACTOR HANDBOOK.2nd ed.

, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New

York,London,1962※ ２：停 止 後 の 期 間 は 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。通 常 停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機
解 列 以 前 か ら 徐 々 に 低 下 さ せ る が ，線 源 強 度 評 価 は 崩 壊 熱 評 価 と同様にスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

○計算モデル：円柱線源
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 3 図 に 示 す 。ま た ，式 ① で 算 出 し た 体
積当たりの線源強度を第 2 表に示す。

添付 5.1.5-81.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

1.0E+03線
1.0E+02量

必要 な遮 蔽を 確保 で きる水 位（ 10mSv ／ h）
燃 料 有 効 長 頂 部 の 約 1.7 m 上

率

目 標 線 量 率 （ 10mSv／ h）

1.0E+01（ mSv ／ h ）1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

1.0E-03
燃 料 有 効 長 頂 部 か ら の 水 位 （ m）

第 7図

原子炉水位と炉心燃料及び上部格子板からの線量率

添付 5.1.5-18(4)必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕
崩壊熱除去喪失及び全交流動力電源喪失から放射線の遮蔽維持に

必 要 な 水 位 到 達 ま で の 時 間 を ，「 添 付 資 料 5.1.1」 の 「 原 子 炉 圧 力 上昇による原子炉冷却材蒸発の抑制効果を考慮しない簡易計算」を用いて求めた。
計 算 は 後 述 す る「 添 付 5.1.6」の 評 価 条 件 の 不 確 か さ を 踏 ま え ，原子 炉 停 止 後 12 時 間 後 （ Ｐ Ｏ Ｓ − Ｓと 1 日後（ＰＯＳ−Ａ

原子炉冷温停止への移行状態）

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェル満水への移行状態）の 2 ケースを実施した。
算出条件及び算出結果を第 1 表に示す。
評価より，原子炉停止 1 日後の状態は崩壊熱除去機能喪失時の注
水 ま で の 時 間（ 2 時 間 ），全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 注 水 ま で の 時 間（ 25分）に対して十分であることが分かった。
ま た ， 原 子 炉 停 止 後 12 時 間 後 の 状 態 で は ， 保 守 的 な 「 添 付 資 料
5.1.1」の 簡 易 計 算 を 用 い た 場 合 ，現 場 の 線 量 率 が 目 安 と 考 え る 10mSv／ h を 約 2.9 時 間 後 に 超 え る こ と が 分 か っ た 。

第1表

必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕の算出条件と結果
評価条件

評価結果

原子炉停止後原子炉初期

崩壊熱（MW） 必 要 な 遮 蔽

燃料有効長

崩壊熱除去

全交流動力

の時間（h）

水温（℃）

を確保でき

頂部までの

機能喪失時

電源喪失時

る水位到達

時間余裕（h） の 注 水 ま で

の注水まで

までの時間

の時間（h）の時間（h）

余裕（h）
12 時間（不確かさで確認する感度100

約 22.4

約 3.8 時間

約 5.3 時間

2 時間以内※１

25 分

52

約 18.8

約 4.5 時間

約 6.3 時間

2 時間

25 分

解析ケース）
24 時間（有効性評価で確認するベースケース）※１：水位低下の発生が早まるため，運転員の事象認知が早まる。

添付 5.1.5-19

5.

事故時の退避について
事故発生時の現場作業員の退避について確認した。事象発生時，作業員は，発電長のページングによる退避指示により，現場からの退避を開始し，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1 時間
程 度 で あ る 。ま た ，運 転 員 は ，作 業 員 の 退 避 が 完 了 し た こ と を 確 認 し ，
原子炉注水等の操作を開始する。
一旦避難指示が出ると管理区域内への入域制限が実施されるため，作業員は緊急作業を除き現場の安全性が確認される前に再入域するこ
とはない。

6.

ＲＣＩＣによる注水について
Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ の 設 計 と し て ， 作 動 に は 1.04MPa[gage]以 上 の 原 子 炉 圧 力を必要としており，停止時の原子炉の初期圧力は大気圧程度まで低下しているため，評価においてＲＣＩＣによる注水に期待していない。
ただし，有効性評価で想定しているような原子炉未開放状態において事象進展とともに原子炉の圧力が上昇し，ＲＣＩＣによる注水が可能となることが考えられる。なお，ＲＣＩＣの点検の準備として弁の電源等に隔離操作（アイソレーション）を実施していることも考えられるが，これらの事故時にＲＣＩＣでの注水を必要とした際は，運転員がただちに復旧を実施することが可能であるため，ＲＣＩＣの使用の問題とならない。

7.

まとめ
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失で想定する原子炉停止

1 日後において，必要な遮蔽を確保できる水位を下回ることはない。
ま た ，評 価 条 件 の 不 確 か さ を 考 慮 し て 原 子 炉 停 止 12 時 間 後（ Ｐ Ｏ Ｓ

添付 5.1.5-20

−Ｓ

原子炉冷温停止への移行状態）の状態を想定した場合でも，現場の作業員の退避を考慮しても 4 章で評価した必要な遮蔽を確保できる 水 位 到 達 ま で の 時 間 余 裕 で あ る 約 3.8 時 間 に 比 べ て 十 分 な 時 間 余 裕がある。
以上より，運転員及び作業員が現場にいる間，放射線の遮蔽は維持される。

添付 5.1.5-21

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表

崩壊熱除去機能喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

燃料の崩壊熱評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

約 18.8MW（ANSI/ANS-5.1-1979）（原子炉停止後 1 日）

18.8MW 以下（実績値）

評価条件設定の考え方

停止後の時間については，停止後の時間が短くなるように 1 日後の状態を想定初期条件

添付資料 5.1.6-1

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩
壊熱より小さくなるため，
原子炉水温上昇及び原
子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
逆に原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕が短くなる。原子炉
スクラムによる原子炉停止から 12 時間後（ＰＯＳ−Ｓ 原子炉冷温停止への移行状態）の燃料の崩壊熱によって燃料有効長頂部が露出するまでの時間を評価すると，放射線の遮蔽が維持される最低水位に達するまでの時間は約 3.8 時間，燃料有効長頂部到達までの時間は約 5.3 時間となる。注水
操作（事象開始から 2 時間後）に対して十分な時間が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなることから，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は長くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は長くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

添付資料 5.1.6

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなるため，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が長くなる
ことが考えられるが，原子炉への注水操作は原子約 43℃〜51℃※１
原子炉初期水温52℃
炉水温に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱（実績値）
除去機能喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，
運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，原子炉水位が燃料有効
通常運転水位以上
長頂部まで低下するまでの時間余裕が長くなる
原子炉停止初期の通通常運転水位（セパレータスカー
が，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対常水位付近にある状（セパレータスカート
原子炉初期水位
ト下端から約 122cm〜
応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失によ態を想定
下端から＋126cm）＋132cm）（実績値）
る異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水原子炉停止から 1 日後位の低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水
原子炉初期圧力大気圧
大気圧※２の原子炉圧力を想定
操作は原子炉圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
※ １ ： 過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計
値及び運転停止 1 日後の原子炉水温の実績
値（43℃〜51℃）を踏まえて設定

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (1／ 2)

※２：原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

初
期
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）
の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響
原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原
子炉減圧操作は不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.1.6-2

原子炉圧力容器の状態

原子炉圧力容器未開放

事故事象毎

原子炉圧力容器が未開放状態
での水位を想定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はな
く，運転員等操作時間に与える影響はない。また，
原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作は不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。

燃料の容量

約 800kL

800kL 以上

通常時の軽油貯蔵タンクの管理値を参考に，最確条件を包絡できる条件を設定最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕が大きくなる。また，事象発生直後から最大負荷運転を想定しても燃料は枯渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

−

起因事象

運転中の
残留熱除去系の機能喪失

運転中の残留熱除去系の機能喪失解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

・事象認知前：外部電源がない場合は崩壊熱除去
機能喪失の認知が早まるため，運転員操作の開始時間は早くなる。
・事象認知後：外部電源がある場合は，必要な運転員操作が少なくなるため，運転員操作の完了時間が早くなる。

外部電源がない場合と外部電源がある場合
では，事象進展は同じであることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

事
故
条
件

事象認知まで：外部電源あり
外部電源

事故事象毎
事象認知後
：外部電源なし

機器条件

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (2／ 2)

待機中の残留熱除去系（低圧注水系） 1,605m３／hの注水流量
熱交換器 1 基当残留熱除去系（原 たり 43MW（原子子炉停止時冷却 炉 冷 却 材 温 度
100℃，海水温度系）の除熱量32℃において）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）1 台による原子炉の崩壊熱除去を実施中に，残留熱除去系ポンプの故障等により機能喪失するものとして設定
外部電源喪失が発生すると原子炉保護系電源が喪失し，格納容器隔離信号により格納容器
隔離弁が閉となる。この状態ではインターロックにより残留熱除去系ポンプが起動不可となるため，崩壊熱除去機能喪失を認知可能である。このため，事象発生 1 時間後（1 時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは，事象認知の観点で厳しくなる外部電源がある場合を想定する。事象発生 1 時間以降は，原子炉保護系電源の復旧等，運転員操作に時間を要する外部電源がない場合を想定する

1,605m３／h

低圧注水系の設計値を設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

熱交換器 1 基当たり 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度 32℃において）残留熱除去系の設計値を設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付資料 5.1.6-3

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注
水系）の注水操作

評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の考え方
操作開始条件

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作に要する時
間に，更に時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】評価では，崩壊熱除去機能が喪失していることを，1 時間毎の中央制御室の巡視により確認すると想定している。原子炉水位低下を認知した後に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価上の原
子炉注水操作開始時間に対して，実際の原
子炉注水操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【要員配置】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室での操作のみであり，操作開始
時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
待機中の残留熱除去系ポンプ起動操作及び注入弁の開操作は，制御盤の操作スイッチ
による操作のため，容易な操作である。操作時間は 5 分を想定しており，原子炉水位の低下に対して操作に要する時間は短い。
【他の並列操作の有無】
当該操作を実施する運転員は，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水操作時に他の並列操作はないため，操作時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室における操作は，制御盤の操作スイッチによる容易な操作のため，誤操作
は起こりにくく，誤操作等により操作時間が長くなることは考え難い。

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラ
メータに与える影響

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制
原子炉水位低下を認 され，評価項目となる知した際に原子炉注 パラメータに対する水の必要性を認知す 余裕は大きくなる。なることは容易であり， お，残留熱除去系の機評価では事象発生か 能喪失時には，警報発
ら 2 時間後の原子炉 生により崩壊熱除去
注水操作開始を設定 機能が喪失している
しているが，実際の原 ことを確認し，速やか
子炉注水操作開始時 に注水操作を開始で間は早くなることが きるため，評価項目と考えられ，原子炉水位 なるパラメータの判の回復が早くなる。
断基準に対する余裕
が大きくなるが，本評
価ではこれに期待しないこととする。

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 1 ／ 2 ）操作余裕時間

訓練実績等

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は約 4.6 時間，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は約 6.3 時間であり，これに対して崩壊熱除去機能喪失を認知して注水を開始するまでの時間は 2 時間としていることから，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，
シミュレータにて訓練実績を取得した。
所要時間を 5 分と想定しているところ，訓練実績
では約 4 分である。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中

項目

操
作
条
件

待機中の残
留熱除去系
（原子炉停
止 時 冷 却
系）による
崩壊熱除去
機能復旧

添付資料 5.1.6-4

評 価 条 件 (操 作 条 件 )評価上の評価条件設定の操作開始条件考え方
状況判断，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧
状態維持，原子炉保護系電源の受電操作，待機中残留熱除去系
事象発生か（低圧注水系）
ら 4 時 間 20による原子炉注
分後
水，及び待機中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による
崩壊熱除去機能復旧に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

残留熱除去系（低圧注水系）により，原子炉への注水を実施していることから，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除
去機能復旧には時間余裕（サプレッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 が 1 0 0 ℃ に
到 達 す る の は 事 象 発 生 か ら 約 20.3
時間後）がある。

運転員等操作時間に与える影響−

評価項目となるパラメータに与える影響−

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 2 ／ 2 ）操作時間余裕訓練実績等−

所要時間を 51 分と想定しているところ，訓練実績では，約 38 分である。
想定で意図している運転操作が実施
可能なことを確認した。

添付資料 5.1.7
7 日間における燃料の対応について（運転停止中崩壊熱除去機能喪失）

事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の と して評価する。
時系列
非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１
1,440.4L/h(燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ） ×2 台（ 運 転 台
数 ） ＝ 約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）＝ 約 130.3kL

※１

合計

判定

7 日間の軽油消費量
約 614.3kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7
日間対応可
能

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

添付 5.1.7-1

5.2

全交流動力電源喪失

5.2.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」では，原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失することにより，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉冷却材が蒸発することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下により燃料が露出し燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源を喪失したことによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価としては，代替交流電源からの給電が可能な原子炉への注水機能を有する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，運転員が異常を認知して，常設代替高圧電源装置による電源供給及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を行うことによって，燃料損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことにより原子炉除熱を行う。

5.2-1

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」における機能喪失に対して，燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とする
ため，初期の対策として常設代替高圧電源装置による給電手段及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備する。また，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系による除熱手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 5.2-1 図に，対応手順の概要を第 5.2-2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故対策における設備と手順の関係を第 5.2-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は，初動対応要員 7 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 3 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名である。必要な要員と作業項目について第 5.2-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，初動対応
要員 7 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失の確認
原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転停止による崩壊熱除去機能喪失を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量である。
ｂ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作
非常用ディーゼル発電機の機能喪失が発生したことを確認し，中央制
御室からの遠隔操作により外部電源の受電ができず，非常用母線の電源
5.2-2

回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作を行う。
ｃ．低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
緊急用母線受電操作完了後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水の系統構成を実施する。
ｄ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｅ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転停止により原子炉水温が100℃に到達すると，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｆ．原子炉水位の調整操作
低圧代替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域，ＳＡ燃料域）及び低圧代替注水系
原子炉注水流量等である。
ｇ．常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
5.2-3

ｈ．原子炉保護系母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。
ｉ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却常設代替高圧電源装置による緊急用母線を介した非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を再開する。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転開始を確認するために必要な計装は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
ｊ．使用済燃料プールの冷却操作対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

5.2.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「外部電源喪失＋交流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（ＰＯＳ）
においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有水量及び注水手
段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ−Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェ

ル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のプラント状態も考慮した想定においてもこれら
5.2-4

の評価項目を満足することを確認する。
また，評価条件の不確かさの影響評価として，本重要事故シーケンスにおける運転員等の操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 5.1.1，5.1.2）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第5.2-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器の状態
原子炉圧力容器の未開放時について評価する。原子炉圧力容器の開放時については，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しくなる未開放時の評価に包絡される。

(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５．１−１９７９の式に基づくものとし，また，崩壊熱を厳しく見積もるために，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を用いる。このときの崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，崩壊熱に相当する冷却材の蒸発量は約 27m ３ ／h である。
（添付資料 5.1.3）(c)

原子炉初期水位及び初期水温
事象発生前の原子炉の水位は通常運転水位とし，また，原子炉初期
水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である 52℃と
する。

5.2-5

(d)

原子炉圧力
原子炉の初期圧力は大気圧が維持されているものとする。また，解析上，水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする ※ 。
※：実操作では低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧を実施することとなり，低圧代替注水系(常設）の注水特性に応じて大気圧より高い圧力で注水が開始されることとなる。このため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評価となる。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失す
るものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量は，崩壊熱による蒸発を上回る流量とする。

5.2-6

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備操作は，事象発生 25分後に完了する。

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転は，非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作が必要となるため，事象発生 4 時間 10分後から開始する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの事象進展を第 5.2-2 図に，原子炉水位の推移を
第 5.2-4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.2-5 図に示す。
(a)

事象進展
事象発生後，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失することにより，原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することで原子炉水位は低下し始めるが，事象発生後速やかに全交流動力電
源喪失を判断し，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置による交流電源の供給を開始し，事象発生から 25 分経過した時
点で低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備操作を完了し，原
子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することができる。
5.2-7

事象発生から 4 時間 10 分経過した時点で，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）原子炉圧力容器の除熱を開始することによって，原子炉
水温は低下する。

(b)

評価項目等
原子炉水位は，第 5.2-4 図に示すとおり，蒸発量に応じた注水により通常運転水位付近で維持でき，燃料有効長頂部は冠水を維持する。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.2-6 図に示すとおり，必要な遮蔽を確保できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が確保される水位）※ である燃料有効長頂部の約 1.7m を下回ることがないため，放射線の遮蔽は維持される（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h を下回る）。また，全制御棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保されている。
なお，事象発生前に現場にいた作業員の待避における放射線影響については，現場環境が悪化する前に退避が可能であるため，影響はな
い。
事象発生から 4 時間 10 分経過した時点で，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を再開することにより，安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※：必要な遮蔽の目安は緊急作業時の被ばく限度（100mSv）と比べ，十分余裕のある値であり，かつ施設定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約 3.5mSv／h）を考慮した値（10mSv／h）とする。
この線量率となる水位は，有効燃料長頂部の約 1.7m 上（通常水位から約3.6m 下）の位置である。

5.2-8

（添付資料 5.1.5，5.2.1）

5.2.3

不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系等による崩壊熱除去機能が喪失することが特徴である。また，
不確かさの影響を確認する運転員等操作は，常設代替高圧電源装置による受電，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第5.2-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，原則，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定としていることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩壊熱，事象発生前の原子炉初期水温，原子炉初期水位，原子炉初期圧力及び原子炉圧力容器の状態に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は 18MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原5.2-9

子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなるため，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作や給電操作は原子炉
水温に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位に対して最確条件は通常運転水位以上であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなるが，注水操作や給電操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して，最確条
件も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場
合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，
5.2-10運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして，原子炉圧力容器未開放の場合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，原子炉圧力容器開放状態とした場合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は 18MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原
子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。逆に原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉停止から 12 時間後（ＰＯＳ−Ｓ

原子炉冷温停止への移行状態）の燃料の崩壊熱によって原子炉冷却材温度が 100℃に到達するまでの時間余裕が約 0.9 時間であることに対し，事象発生から 25分経過した時点で低圧代替注水系（常設）による原子炉注水準備操作を完了し，原子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施すること
によって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することができるため，原子炉水位が必要な遮蔽を確保できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が確保される水位）を下回ることはなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
5.2-11

約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなることから，
原子炉冷却材の沸騰開始までの時間余裕が長くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位に対して最確条件は通常水位以上であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなる
ため，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放状態の場合は，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器が開放の場合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

5.2-12

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の常設代替高圧電源装置からの緊急用母線の受電，及び低圧代替注水系（常設）の起動による原子炉注水準備操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後に完了する。運転員等操作時間に与える影響として，常設代替高圧電源装置からの緊急用母線の受電操作について実態の運転操作は，移動及び操作所要時間を合計して約 4 分間であり，評価上の受電完了時間とほぼ同等であり，操作開
始時間に与える影響は小さい。操作条件の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作は，常設代替交流電源設備からの受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影
響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の常設代替高圧電源装置からの緊急用母線の受電，及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作は，運転員操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 5.2.2）

5.2-13

(2)操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の常設代替高圧電源装置からの緊急用母線の受電，及び低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水操作の時間余裕については，原子炉水
位が通常水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時
間は事象発生から約 4.5 時間，通常水位から燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は約 6.3 時間であり，事象発生から 25 分で原子炉注水準備が完了するため，十分な時間余裕を確保できる。
（添付資料 5.2.2）

(3)

まとめ
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，評価条件等の不確かさを考慮しても操作時間に対する十分な時間余裕を確保でき，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間に対して一定の時間余裕がある。

5.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，重大事故等対策時に必要な要員は，「5.2.1(3)である。「6.2

燃料損傷防止対策」に示すとおり 7 名

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明してい5.2-14

る運転員及び災害対策要員の 37 名で対応可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，水源，燃料及び電源は，「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 90m３ 必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ の水を保有している。これにより，水源が枯渇することなく注水継続が可能である。
（添付資料 5.2,3）ｂ．燃料
常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 5.2.4）

ｃ．電源
常設代替交流電源設備の負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として約 4,255kW 必要となるが，常設代替交流電源設備（常設代替
高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
5.2-15

また，蓄電池の容量については，交流電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
（添付資料 5.2.5）

5.2.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」では，原子炉の運転停止
中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系等による崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に対する燃料損傷防止対策としては，初期の対策として，常設代替高圧電源装置による緊急用母線への交流電源の供給手段，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，長期の安定状態に向けた対策として，残留熱除去系による原子炉圧力容器の除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」について有効性評
価を行った。
上記の場合においても，常設代替高圧電源装置による緊急用母線への交流電源の給電，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残留熱除去系による原子炉圧力容器の除熱を実施することにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
5.2-16

重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残留熱除去系による原子炉除熱等の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に対して有効である。

5.2-17

第 5.2-1 表
操作及び確認手

全交流動力電源喪失における重大事故対策について順

全交流動力電源喪失の確認

常設設備
所内常設直流電源設備

5.2-18

・原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。
常設代替高圧電源装置 ・非常用ディーゼル発電機の機能喪失を確認 常設代替高圧電源装置
し，中央制御室からの遠隔操作により外部による緊急用母線受電
電源の受電ができず，非常用母線の電源回操作
復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作を行う。
低圧代替注水系（常設） ・緊急用母線受電操作完了後，低圧代替注水 常設低圧代替注水系ポンプの起動準備操作
系（常設）による原子炉注水の系統構成を 常設代替高圧電源装置実施する。
軽油貯蔵タンク
代替淡水貯槽

常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受電準備操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低
圧状態維持

原子炉水位の調整操作

・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場にて常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により原子炉水温が 100℃に到達して原子炉圧力が上昇したことを確認し，原
子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 弁を開操作する。
・低圧代替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

−

−

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位−−逃がし安全弁（自動減圧機能） −所内常設直流電源設備

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

常設低圧代替注水系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
代替淡水貯槽

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位−【 】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 5.2-1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

原子炉保護系母線の受電操
作
残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）による原子炉冷却

5.2-19
使用済燃料プールの冷却操
作

手

全交流動力電源喪失における重大事故対策について
順

・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
・常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系
母線を受電する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線を介した非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を再開する。
・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
・対応可能な要員にて使用済燃料プールの冷却操作を実施する。

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
−

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク【残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）】
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−−−

原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）
【残留熱除去系系統流量】【残留熱除去系熱交換器入口温度】【残留熱除去系熱交換器出口温度】【残留熱除去系海水系系統流量】

−

−

−
【 】
：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作

第 5.2-2 表
項目
原子炉圧力容器の状態

崩壊熱

主要評価条件（全交流動力電源喪失）(1／2)

主要評価条件
原子炉圧力容器未開放

燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

約18.8MW

崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定と（9×9燃料（A型），原子炉停なるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1サイクルの運転期間（13

※

初期条件

止1日後 ）
原子炉初期水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から+126cm）

5.2-20原子炉初期水温52℃

原子炉初期圧力

大気圧

水源の温度

35℃

起因事象

外部電源喪失事故条件

安全機能の喪失に
対する仮定
外部電源

条件設定の考え方

全交流動力電源喪失

外部電源なしヶ月）に調整運転期間（約1ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
原子炉の運転停止1日後の水位から保守性を持たせた値
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値及び運転停止1日後の原子炉水温の実績値（43℃〜51℃）を踏まえて設定
原子炉の運転停止1日後の実績を設定
原子炉注水による原子炉水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条
件変化を包含する高めの水温を設定
送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとして設定
全ての非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイディーゼル発電機の機能喪失を想定
起因事象として外部電源の喪失を設定※：原子炉停止 1 日後とは全制御棒全挿入からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は全制御棒全挿入完了及び発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラ
ムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.2-2 表
項目

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量主要評価条件（全交流動力電源喪失）(2／2)

主要評価条件

27m３／h

条件設定の考え方

崩壊熱による蒸発量と同等の注水流量を設定

熱交換器1基当たり約
残留熱除去系海水系

43MW（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度32℃に設計値を設定（熱交換器は緊急用海水系と共用）

5.2-21

重大事故等対策に関連する操作条件

おいて）

低圧代替注水系（常設）起動準備操作

事象発生から 25 分後

残留熱除去系（原子炉停止時冷却事象発生から 4 時間 10 分

系）による原子炉除熱

後

常設代替高圧電源装置からの受電後であること，及び低圧代替注水系（常設）の操
作時間を考慮して設定

残留熱除去系の操作時間を考慮して設定

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク

＊

＊

←
＊
代替
循環
冷却系
ポンプ

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

5.2-22

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃタン クロ ー リ

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1

→
→
※2

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←

淡水 貯水 池高圧 代替 注 水系 ポン プ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.2-1 図

全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び残留熱除去系（低圧注水系））

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク

＊

＊

←

→
＊

代替
循環
冷却系
ポンプ

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

5.2-23

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃタン クロ ー リ

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1

→
→
※2

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←

淡水 貯水 池高圧 代替 注 水系 ポン プ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.2-1 図

全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放中・主蒸気隔離弁全閉
・残留熱除去系（Ａ）運転中・残留熱除去系（Ｂ）待機中
・残留熱除去系（Ｃ）点検中
・全ての非常用ディーゼル発電機待機中
・原子炉水位は通常運転水位(解析上の時刻)(0秒)

外部電源喪失※１（13分）

全交流動力電源喪失の確認※２（17分）

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作（24分）

低圧代替注水系（常設）の起動準備操作凡例【有効性評価の対象としていないが，他に取り得る手段】
Ⅰ
低圧代替注水系（常設）と同等の流量は確保できないが，代替循環冷却系及び消火系（ディーゼル駆動）による原子炉注水も実施可能である。
注水開始時間は遅くなるが，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系による原子炉注水も実施可能である。

：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）の作業：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

Ⅱ
緊急用海水系による残留熱除去系の補機冷却も実施可能である。
代替残留熱除去系海水系による残留熱除去系の補機冷却は，残留熱除去系海水系，緊急用海水系に比べて準備に時間を要する。
Ⅲ
電源容量により使用できる設備が限られるが，常設代替交流電源設備が使用できない場合は可搬型代
替交流電源設備により受電する。
作業員の退避※３

交流電源の回復操作

可搬型代替交流電源設備による受電操作

使用済燃料プール冷却操作

Ⅲ

5.2-24（約1.1時間）

原子炉水温100℃到達
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持※４

低圧代替注水系（常設）以外による原子炉注水・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
・代替循環冷却系による原子炉注水・消火系（ディーゼル駆動ポンプ）による原子炉注水

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
Ⅰ

原子炉水位の調整操作※５

原子炉保護系母線の受電操作（4時間10分）残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却※６
Ⅱ
残留熱除去系海水系以外による残留熱除去系の補機冷却・緊急用海水系による残留熱除去系の補機冷却・代替残留熱除去系海水系による残留熱除去系の補機冷却※１：起因事象として，外部電源が喪失するものとする。
※２：原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）「全閉」※３：現場作業員は，発電長のページングによる退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1時間程度である。
※４：実操作においては，作業員の退避後に操作を実施するが，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，原子炉水温が 100℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷却を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。

※５：蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。
※６：常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を再開する。

第 5.2-2 図

全交流動力電源喪失時の対応手順の概要

停止中の全交流動力電源喪失

経過時間（時間）
0

1

2

3

4

5

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

発電長

1人

事象発生
約 10 分

中央監視
運転操作指揮

状況判断

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)運転員(現場)

重大事故等対応要員
（現場）

1人
A

−

−

約 1.1 時間

●外部電源喪失の確認

10 分●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）1分●非常用ディーゼル発電機等の手動起動操作（失敗）2分

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

【1人】
A

−

−

低圧代替注水系（常設）の起
動準備操作

【1人】
A

−

−

【1人】
A

−

−

●非常用母線受電準備

−

2人
B，C

−

●非常用母線受電準備

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態
維持

【1人】
A

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放操作

原子炉水位の調整操作

【1人】
A

−

−

●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

5.2-25

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

原子炉保護系母線の受電操作【1人】
A

原子炉水温 100℃到達●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗確認−

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作−●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線受電操作

4分●原子炉注水，格納容器スプレイ及び原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作●低圧代替注水系（常設）による原子炉注水 系統構成

−

4分
3分
35 分
70 分
1分

原子炉水位を通常運転水位付近に維持●常設代替高圧電源装置3台追加起動操作

8分●非常用母線受電

5分

−

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧準備操作

−

【2人】
B，C

−

●原子炉保護系母線の復旧操作

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧操作

10 分
85 分
40 分
6分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動準備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却

【1人】
A

−

−

使用済燃料プールの冷却操作

−

−

−

交流電源の回復操作

−

−

−

適宜実施

使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合
でも，プール水温度が80℃に到達するまでには1日以上の時 間余裕があるため，本操作は対応可能な要員にて実施する。

●使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない
対応可能な要員 にて実施●非常用ディーゼル発電機の機能回復●外部電源の機能回復

合計

1人
A

2人
B，C

残留熱除去系（Ａ）
4分●残留熱除去系海水系の起動操作●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転による原子炉状態監視

必要人員数

4 時間 10 分
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始

24 分 低圧代替注水系（常設）準備完了【1人】
A

全交流動力電源喪失の確認

プラント状況判断

13 分 全交流動力電源喪失の確認

操作の内容

操作項目

−

第 5.2-3 図

全交流動力電源喪失時の作業と所要時間

沸騰開始（約 1.1 時間後）までに注水準備が完了するため，通常運転水位を維持できる

第5.2-4図

全交流電源喪失における原子炉水位の変化

5.2-26

第 5.2-5 図

原子炉水位と線量率

5.2-27

添付資料 5.2.1
安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

運転停止中の全交流動力電源喪失時の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠
水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，常設代替高圧電源装置により非常用母線への交流電源の供給を開始した後，低圧代替注水系（常設）により原
子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することにより，炉心の冷却が維持される。
その後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行することができ，原子炉安定停止
状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の更なる除熱が可能となる。

添付 5.2.1-1

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表

全交流動力電源喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

燃料の崩壊熱評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

約 18.8MW（ANSI/ANS-5.1-1979）（原子炉停止後 1 日）

18MW 以下（実績値）

評価条件設定の考え方

停止後の時間について
は，停止後の時間が短くなるように 1 日後の状態を想定

評価項目となるパラメータに与える影響

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉水温の上昇は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱より小さくなるため，原子炉
水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。逆に原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉停止から 12 時間後（ＰＯＳ−Ｓ 原子炉冷温停止への移行状態）の燃料の崩壊熱によって原子炉冷却材温度が 100℃に到達するまでの時間余
裕が約 0.9 時間であることに対し，事象発生から 25 分経過した時点で低圧代替注
水系（常設）を起動し，原子炉注水準備操作を行い原子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することができるため，原子炉水位が必要
な遮蔽を確保できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が確保される水位）を下回ることはなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

初期条件

添付 5.2.2-1

運転員等の操作時間に与える影響

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなることから，原
子炉冷却材の沸騰開始までの時間余裕が長くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より高くなるため，燃料有
効長頂部まで水位が低下する時間は長くなることから，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。

添付資料 5.2.2

最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水温より低くなるため，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作や給電操※１
約 43℃〜51℃
作は原子炉水温に応じた対応をとるものでは
原子炉初期水温
52℃（実績値）
なく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。
最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水位より高くなるため，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなるが，注水
原子炉停止初期の通常水操作や給電操作は原子炉水位に応じた対応を
原子炉初期水位
通常運転水位通常運転水位以上
位付近にある状態を想定とるものではなく，全交流動力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
※ １ ： 過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 全 制 御 棒 全 挿 入 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値及び運転停止 1 日後の原子炉水温の実績値（43℃〜51℃）を踏まえて設定

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (1／ 3)

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期圧力

添付 5.2.2-2

原子炉圧力容器の状態評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件

大気圧

原子炉圧力容器未開放

最確条件

大気圧※２

事故事象毎

初
期
条
件

外部水源の温度

外部水源の容量

燃料の容量

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (2／ 3)

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

原子炉停止から 1 日後の原子炉圧力を想定

最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，注水操作や給電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動
力電源の喪失による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合
は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下
速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

炉心の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影
響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価条件となるパラメータに与える影響は小さい。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温度よりも低くなる可能性があるため，原子炉注水後の原子炉水位低下速度が遅くなることが考えられるが，常設
代替高圧電源装置からの給電操作や原子炉への注水操作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源による異常の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温度よりも低くなる可能性があるため，原子炉注水後の原子炉水位低下速度が遅くなることが考えられるが，その影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
い。

35℃

35℃以下

原子炉注水による原子炉水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

約 9,300m３

9,300m３ 以 上（淡水貯水池:4300m３ ＋ 代 替 淡 水
貯 槽 :5000m３ ）淡水貯水池及び代替淡水貯槽の管理下限値を設定最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影はない。

−

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設定最確条件とした場合には，解析条件よりも燃料容量の余裕が大きくなる。また，事象発生直後から最大負荷運転を想定しても燃料は枯渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

−

約 800kL

軽油貯蔵タンク:
800kL※２：原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目
起因事象

事
故
条
件

添付 5.2.2-3

機
器
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

外部電源喪失外部電源喪失起因事象として外部電源喪失が発生するものとして設定

運転員等の操作時間に与える影響

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (3／ 3)
評価項目となるパラメータに与える影響

最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

安全機能の喪失に対する仮定

非常用交流電源喪失

非常用交流電源喪失

外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機が機能喪失するものとして設定

外部電源

外部電源なし事故事象毎

起因事象として，外部電源が喪失することを想定

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

低圧代替注水系（常設）の流量27m３／h27m３／h

崩壊熱による蒸発量と同等の注水流量を設定

最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード系）

熱交換器 1 基当たり約43MW（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当たり約43MW（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃
において）残留熱除去系の設計値として設定最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

第 2表
項目

添付 5.2.2-4

操
作
条
件

常設代替高圧電源装置からの受電及び低圧代替
注水系（常設）による原子炉注
水準備

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の
操作開始
考え方
条件

低圧代替
注水系（常
設）による
原子炉注
水準備：事
象発生か
ら 25 分後

状況判断，全交流動
力電源喪失の判断，
常設代替高圧電源装
置からの受電，及び低圧代替注水系（常設）の準備操作に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】中央制御室にて外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機等の電源回復ができない場合，早期の電源回復不可と判断し，これにより常設代替高圧電源装
置からの受電，及び低圧代替注水系（常設）の準備を開始する手順としている。
事象判断の時間として 10 分を想定しており，全交流動力電源喪失時に交流電源及び注水手段の確保の必要性を認知することは容易であることから，認知遅れにより操作時間に与える影響はない。
【要員配置】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることか
ら，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
操作所要時間は 1 分単位で設定しており，実際の操作時間は解析上の想定時間よりも早くなることから，操作開始
時間に与える影響はない。
【他の並列操作の有無】
当該操作に対応する運転員に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
操作装置による簡単な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作
等により操作時間が長くなる可能性は低い。

運転員等操作時間に与える影響

低圧代替注水系（常設）の起動操作は，常設代替交流電源
設備からの受電操作と同時に実施するため，受電操作の影響を受けるが，実際の操作時間が解析上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開
始時間に与える影響は小さい。

評価項目となるパラメータに与える
影響

操作時間余裕

訓練実績等

実際の操作開始時
間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項
目となるパラメー
タに与える影響は小さい。

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は 4.6 時間，通常水位から燃料有効
長頂部まで低下す
るまでの時間は約
6.3 時間であり，これに対して全交
流動力電源喪失を認知して注水準備を完了するまでの
時間は 25 分であることから，時間余裕がある。

常設代替交流電源
設備からの受電操
作は，所要時間を
4 分と想定しているところ，訓練実
績では約 4 分である。
また，低圧代替注
水系（常設）の操
作は，所要時間を
3 分と想定しているところ，訓練実
績では約 3 分である。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認
した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評 価 条 件 (操 作 条 件 )

項目

操
作
条
件

残 留 熱 除 去系（ 原 子 炉 停止時冷却系）
運転操作

添付 5.2.2-5

評価上の
操作開始
条件

評価条件設定の考え方

事 象 発 生から 4 時間
10 分 後状 況 判 断 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の
判 断 ，及 び 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置
か ら の 受 電 ，常 設 代 替 高 圧 電 源 装
置による非常用母線の受電準備
操 作 ，逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能）による原子炉の低圧状態維
持 ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よる 原 子 炉 注 水 操 作 ，常 設 代 替 高 圧電源装置による非常用母線の受
電 操 作 ，原 子 炉 保 護 系 母 線 の 受 電
操 作 ，及 び 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉
停 止 時 冷 却 系 ）運 転 操 作 に 要 す る
時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転操作までの時間は，事
象 発 生 か ら 約 3 時 間 55
分あり，十分な時間余
裕がある

運転員等操
作時間に与
える影響

−

評価項目となるパラメータに与える影響−操作時間余裕

訓練実績等−

中央制御室における操作のため，
シミュレータにて訓練実績を取得した。
所要時間を 10 分で想定しているところ，訓練では
約 8 分で実施可能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認した。

添付資料 5.2.3
7 日間における水源の対応について（運転停止中1.

全交流動力電源喪失）

水源に関する評価①淡水源（有効水量）
・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 約 4,300m ３・淡水貯水池2.

： 約 5,000m ３（ 約 2,500m ３ ×2 基 ）水使用パターン①

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
事 象 発 生 1.1 時 間 後 ， 崩 壊 熱 に 相 当 す る 流 量 （ 最 大 約 27m ３ ／ h）

で，代替淡水貯槽を水源とした低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
残留熱除去系による原子炉注水が開始される事象発生後約 4 時
間 10 分 後 ，低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 を 停 止 す る 。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
事 象 発 生 後 4 時 間 10 分 ま で に 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の運転を再開し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 90m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ， 7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 90m ３ 必 要 と な
添付 5.2.3-1

る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 合 計 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約 5,000m ３の水を保有することから必要水量を確保可能であり，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 5.2.3-2

添付資料 5.2.4
7 日間における燃料の対応について（運転停止中全交流動力電源喪失）

事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の と して評価する。
時系列

合計

常設代替高圧電源装置 5 台起動
7 日間の軽（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
油消費量420.0L/h(燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ）×5 台（ 運 転 台 数 ）
約 352.8kL＝ 約 352.8kL

添付 5.2.4-1

判定
軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7
日間対応可
能

添付資料 5.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中主要負荷リスト【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】

起動順序

①
②
③

④

⑤

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮

全交流動力電源喪失）

負荷容量
(kW)

主要機器名称

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続運
転負荷容量
(kW)

124.3

59.6

544.0
734.0

249.6
439.6

875.9

828.8

1,165.8

1,141.9

1,446.4

1,228.8

1,808.7

1,446.5

緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器 盤
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ※1
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ａ・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ａ・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 盤 ２ Ｂ
・非常用照明・ 120V Ａ Ｃ 計 装 用 電 源 ２ Ｂ・その他負荷非常用ガス再循環系ファン
非常用ガス処理系ファン
その他負荷
停止負荷

35.9
71.2
102.1
103.9
55.0
7.5
78.7
− 54.3中央制御室空調ファン
中央制御室非常用循環ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷

45.1
7.5
165.1
7.5
153.0

2,026.5

1,607.0

原子炉保護系電源装置 ２Ａ
原子炉保護系電源装置 ２Ｂ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
緊急用海水ポンプ
その他
代替燃料プール冷却系ポンプ

45.1
45.1
871.0
871.0
651.1
2.2

1,932.8

1,697.2

2,894.2
3,765.2

2,568.2
3,439.2

4,863.6

4,092.5− 380―

3,712.5

5,048.7

4,232.5

4,312.0

4,254.5

24.0
35.6
190.0
190.0
47.1
89.0
28.6
224.5

510.0
10.0
22.0

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ ２

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ３

⑫

5,000

⑭
⑮

⑬
4,000

3,000

最大負荷容量5,048.7kW⑪
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ ２⑩

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ３
2,000

1,000

⑦

③
②

⑧

⑨

⑥
⑤
④
経 過 時 間 (ｈ )

①
0

▲
1
常設代替高圧電源装置 2 台
起動▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※４3412常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ※１：常設低圧代替注水系ポンプ 1 台でも崩壊熱による蒸発を上回る注水流量を確保可能※ ２ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）※ ３ ： 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80%の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）※４：非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する

添付 5.2.5-1

5.3

原子炉冷却材の流出

5.3.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，燃料損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，③「原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，④「原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」では，運転停止中に原
子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の漏えいが発生し，崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉冷却材の流出及び燃料の崩壊熱による蒸発に伴い原子炉冷却材の保有水量が減少
し，燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材の漏えいによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，運転停止中における燃料損傷防止対策の有効性評価としては，注水機能に対する重大事故等対処
設備に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水や，原子炉圧力容器からの原子炉冷却材流出の停止
5.3-1

を行うことで必要量の原子炉冷却材を確保することによって，燃料損傷の防止を図る。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転により最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，原子炉除熱を行う。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，燃料が著し
い損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，残留熱除去
系による原子炉注水手段及び運転員による原子炉冷却材流出の停止手段を整備する。これらの対策の概略系統図を第 5.3-1 図に，対応手順の概要を
第 5.3-2 図に，重要事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第 5.3-1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて，必要な要員は初動対応要員 7 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 3 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名である。必要な要員と作業項目について第 5.3-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員を確認した結果，初動対応要員 7 名で対処可能である。
ａ．原子炉冷却材流出の確認
原子炉水位の低下及びサプレッション・プールの水位の上昇を，1 時
間毎の中央制御室の巡視により確認する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への原子炉冷却材流出を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。

5.3-2

ｂ．待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
原子炉冷却材流出により低下した原子炉水位を回復するため，中央制
御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）で待機中の残留熱除去系ポンプを起動し，原子炉注水を実施する。これにより，原子炉
水位は回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）の起動確認に必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。

ｃ．原子炉冷却材漏えい箇所の隔離
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から漏えいしている箇所の隔離を行うことで，原子炉冷却材流出が停止することを確認する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への原子炉冷却材流出停止を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域，燃料域）等である。

5.3.2 燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，事象認知までに要する時間（点検作業に伴う原子炉冷却材の流出事象は認知が容易）
や原子炉冷却材の流出の観点から，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である ※ 。
残留熱除去系は通常，2 系統あるうち 1 系統を用いて崩壊熱除去を実施しており，作業や点検等に伴い運転号機の切替を実施する場合がある。運転号機の切替に当たって，原子炉冷却材が系外に流出しないように系統構成を十分に確認して行うが，操作の誤り等によって原子炉冷却材が系外に5.3-3

流出する事象を想定している。
「ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ」は原子炉冷却材流出事象発生時の認知が他の作業等よりも困難な事象であり，原子炉水位が通常運転水位であるプラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）を想定することにより，時間余裕の観点においても最も厳しい想定となる。なお，原子炉水位が通常運転水位の場合は原子炉水位（広帯域，燃料域）による警報や緩和設備の自動起動に期待できることも考えられるが，評価上これらに期待しない場合でも評価項目を満足することを確認することにより，運転停止中の他のプラント状態においても評価項目を満足できる。
本重要事故シーケンスでは，操作の誤り等による原子炉冷却材の系外流出により原子炉水位が低下するが，燃料有効長頂部の冠水及び未臨界を維持できることを評価する。さらに，原子炉水位が放射線の遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，本重要事故シーケ
ンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
※：ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の原子炉冷却材流出事象と比べて流出量が大きい（付録１
Ａ）について別添

東海第二発電所

確率論的リスク評価（ＰＲ添付資料 3.1.2.3-13 ＬＯＣＡにおける時間余裕の評価について）（添付資料 5.3.1，5.3.2）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.3-2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
5.3-4

特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器の状態
原子炉圧力容器の未開放時について評価する。原子炉圧力容器の開放時については，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しくなる未開放時の評価に包絡される。なお，原子炉未開放時においては原
子炉水位による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，本評価ではこれらに期待しないこととする。

(b)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温
事象発生前の原子炉の初期水位は通常運転水位とする。また，原子炉初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である
52℃とする。

ｂ．事故条件(a)

原子炉冷却材のサプレッション・プールへの流出流量
残留熱除去系の運転号機の切替時の原子炉冷却材流出を想定する。
具体的には，待機側の残留熱除去系の系統構成の際，原子炉停止時冷却系流量調整弁の開操作が不十分な状態で残留熱除去系ポンプを起動することにより，残留熱除去系ポンプミニマムフロー弁がインターロックにより自動開となり，開固着することによって原子炉冷却材がサプレッション・プールへ流出することを想定し，流出流量は 45m ３ ／h
とする。

(b)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発について
本評価事象では原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定しており，崩壊5.3-5熱除去機能は維持されていることから，崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発については考慮しない。
(c)

外部電源
外部電源は使用できるものと仮定する。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の取水ラインの格納容器隔離弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，外部電源がある場合の方が，原子炉冷却材流出の観点で厳しくなる。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／hを設定するものとする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は，原子炉水位低下
確認後，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。また，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）からの漏えい箇所の隔離は，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉水位の回復後に実施する。
（添付資料 5.3.2）(3)

有効性評価の結果
5.3-6

本重要事故シーケンスの事象進展を第 5.3-2 図に，原子炉水位の推移を
第 5.3-4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.3-5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，原子炉冷却材が流出することにより，原子炉水位は低下し始めるが，原子炉水位の低下により異常事象を認知し，事象発生から2 時間経過した時点で，待機中の残留熱除去系ポンプを起動し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行う。
その後は原子炉冷却材の漏えい個所を隔離することによって流出を止め，また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転により崩壊熱除去機能を回復する。
原子炉圧力容器は未開放であり，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が維持される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m を下回ることがないため，放射線の遮蔽は維持される。
※：必要な遮蔽の目安は緊急時の被ばく限度（100mSv）と比べ，十分余裕のある値 10mSv／h とする。この線量率となる水位は燃料有効長頂部の約 1.7m
上（通常運転水位から約 3.6m 下）である。

ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.3-4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 2.1m
上まで低下するにとどまり，燃料は冠水維持される。
原子炉水位が燃料有効長頂部の約 2.1m 上の場合の線量率は約 2mSv／h
であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低い値であることから，放射線の遮蔽は維持されている。
また，全制御棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保され
ている。
5.3-7

原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による崩壊熱除去機能を回復することで，安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※：必要な遮蔽の目安は緊急作業時の被ばく限度（100mSv）と比べ，十分余裕のある値であり，かつ施設定期検査作業での原子炉建屋最上階における原子炉建屋現場作業の実績値（約 3.5mSv／h）を考慮した値（10mSv／h）とする。この線量率となる水位は，有効燃料長頂部の約 1.7m 上（通常水位から約 3.6m 下）の位置である。

（添付資料 5.1.5，添付資料 5.3.3）

5.3.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する
ものとする。
本重要事故シーケンスは，事象進展が緩やかであり，運転員等操作である
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）により，水位を回復させることが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第5.3-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を確認する。また，評価条件の設定に当たっては，原5.3-8

則，評価項目に対する余裕が小さくなるような設定としていることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる事象発生前の原子
炉初期水温，原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態，並びに原子炉
初期圧力に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなるため，時間余裕が長くなることが考えられるが，原子炉冷却材流出の停止及び注入操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態については，
評価条件として設定した通常運転水位かつ原子炉圧力容器が閉鎖状態
に対し，最確条件は事故事象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態
で，原子炉ウェル満水期間及び原子炉ウェル満水への移行期間，かつプールゲートが閉状態の場合においては，評価条件よりも原子炉初期
水位が高くなるため時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原
子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなるが，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転5.3-9

員等操作時間に与える影響はない。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 43℃〜51℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした
場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より低くなることから，
原子炉水位の回復は早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態は，評価条件の通常運転水位及び原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事
象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子
炉ウェル満水又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプールゲート
が閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，Ｒ
ＨＲ切替時のＬＯＣＡにより遮蔽が維持される水位まで原子炉水位が低下するまでの時間は約 18.4 時間となり，評価条件に比べて時間余裕が長くなる。また，プールゲートが開状態の場合は更に時間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

5.3-10ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要員が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作は，評価上の操作開始条件として，事象発生から 2 時間後を設定している。
運転員等操作時間に与える影響として，原子炉水位の低下を確認した
際に原子炉注水の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の原子炉注水操作開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確認による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉
注水操作を実施するため，その開始時刻は早くなると考えられる。
操作条件の原子炉冷却材流出の停止操作は，操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作の開始時間が早くなることに伴い，当操作の開始時間が早くなる場合が考えられる。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，原子炉注水の開始が早くなる場
合は原子炉水位低下が抑制され，評価項目となるパラメータに与える
余裕は大きくなる。
操作条件の原子炉冷却材流出の停止操作は，運転員等操作時間に与5.3-11

える影響として，原子炉冷却材流出の停止操作が早くなる場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 5.3.4）(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内で操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の注水操作について，
当該操作に対する時間余裕は，必要な遮蔽が確保される最低水位に到達するまでに約 2.3 時間あり，これに対して，事故を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2 時間であることから，時間余裕がある。
操作条件の原子炉冷却材流出の停止操作について，残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時間余裕がある。
（添付資料 5.3.4）

(3)

まとめ
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。その結果，評価条件等の不確かさを考慮しても操作時間に与える十分な時間余裕を確保でき，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認でき
5.3-12

る範囲内において，操作時間に対して一定の時間余裕がある。

5.3.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において重大事故等対策時に必要な要員は，「5.3.1(3)ある。「6.2

燃料損傷防止対策」に示すとおり 7 名で重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している

運転員及び災害対策要員の 37 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，必要な水源，
燃料及び電源は，「6.1.2(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。

その結果を以下に示す。
ａ．水源
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水については，必要な注水量が少なく，また，サプレッション・プール水を水源とすることから，水源が枯渇することはないため，7 日間の対応が可能である。

ｂ．燃料
外部電源の喪失は想定していないが，燃料評価上は外部電源が喪失し非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイディーゼル発電機から電源供給することを想定する。非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に
約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7日間の運転継続に約 130.3kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約5.3-13800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 5.3.5）

ｃ．電源
本重要事故シーケンスの評価では外部電源の喪失は想定していないが，仮に外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を想定した場合においても，重大事故等対策時に必要な負荷は，非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，電源供給が可能である。

5.3.5

結論

事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」では，残留熱除去系の運転号機の切替時の操作誤り等によって原子炉冷却材が系外に流出することで原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，燃料損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に対する炉心損傷防止対策としては，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の重要事故シーケンス「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」
について，有効性評価を実施した。
上記の場合においても，残留熱除去系による原子炉注水を行うことにより，燃料は露出することなく燃料有効長頂部は冠水しているため，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽の維持及び制御棒の全挿
5.3-14

入状態が維持されており未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，残留熱除去系による原子炉注水等の燃料損傷防止対策は，
重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグ
ループ「原子炉冷却材の流出」に対して有効である。

5.3-15

第 5.3-1 表

原子炉冷却材の流出時における重大事故等対策について
重大事故等対処設備

操作及び確認手順
常設設備

原子炉冷却材流出の確認

・原子炉水位の低下及びサプレッション・プール

−

可搬型設備
−

計装設備
原子炉水位（広帯域，燃料域）の水位の上昇を，1 時間毎の中央制御室の巡視

原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）

により確認する。

サプレッション・プール水位

待機中残留熱除去系（低圧注水 ・原子炉冷却材流出により低下した原子炉水位を【残留熱除去−原子炉水位（広帯域，燃料域）系）による原子炉注水回復するため，中央制御室からの遠隔操作によ系（低圧注水

原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）

り残留熱除去系（低圧注水系）で待機中の残留系）】【残留熱除去系系統流量】

5.3-16

熱除去系ポンプを起動し，原子炉注水を実施する。これにより，原子炉水位は回復する。
原子炉冷却材漏えい箇所の隔離・原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から漏えいしている箇所の隔離を行うことで，−−原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）

原子炉冷却材流出が停止することを確認する。
【 】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

第 5.3-2 表
項目
原子炉圧力容器の状態

主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（1／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

原子炉圧力容器未開放
原子炉水位が遮蔽水位に到達するまでの時間余裕の観点から最も厳しくなる，原子炉圧力容器が未開放，かつ原子炉水位が通常水位の状態を想定

初期条件

5.3-17原子炉の初期水位

通常運転水位（セパレータスカート下端
から+126cm）原子炉の初期水温52℃

原子炉の初期圧力

大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

45m３／h

残留熱除去系のミニマムフローラインの設計流量を設定

原子炉冷却材のサプレッション・チェンバへの流出量

事故条件

崩壊熱による原子炉水温の

原子炉水温の上昇及び蒸発

上昇及び蒸発は発生しない

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値及び運転停止1日後の原子炉水温の実績値（43℃〜51℃）を踏まえて設定

原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定している。このため，崩壊熱除去機能は喪失しないことから，
原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止

外部電源

外部電源あり時冷却系）の取水ラインの弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，
原子炉冷却材流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

第 5.3-2 表
項目主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（2／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注 1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

水流量

5.3-18

重大事故等対策に関連する操作条件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

原子炉冷却材流出の停止

事象発生から 2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定−

残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕がある

①待 機中 残 留熱 除去 系 の系 統
構成 の際 ， 原子 炉停 止 時冷却系 流量 調 整弁 の開 操 作が不十 分な 状 態で 残留 熱 除去
系ポ ンプ を 起動 する

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却系
ポンプ

5.3-19↑タン クロ ー リ→→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ←

海↑
可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 5.3-1 図

↑
海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

→
※2

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

代替 淡水 貯 槽

②原 子炉 停 止時 冷却 系 流量 調
整弁 の開 度 不足 によ り ，原子炉 への 注 水量 が十 分 ではない ため ， ミニ マム フ ロー
弁が イン タ ーロ ック に より
自動 開と な り， 開固 着 すること で原 子 炉冷 却材 が サプ
レッ ショ ン ・プ ール へ 流出する

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉冷却材流出）

淡水 貯水 池

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却系
ポンプ

5.3-20↑タン クロ ー リ→→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

←

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

→
※2

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←

淡水 貯水 池高圧 代替 注 水系 ポン プ

第 5.3-1 図

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（残留熱除去系（低圧注水系））

非常 用デ ィ ーゼル発電機等
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ
軽油 貯蔵タンク

←

耐圧 強化
ベン ト系

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

5.3-21タン クロ ー リ→→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
Ｂ， Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→←→
残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ Ｃ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

※1
※2

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

※1

→
※2

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プＡ ，Ｃ→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
高圧 代替 注 水系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽
漏えい箇所隔離のた め閉 操 作（ 中央制 御室 操 作）

第 5.3-1 図 原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（漏えいの隔離操作及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

淡水 貯水 池

プラ ント 前 提条件・原 子炉 の 運転停止 1 日後
・原 子炉 圧 力容器未開放
・格 納容 器 開放中・主 蒸気 隔 離弁全閉
・残 留熱 除 去系（Ａ）運転中
・残 留熱 除 去系（Ｂ）待機中
・残 留熱 除 去系（Ｃ）点検中
・原 子炉 水 位は通常運転水位

凡例： 操 作・ 確認 （ 運転 員）： プ ラン ト状 態 （解 析）：判断： 操 作及 び判 断： 解 析上 考慮 し ない 操作： 重 大事 故等 対 応要 員（ 現 場） の作 業
： 運 転員 と重 大 事故 等対 応 要員 （現 場） の 共同 作業

運転中残留熱除去系（原子炉停止時冷却 系） の停止操作

待機中残留熱除去系を原子炉停止時冷却 系へ
系統構成

待機中残留熱除去系（原子炉停止時冷却 系） の起動操作

(解析上の時刻) 待機中の残留熱除去系ポンプ起動時に，ミニ マム(0秒)
フローラインからサプレッション・プールへ の原
子炉冷却材流出による原子炉水位低下開 始停止 した 残 留熱 除去 系 を低 圧 注水 系に
系統 構成

※１

（約1時間）

原子炉冷却材流出の確認 ※ ２（2時間）

待機中残留熱除去系（低圧注水系）に よ る
原子炉注水操作 ※ ３ ， ４（約2.1時間）

原子炉水位回復，原子炉安定停止状態 確 認 ※ ６

原子炉冷却材流出箇所の隔離操作 ※ ７

作業 員の 退 避 ※ ５

待機 中残 留 熱除 去系（ 低圧 注水 系 ）以 外 によ る原 子 炉注 水・低 圧代 替 注水 系（ 常 設） に よる 原子 炉 注水・可 搬 型代 替 注 水大 型 ポン プ を用 い た低 圧代 替 注水 系 による 原子 炉 注水・代 替循 環 冷却 系に よ る原 子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉 注水・補 給水 系 によ る原 子 炉注 水

サプレッション・プールへの原子炉冷 却 材流出停止により，原子炉水位の低下停 止

残留 熱除 去 系海 水系 以 外に よ る残 留熱 除 去系 の補 機 冷却・緊 急用 海 水系 によ る 残留 熱 除去 系の 補 機冷 却
・代 替残 留 熱除 去系 海 水系 に よる 残留 熱 除去 系の 補 機冷 却

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） に よる
原子炉冷却 ※ ８

【有 効性 評 価の 対象 と して い ない が他 に 取り 得る 手 段】

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に より 冷却を継続し，機能喪失している設備の復旧 に努 める

ⅠⅡⅠ
待機 中残 留 熱除 去系（低 圧 注水 系）と同 等の 流量 は 確保 でき な いが ，
低圧 代替 注 水系（常 設），可 搬型 代替 注 水 大型 ポン プ を用 いた 低 圧代 替
注水 系に よ る原 子炉 注 水， 代 替循 環冷 却 系， 消火 系 及び 補給 水 系に よる原 子炉 注 水も 実施 可 能で あ る。
Ⅱ
緊急 用海 水 系に よる 残 留熱 除 去系 熱交 換 器へ の海 水 通水 も実 施 可能
であ る。
代替 残留 熱 除去 系海 水 系に よ る残 留熱 除 去系 熱交 換 器へ の海 水 通水は，残 留 熱除 去 系海 水系 ，緊 急用 海 水系 に比 べて 準 備に 時間 を 要す る。

※１ ： 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号 機 の 切替 時 ， 原子 炉 停 止時 冷却 系 流 量調 整 弁 の開 度 が 不十 分 な状 態 で待 機 中 の残留熱除去系ポンプを起動することにより，ミニ マム フ ロー 弁が 自 動開 と なり ，開固 着 する こと で 原子 炉冷 却 材が サ プレ ッシ ョ ン・
プールに流出することを想定する（原子炉冷 却材 流 出は 45m ３ ／h，原子 炉 水位 の低 下速 度は 1.5m／ h）。実際 は，残 留熱 除去 系（ 原
子炉停止時冷却系）の運転号機の切替後にプ ラ ン ト状 態 （ 原子 炉 水 位， 原 子 炉水 温等 ） を 確認 す る ため ， 早 期に 原 子 炉冷 却材 の流出を確認することができる。
※２ ：原子炉水位の低下及びサプレッション・プー ル水 位の 上 昇を ，1時間 毎 の中 央制 御室 の 巡視 によ り 確認 す る。
※３ ：実操作においては，作業員の退避後に操作を 実施 する 。
※４ ：注水前の原子炉水位は燃料有効長頂部＋2.1m（原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） −2.4m） と なる 。
※５ ： 現場作業員は，発電長のページングによる退避 指 示 を確 認 後 ，退 避 す る。 なお ， 全 ての 現 場 作業 員 の 退避 が 完了 す るま で の 時間
は，1時間程度である。
※６ ：中央制御室において，原子炉水位（広帯域， 燃料 域） 等 によ り 原子 炉水 位 の回 復を 確 認す る。
※７ ：残留熱除去系（低圧注水系）により原子炉水 位を 維持 し た状 態 での 操作 で ある ため ， 十分 な時 間 余裕 が ある 。
※８ ：残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉 状態 にす る 。

第 5.3-2 図事故シーケンスグループ｢原子炉冷却材の流出｣の対応手順の概要

5.3-22

原子炉冷却材の流出
経過時間（時間）
-1

0

1

2

3

4

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員
責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮操作項目

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転
号機の切替

状況判断

5.3-23

待 機 中 残留 熱 除去 系
（低圧注水系）による
原子炉注水

原子炉冷却材
流出箇所の隔離
必要要員数

合計

事象発生

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡

約1時間

操作の内容

2時間

運転員
(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

−

2人
B，C

−

●運転中残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作

1人
A

−

−

●運転中残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作

【1人】
A

−

−

●待機中残留熱除去系を原子炉停止時冷却系へ系統構成／起動操
作

−

【2人】
B，C

−

●停止した残留熱除去系を低圧注水系へ系統構成

【1人】
A

−

−

●停止した残留熱除去系を低圧注水系への系統構成

【1人】
A

−

−

●原子炉冷却材流出の確認

【1人】
A

−

−

●原子炉水位，温度監視

45 分
9分
残留熱除去系（Ｂ）

20 分
45 分
7分

残留熱除去系（Ａ）

10 分
適宜監視

●待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水−

待機側の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始
及び原子炉冷却材流出の原因調査／隔離操作開始

約2.1時間 原子炉水位回復，原子炉安定停止状態確認

運転員(中央制御室)【1人】
A

原子炉水位の低下を確認

5分
残留熱除去系（Ａ）

−

【1人】
A

−

−

1人
A

2人
B，C

0人

●待機中残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の調整操作

原子炉水位を通常運転水位付近で維持●原子炉冷却材流出の原因調査／隔離操作／残留熱除去系ポンプの停止

原因調査後，隔離操作／残留熱除去系ポンプの停止を実施

第 5.3-3 図

原子炉冷却材の流出時の作業と所要時間

事象発生約 2.1 時間後に通常運転水位まで回復

原子炉注水及び流出箇所隔離開始(2 時間後 燃料有効長頂部から約 2.1m 上)

第 5.3-4 図

原子炉冷却材の流出における原子炉水位の変化（燃料有効長頂部からの水位）

5.3-24

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04
燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03線
量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02
遮蔽が維持される水位（10mSv／h）

水位の低下（燃料有効長頂部から約
2.1m）

1.0E-03
通常運転水位
燃料有効長頂部からの水位（m）

第5.3-5図

原子炉水位と線量率

5.3-25

添付資料 5.3.1
原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量率評価について

1.

はじめに
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の評価

項 目 と し て ，「 放 射 線 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 を 確 保 す る こ と 」 が あ る 。
運 転 停 止 中 の 「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，「 全 交 流 電 源 喪 失 」 に お い ては，原子炉圧力容器未開放時を想定しており，原子炉上部での作業は不要であることに加えて，事象の認知は容易でありかつ事象発生から沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始 さ れ る ま で の 時 間 余 裕 は 1.1時 間 程 度 あ る
ため，作業員が現場にいた場合も退避することが可能である。また，「原子炉冷却材の流出」においても原子炉圧力容器未開放時を想定しており，原子炉上部での作業は不要であることに加えて，事象の認知は 容 易 で あ り ，必 要 な 遮 蔽 が 確 保 さ れ る 最 低 水 位 に 到 達 す る ま で に 2.3
時間程度あるため，作業員が現場にいた場合も退避することが可能である。
（ 添 付 資 料 5.1.6）
運転停止中の「原子炉冷却材の流出」の事故シーケンスでは崩壊熱除去機能喪失に比べて原子炉圧力容器内の保有水量の減少が大きく，点検などに係る原子炉冷却材流出事故は原子炉圧力容器開放状態にて発生することも考えられるため，ここでは，原子炉圧力容器開放状態
を対象に線量率の評価を行う。

2.

炉心燃料・炉内構造物の線源強度
放射線源として燃料，上部格子板，シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器をモデル化した。
(1)

炉心燃料

添付 5.3.1-1

EL49 ,420

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（ T）

EL29 ,914.9

368. 3線源（円柱）

上部格子坂（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL29,546.6
φ 5, 232.4

×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 ）

第 2図

(3)

上部格子板の水深と線量率の計算モデル

シュラウドヘッド
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 5,162.2mm○ガンマ線エネルギ：計算に使用するガンマ線は，主要核種
６０

Ｃ ｏ を 想 定 し て 1.5MeVと す る 。

○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）添付 5.3.1-5

EL49,420

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（ T）

EL39,208

5,524. 5

線源（円柱）

蒸気乾燥器（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL33,683.5
φ 6,223

×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 ）

第 4図

2.

蒸気乾燥器の水深と線量率の計算モデル

線量率
線 量 率 は ，「 添 付 資 料 4.1.2「 水 遮 蔽 厚 に 対 す る 貯 蔵 中 の 使 用 済 燃 料
か ら の 線 量 率 の 算 出 に つ い て 」」と 同 様 に Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ Ver1.04） を 用 い て 計 算 し て い る 。

3.
(1)

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について線量率を求める際の評価点

添付 5.3.1-8

線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，保守的に燃料
交 換 機 床 と し た 。 な お ， 評 価 で は 第 1図 〜 第 4図 の 線 量 率 計 算 モ デ ルに示すように原子炉ウェル筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
運 転 停 止 中 の 「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」，「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 及び「原子炉冷却材の流出」では，評価点とした燃料交換機床がある
原子炉建屋最上階での操作は不要であり，仮に事象発生時に作業員が原子炉建屋最上階で施設定期検査による作業を実施している場合であっても，退避警報による事象認知後に速やかに退避するため，
水位低下後に長時間作業することはない。このため，運転停止中に
お け る 線 量 率 は ， 緊 急 作 業 時 の 被 ば く 限 度 （ 100mSv） か ら 十 分 余 裕の あ る 10mSv／ hを 必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 。
放 射 線 の 遮 蔽 を 維 持 す る た め に 必 要 な 水 位 は 第 5図 よ り ，燃 料 有 効
長 頂 部 か ら 約 6.4mと な り ， 原 子 炉 ウ ェ ル 満 水 時 の 水 位 か ら 約 10.4m
低下した水位である。

添付 5.3.1-9

1.0E+06
燃料が放射線源として支配的な水位

1.0E+05

1.0E+04線

1.0E+03

上部格子板が放射線源として支配的な水位量率
1.0E+02
シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器が放射線源として支配的な水位（ mS v／ h）

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

遮蔽が維持
される水位
（ 10m Sv／ h）

1.0E-03
原子炉ウェル
満水時水位

第 5図

線量評価結果添付 5.3.1-10

添付資料 5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方

1.

本評価におけるプラント状態の決定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価，「 原子炉冷却材の流出」の重要事故シーケンスの評価では，次項に示すとおり，施設定期検査中に実施する作業等を確認し，原子炉冷却材の流出が生じうる作業を抽出した後，各々の作業を比較して重要事故シーケンスとする作業を選定した。
施設定期検査中に各作業が実施される時期は概ね決まっているため，評価対象とするＰＯＳを，選びうるＰＯＳの比較により選定した。

2.

原子炉冷却材の流出評価の対象とした作業等
重要事故シーケンスの選定に当たり，施設定期検査中に原子炉冷却材流出が想定され得るとして抽出した作業等は次の 4 つである。この 4 つの作業等から，本評価では「ＲＨＲ切替」を選定した。選定の理由は，燃料損傷までの時間余裕が短いこと ※ ，及び停止時ＰＲＡの結果から炉心損傷頻度が最も高く，代表性が高いことによるものである。
・ＲＨＲ切替・ＣＵＷブロー
・ＣＲＤ点検・ＬＰＲＭ点検※：ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の冷却材流出事象と比べて流出量が大きい（別添

東海第二発電所

確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について

付資料 3.1.2.3-13 ＬＯＣＡにおける余裕時間の評価について）

添付 5.3.2-1

添＜ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ発生時の流出量の算出＞（1）評価条件a.

ミニマムフローラインオリフィス仕様
・オリフィス設計流量56.8m ３ ／h・オリフィス設計差圧

198.1m

b.

炉圧

大気圧状態

c.

ＲＨＲポンプと原子炉水との水頭差（ＲＨＲポンプレベル：E.L−
3,400）
・通常水位

38.0m（EL.34,590〜＋EL.3,400）

・原子炉ウェル満水 42.7m（EL.39,215〜＋EL.3,400）d.

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転中にミフマムフロー弁が全開となった場合のオリフィス差圧＝ポンプ出口圧力＝ポンプ揚程（85.3m）＋水頭差・通常水位

123.3m（EL.34,590〜＋EL.3,400）

・原子炉ウェル満水 128.0m（EL.39,215〜＋EL.3,400）（2）評価式
オリフィス差圧は流量比の二乗に比例するとして評価。
ΔＰ＝198.1×（Ｑ／56.8） ２
Ｑ＝56.8×√（ΔＰ／198.1）
ΔＰ：オリフィス差圧
Ｑ：オリフィス差圧がΔＰの際の流量（m３ ／h）（3）評価結果
・通常水位：45m３ ／h・ウェル満水 ：47m３ ／h

添付 5.3.2-2

3.

ＰＯＳを選定する上で考慮した点
施設定期検査中にＲＨＲ切替を実施する時期としては，ＲＨＲの運転や待機の系統を変化させる場合があり，この作業は施設定期検査中のほぼ全ての期間で生じうる。このため，プラント状態についてはいずれの場合も選び得る。その上で，プラント状態の選定に当たっては，以下の点を考慮した。

(1)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発
崩壊熱による原子炉冷却材の減少を厳しく評価する観点では，原子炉停止後の時間が短いＰＯＳの方が適切である。ただし，本重要事故シーケン
スでは崩壊熱除去機能が喪失しないため，崩壊熱による原子炉水温の上昇
及び蒸発は発生しないことから，崩壊熱の違いによる時間余裕への影響は
ない。

(2)

原子炉圧力容器内の保有水量
原子炉圧力容器内の保有水量の観点では，原子炉ウェル満水の状態が最も余裕があり，原子炉圧力容器が通常運転水位に近いほど厳しい条件となる。原子炉ウェル満水時における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約
18.4 時間であるのに対して通常運転水位における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約 2.3 時間である。

(3)

事象発生時の認知性
事象発生時の認知性の観点では，時間余裕が短い，すなわち保有水量が少ないＰＯＳの方が適切である。なお，原子炉圧力容器の上蓋が閉止されている場合，原子炉水位の低下による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できるが，有効性評価ではこれらに期待しないことで認知性をより厳しく扱った。

(4)

原子炉水位低下時の作業環境
原子炉水位低下時の作業環境への影響の観点では，原子炉圧力容器の上
添付 5.3.2-3

蓋が閉止されている場合，原子炉水位が燃料有効長頂部から約 1.7m に低下するまでは原子炉圧力容器に上蓋等により遮蔽される。一方，原子炉圧力容器の上蓋が開放されている場合は，原子炉水位が燃料有効長頂部から約6.4m に低下するまでは原子炉ウェルの水により遮蔽される。
いずれの場合においても，遮蔽が維持される下限水位到達までに注水することにより遮蔽は維持されることから，作業環境に与える影響はない。

4.

ＰＯＳの選定結果と考察
重要事故シーケンスとして選定した「ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ」のプラン
ト状態は，上記 3.に記載の 4 つの観点のうち，時間余裕の観点で厳しい原子炉水位が通常運転水位のＰＯＳ−Ｓ，Ａ，Ｃ，Ｄの中から，残留熱除去系の切替操作の実施が考えられるＰＯＳ−Ａを選定した。また，他のプラント状態及び事故シーケンスが，ＰＯＳ−ＡのＲＨＲ切替時のＬＯＣＡの評価に包絡されることを第 1 表で確認した。なお，原子炉水位が通常運転水位の場合
は，原子炉水位低下による警報発報や緩和設備の自動起動に期待できることも考えられるが，有効性評価ではこれらに期待しないことにより認知性の観点からも厳しい扱いとした。

添付 5.3.2-4

第1表
プラント状態（ＰＯＳ）

S

A

重大事故等対処設備等

原子炉冷温停止への移行状態

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ
ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流 ・高圧炉心スプレイ系
出事象の要因となる作業や操作を ・低圧炉心スプレイ系
実施しないため，対象外
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

B1

B2
B3

B4
原子炉ウェル満水状態（原子炉ウェル水
抜き開始まで）

B5

B6

C1
ＰＣＶ／ＲＰＶの閉鎖への移行状態
C2

D

包絡事象

各プラント状態における評価項目に対する影響（原子炉冷却材の流出）

起動準備状態−・残留熱除去系−Ａ・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ｂ
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
冷却材流出事象の要因となる作業 ・高圧炉心スプレイ系として「ＲＨＲ切替」，「ＣＲＤ ・低圧炉心スプレイ系点検」及び「ＬＰＲＭ点検」が考 ・低圧代替注水系（常設）
えられるが，有効性評価でのＰＯ ・低圧代替注水系（可搬型）
Ｓ−Ａの想定に比べ，原子炉圧力 ・代替燃料プール注水系（常設）
容器が開放状態の場合原子炉水位 ・代替燃料プール注水系（可搬型）が高く，燃料損傷に至るまでの時 ・残留熱除去系−Ａ
間が長いため，「添付資料5.3.4 ・高圧炉心スプレイ系
評価条件の不確かさについて」に ・低圧炉心スプレイ系
包絡される・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）・代替燃料プール注水系（常設）
・代替燃料プール注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）
冷却材流出事象の要因となる作業
・低圧代替注水系（可搬型）として「ＲＨＲ切替」及び「ＣＵ・残留熱除去系−Ｂ，Ｃ
Ｗブロー」が考えられるが，プラ・低圧炉心スプレイ系
ント状態の違い（崩壊熱等）が事
・低圧代替注水系（常設）
象進展に影響しないため，ＰＯＳ
・低圧代替注水系（可搬型）-Ａを想定した有効性評価と同じ
・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ
評価となる
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・低圧代替注水系（可搬型）

燃料有効長頂部の冠水
ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出
事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外

有効性評価にて評価項目を満足することを確認している

有効性評価でのＰＯＳ−Ａの想定に比べ，原子炉圧力容器が開放状態の場合原子炉水位が高く，燃料燃料長
頂部が露出するまでの時間が長いた
め，「添付資料5.4.3 評価条件の不確かさについて」に包絡される

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低い
が，崩壊熱除去機能を喪失しないことより崩壊熱の違いが事象進展に影響しないため，ＰＯＳ−Ａの有効性評価と同じ評価となる

運転停止中の評価項目
原子炉圧力容器
放射線の遮蔽が維持できる
蓋の開閉状態
水位の確保

閉鎖

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外

閉鎖

有効性評価において評価項目を満足することを確認している（原子炉圧力容器は未開放状態
であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，シュラウドヘッドの遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される（添付資料5.1.6）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する試験は「反応度の誤投入」に包絡される

開放

放射線の遮蔽を維持するために必要な水位は原子炉未開放時に比べて高くなるが，有効性評価
でのＰＯＳ−Ａの想定に比べ原子炉水位が高く，遮蔽が維持される水位を下回るまでの時間が長いため，「添付資料5.4.3 評
価条件の不確かさについて」に包絡されるプラントＰＯＳ−Ａに同じ
有効性評価において評価項目を満足することを確認している
燃料の取出・装荷に関する作業は「反応度の誤投入」に包絡される有効性評価でのＰＯＳ−Ａの想定とプラント状態が同等である
ため，ＰＯＳ−Ａの有効性評価と同じ評価となる

ＰＯＳ−Ａに同じ
有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する試験は「反応度の誤投入」に包絡される

閉鎖

閉鎖

添付 5.3.2-5

未臨界の確保安定停止状態について（運転停止中

添 付 資 料 5.3.3
原子炉冷却材の流出）

運転停止中の原子炉冷却材の流出の安定状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却及び原子炉冷却材の流出の停止により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場
合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
事象発生直後から原子炉冷却材の流出により原子炉水位が低下するが，事象発生から 2 時間後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことで原子炉水位が回復する。その後，原
子炉冷却材の流出を停止させ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替えて冷却することで，冷温停止状態を維持することができ，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能となる。

添付 5.3.3-1

評価条件の不確かさの影響評価について（原子炉冷却材の流出）
第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期水温評価条件（初期，事故及び機器条件）
の不確かさ
評価条件
最確条件

52℃

約 43℃〜51℃（実績値）

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (1／ 2)

初期条件

添付資料 5.3.4-1

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値及び運転停止 1 日後の原子炉水温の実績値（43℃〜51℃）を踏まえて設定

最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水温より低くなるため時間余裕が長くなることが考えられるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している原子炉
初期水温より低くなることから，原子炉水位の回復は早くなり，評価項目となるパラメー
タに対する余裕は大きくなる。

原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉ウェル満
水又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプ
ールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため遮蔽水位到達までの時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉
冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，原子炉ウェル満水時においてプールゲー
トが開状態の場合は更に時間余裕が長くなる
が，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件と解析条件が同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉の初期水位
及び原子炉圧力容器の状態

通常運転水位及び原子炉圧力容
器未開放

事故事象毎

評価項目となるパラメータに対して時間余裕が厳しくなる，通常水位を想定

原子炉初期圧力大気圧

大気圧

原子炉停止から 1 日後の状態を想定

原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子炉ウェル満水又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，遮蔽水位到達までの時間余裕は約
18.4 時間と，評価条件に比べて長くなる。
また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなる
が，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止
操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
評価条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.3.4

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中評価条件（初期，事故及び機器条件）
の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

燃料の容量

約 800kL

800kL 以上

軽油貯蔵タンクの管理下
限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日間後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響
はない。

−

起因事象

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

冷却材流出流量45m３／h

約 45m３／h

燃料損傷までの時間余裕が厳しい事象を仮定
ミニマムフローラインの設計流量を設定
原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定しており，崩壊熱除去機能は喪失しないことから，原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない

最確条件と解析条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と解析条件が同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員
等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の取水
ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作は原子炉水位低下の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）の取水ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止
するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作は原子炉水位低下の認知を起点とする操作であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

項目

事故条件

添付資料 5.3.4-2

機
器
条
件

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (2／ 2)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発

原子炉水温の上
昇及び蒸発は発
生しない

原子炉水温の上
昇及び蒸発は発
生しな

外部電源

外部電源あり

事故事象毎

外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の吸込みラインの弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，原子炉冷却材流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

残留熱除去系（低圧注水系）の注水流量

1,605m３／h

1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付資料 5.3.4-3

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注
水系）の注水操作

評価条件(操作条件)の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の開始条件
考え方

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，さらに時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
評価では，原子炉水位の低下及びサプレッ
ション・プールの水位の上昇を，1 時間毎の中央制御室の巡視により確認すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，要員配置が操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，移動が操作開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
残留熱除去系（低圧注水系）のポンプ起動
操作及び注入弁の開操作は，中央制御室内の操作盤での操作スイッチによる操作であるため，容易な操作である。操作時間は 5分を想定しており，原子炉水位の低下に対して操作に要する時間は短い。
【他の並列操作の有無】
当該操作を実施する運転員は，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水操作時に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室内における操作は，制御盤での操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。

原子炉水位低下時に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時
間後の原子炉注水操
作開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転
号機の切替時のプラ
ント状態確認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉注
水操作を実施するた
め，開始時間は早くなる場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 1 ／ 2 ）評価項目となるパラ
メータに与える影響

操作時間余裕訓練実績等

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制
され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

原子炉水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまで約 2.3
時間であり，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間
は約 3.5 時間であり，
これに対して，事故を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2時間であることから，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績を取得した。
所要時間を 5 分で想定しているとこ
ろ，訓練実績では
約 4 分である。
想定で意図している運転操作時間が実施可能なことを確認した。

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付資料 5.3.4-4

操
作
条
件

原子炉冷却材流出停止操作及び停止確認

評価条件(操作条件) の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の
考え方
開始条件

−

運転操作手順等を踏まえて設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラ
メータに与える影響【認知】評価では，中央制御室の巡視により，原子炉水位低下を認知すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
運転員による操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐してことから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】
運転員による操作のみであり，移動が操作
開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作となるため，十分な時間余裕がある。
【他の並列操作の有無】
原子炉水位の維持のための操作と並列した操作となるが，中央制御室での簡易な操作であるため，
操作時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室内における操作は，制御盤での操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。

運転員の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確
認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，原子炉注水操
作開始時間が想定よ
り早くなり，それに伴い実際の原子炉冷却材流出の停止操作の開始時間が早くなる
場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。

原子炉冷却材流出の停止操作の開始が早くなる可能性がある
が，残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕があるため，評価項目となるパラメータに対す
る影響はない。

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 2 ／ 2 ）操作時間余裕

訓練実績等

残留熱除去系（低圧注水系）により
原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるた
め，十分な時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績を取得した。訓練では，原
子炉冷却材流出停止の操作時間（原因調査を除く）は
約 11 分であることを確認した。

添付資料 5.3.5
7 日間における燃料の対応について（運転停止中原子炉冷却材の流出）

事 象 :保 守 的 に 全 て の 設 備 が ，事 象 発 生 直 後 か ら 燃 料 を 消 費 す る も の と して評価する。
時系列
非常用ディーゼル発電機 2 台起動※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ） ×2 台（ 運 転 台
数 ） ＝ 約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃 料 消 費 率 )×168h（ 運 転 時 間 ）×1 台（ 運 転 台 数 ）＝ 約 130.3kL

※１

合計

判定

7 日間の軽油消費量
約 614.3kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7
日間対応可
能

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。

※２

事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。

添付 5.3.5-1

5.4

反応度の誤投入

5.4.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，燃料損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価

項目の設定」に示すとおり，「反応度の誤投入」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」では，運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入されることを想定する。このため，緩和措置がとられない場合には原子炉は臨界に達し，急激な反応度投入に伴う出力上昇により燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，反応度の誤投入により，原子炉が臨界に達することによって，燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価には，原子炉停止機能に対する設備に期待することが考えられる。
したがって，本事故シーケンスグループでは，異常な反応度の投入に対して制御棒の引き抜きの制限及びスクラムによる負の反応度の投入により，未臨界を確保し，燃料損傷の防止を図る。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対しては，燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，制御棒引抜阻
止機能により制御棒引き抜きを阻止し，出力の異常上昇を未然に防止するとともに，原子炉停止機能により原子炉をスクラムし，未臨界とする。対5.4-1

応手順の概要を第 5.4-1 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と操作手順の関係を第 5.4-1
表に示す。
本事故シーケンスにおいては，重大事故等対策は全て自動で作動するため，中央制御室の運転員による確認のみであり，対応操作の要員は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認については，中央制御室の運転員 1 名で実施可能である。
ａ．ＣＲ−２ ※ の「連続引き抜き」（誤操作による反応度誤投入）
運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入されることにより，臨界に達する。
原子炉の臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装である。
※：ＣＲ−２：最大反応度価値制御棒（ＣＲ−１）の対角隣接の制御棒

ｂ．反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認
制御棒の誤引き抜きによる反応度の投入により，原子炉出力ペリオド
短短（10 秒）信号が発生することで原子炉はスクラムし，制御棒が全挿入となり，原子炉は未臨界状態となる。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，起動領域計装
である。

5.4.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，
「停止中に
5.4-2

実施される試験等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，臨界近接を認知できずに臨界に至る事象」である。
運転停止中の原子炉においては，不用意な臨界の発生を防止するため，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれても炉心を未臨界に維持できること）を確保できるように燃料を配置するとともに，
通常は原子炉モード・スイッチを「燃料交換」位置として，1 本を超える
制御棒の引き抜きを防止するインターロックを維持した状態で必要な制御棒の操作が実施される。
しかしながら，運転停止中の原子炉においても，検査等の実施に伴い，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する場合がある。このような場合，制御棒の引き抜きは原則として 1
ノッチずつ操作を行い，起動領域計装により中性子束の監視を行いながら実施している。
本重要事故シーケンスでは，誤操作によって制御棒が過剰に引き抜かれることにより臨界に至る反応度が投入されるため，炉心における核分裂出
力，出力分布変化，反応度フィードバック効果，制御棒反応度効果，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達及び沸騰遷移が重要現象となる。
よって，この現象を適切に評価することが可能である反応度投入事象解
析コードＡＰＥＸにより炉心平均中性子束の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。
さらに，解析コード及び解析条件の不確かさのうち，評価項目となるパ5.4-3

ラメータに与える影響があるものについては，「5.4.3(3)

感度解析」において，それらの不確かさの重畳を考慮した影響評価を実施する。
(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第5.4-2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

炉心状態
燃料交換後における余剰反応度の大きな炉心での事象発生を想定して，評価する炉心状態は，平衡炉心のサイクル初期とする。

(b)

実効増倍率
事象発生前の炉心の実効増倍率は 1.0 とする。

(c)

原子炉初期出力，原子炉初期圧力，燃料被覆管表面温度及び原子炉
冷却材温度
事象発生前の原子炉初期出力は定格値の 10 − ８ ，原子炉初期圧力は0.0MPa[gage]，燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度は 20℃とする。また，燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgＵＯ ２ とする。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
運転停止中の原子炉において，制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。

5.4-4

(b)

誤引き抜きされる制御棒
誤引き抜きされる制御棒は，最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒とし，事象を厳しく評価するため，最大反応度価値を有する制御棒が引き抜かれている状態での原子炉の臨界状態と，その状態からの連続的な誤引き抜きを想定する。誤引き抜きされる制御棒 1本の反応度価値は約 1.71％Δk である。引き抜き制御棒反応度曲線を
第 5.4-2 図に示す。
なお，通常，制御棒 1 本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近接におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近接における制御棒の反応度価値を1.0％Δk 以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きに
より反応度価値約 1.71％Δk が加わる上記の評価に包含されるものと
考える。

(c)

外部電源
制御棒の引き抜き操作には外部電源が必要である。外部電源がない状態では反応度誤投入事象が想定できないことも踏まえ，外部電源は使用できるものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

制御棒の引き抜き速度
制御棒は，引き抜き速度の上限値 9.1cm／s にて連続で引き抜かれ ※ ，
起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）信号で引き抜きが阻
5.4-5

止されるものとする。引抜制御棒反応度曲線を第 5.4-2 図に示す。
※：あらかじめ停止余裕が確認されている場合，一本目の制御棒の全挿入状態
からの全引き抜き操作，及び反応度価値の小さい制御棒位置（30Pos.）以
降の制御棒引抜操作については，連続引き抜きが実施可能な手順としている。そのため，ここでは人的過誤等によって連続引き抜きされることを想
定する。

(b)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）
信号によるものとする。スクラム反応度曲線を第 5.4-3 図に示す。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員操作に関する条件はない。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの対応手順の概要を第 5.4-1 図に，炉心平均中性子束の推移を第 5.4-4 図に示す。
ａ．事象進展制御棒の引き抜き開始から約 10 秒後に起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）信号が発生し，原子炉はスクラムする。このとき，投入される反応度は約 1.13 ドル（投入反応度最大値：0.68％Δk）であるが，原子炉出力は定格出力の約 15％まで上昇するにとどまる。また，
燃料エンタルピは最大で約 85kJ／kgＵＯ ２ であり，「発電用軽水型原子炉
施設の反応度投入事象評価指針」に示された燃料の許容設計限界の最低値である 272kJ／kgＵＯ ２ （65cal／gＵＯ ２ ）を超えることはない。燃料5.4-6

（65cal／gＵＯ ２ ）を超えることはない。燃料エンタルピ増分の最大値「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象
は約 77kJ／kgＵＯ ２ であり，における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて」に示された燃料ペレット
燃焼度 65,000MWd／t 以上の燃料に対するペレット−被覆管機械的相互作用を原因とする破損を生じるしきい値の目安である，ピーク出力部燃料エンタルピの増分で 167kJ／kgＵＯ ２ （40cal／gＵＯ ２ ）を用いた場合においても，これを超えることはなく燃料の健全性は維持される。

ｂ．評価項目等
制御棒の引き抜きによる反応度の投入に伴い一時的に臨界に至るものの，原子炉スクラムにより未臨界は確保される。なお，原子炉水位に有意な変動はないため，燃料有効長頂部は冠水を維持しており，放射線の遮蔽は維持される。
本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 5.4.1）

5.4.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作に与える影響，
評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
本重要事故シーケンスでは，自動作動する原子炉緊急停止系及び制御棒引抜阻止回路により，自動的に制御棒の引き抜きを阻止するとともに，原子炉をスクラムさせることで，プラントを安定状態に導くことが特徴である。このため，運転員等操作はなく，操作時間が与える影響等はない。
5.4-7

(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおける不確かさの影響評価を行う重要現象は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作時間に与える影響はない。

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
ドップラ反応度フィードバックの不確かさは，実験にて 7〜9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，臨界試験との比較により，実効遅発中性子割合の不確かさは約 4％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)感度解析」にて実施する。

制御棒反応度の不確かさは約 9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，臨界試験との比較により，実効遅発中性子割合の不確かさは約 4％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)

感度解析」にて実施する。
（添付資料 5.4.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
5.4-8

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第5.4-2 表に示すとおりである。その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる炉心状態，実効増倍率，燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度，誤引き抜きされる制御棒，制御棒引き抜き速度，制御棒引き
抜き阻止及びスクラム信号に関する影響の評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すと

おり，運転員等操作には期待しないため，運転員操作時間に与える影
響はない。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
炉心状態においては装荷炉心毎に制御棒反応度価値やスクラム反応度等の特性が変化するため，投入反応度が大きくなるおそれがある。
そのため，評価項目に対する余裕は小さくなることが考えられるが，「(5)

評価条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」にて，投入される反応度について確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
実効増倍率について，実際の炉心設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，炉心の実効増倍率の計算値は，常に 0.99 未満となるよう設計する。実効増倍率が 0.99 の場合は，臨界到達までにかかる時間が追加で必要となり，また投入される反応度も 0.96 ドル（燃料エンタルピ最大値：約10kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 1kJ／kgＵＯ ２ ）と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータ5.4-9

に影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。原子炉
初期出力の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)評価条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」
において，原子炉初期出力の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期燃料温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。初期燃料
温度の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)評

価条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」において，初期燃料温度の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
制御棒引抜阻止は，本評価において期待していないが，これに期待した場合，運転員が事象を認知して速やかに制御棒を挿入し，事象が収束するため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

ｂ．操作条件
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作に関する条件はない。
（添付資料 5.4.2）

(3)

感度解析
解析コードの不確かさによりドップラ反応度フィードバック効果，制御
棒反応度効果及び実効遅発中性子割合は評価項目となるパラメータに影響を与えることから，本重要事故シーケンスにおいて感度解析を実施する。
5.4-10ドップラ反応度を＋10％とした場合の燃料エンタルピ最大値は約 80kJ
／kgＵＯ ２ （増分の最大値：約 72kJ／kgＵＯ ２ ），−10％とした場合の燃料
エンタルピ最大値は約 92kJ／kgＵＯ ２（増分の最大値：約 83kJ／kgＵＯ ２ ），また制御棒反応度を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.15 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 102kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 94kJ／kgＵ
Ｏ ２ ），−10％とした場合に投入される反応度は 1.12 ドル，実効遅発中性子割合を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.11 ドル，−10％とした
場合に投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 90kJ／
kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 82kJ／kgＵＯ ２ ）であり，これらの不確かさを考慮しても燃料の健全性に影響がない。
（添付資料 5.4.2）(4)

操作時間余裕の把握
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，操作時間余裕に関する影響はない。

(5)

解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価
解析条件の不確かさにより投入される反応度が大きくなることも考えられ，評価項目となるパラメータに影響を与えることから，炉心状態の変動による評価項目となるパラメータに与える影響について確認した。サイクル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡炉心の反応度印加率を包含した評価においても，投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタル
ピ最大値：79.6kJ／kgＵＯ ２ ，燃料エンタルピの増分の最大値：71.2kJ／
kgＵＯ ２ ）に留まることから，不確かさが評価項目となるパラメータに与5.4-11

える影響は小さい。
原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。定格出力の 10−
８の 10 倍及び 1／10 倍とした場合の感度解析を行い，有効性評価での結果（1.13 ドル）と大きく差異がない，1.09 ドル（10 倍）及び 1.17 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 123kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 115kJ／kgＵ
Ｏ ２ ）（1／10 倍）であることから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。
初期の燃料被覆管表面温度及び冷却材温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさ ※ が与える影響を評価した。初期燃料温度を残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計
温度（52℃）を考慮して 60℃とした場合の感度解析を実施し，1.13 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 96kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 80kJ／kgＵＯ
２）であった。有効性評価での結果（1.13 ドル，燃料エンタルピ最大値：

約 85kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 77kJ／kgＵＯ ２ ）と大きな差異がないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※：本評価で評価対象とした９×９燃料では，初期の燃料被覆管表面温度及び冷却材
温度を高く設定した場合に，Ｇｄの燃焼やＰｕの蓄積により，結果が厳しくなる場合がある。

（添付資料 5.4.2）

(6)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。感度解析結果より，不確かさの重畳を考慮した場合
5.4-12

でも評価項目となるパラメータを満足できる。その結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，自動作動する原子炉緊急停止系により，自動的に制御棒の引き抜きを阻止するとともに原子炉スクラムすることで，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

5.4.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，重大事故等対策
は自動で作動するため，対応に必要な要員はいない。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，必要な水源，燃料及び電源の評価結果は以下のとおりである。
ａ．水源
本重要事故シーケンスの評価では，原子炉注水は想定していない。

ｂ．燃料
本重要事故シーケンスの評価では，燃料の使用は想定していない。

ｃ．電源
本重要事故シーケンスの評価では，外部電源喪失は想定していない。

5.4.5

結論

事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」では，誤操作により制御棒の5.4-13

過剰な引き抜きが行われ，臨界に至る反応度が投入されることで，原子炉が臨界に達し燃料損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対する燃料損傷防止対策としては，原子炉停止機能を整備している。
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の重要事故シーケンス「制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，その隣接制御棒の 1 本が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，臨界に至る事故」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉停止機能により，燃料が損傷することはな
く，未臨界を維持することが可能である。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
本事故シーケンスグループにおける重大事故等対策は自動で作動するため，対応に必要な要員はいない。スクラム動作後の原子炉の状態確認において，中央制御室の運転員 1 名で実施可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，原子炉停止機能の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」
に対して有効である。

5.4-14

第 5.4-1 表
操作及び確認

反応度の誤投入における重大事故対策について
手 順

有効性評価上期待する重大事故等対処設備
常設設備

可搬型設備

計装設備

ＣＲ−２の「連続引き抜 運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃 −き」（誤操作による反応度 料に反応度が投入されることにより，臨界に達す
誤投入）
る。

−

起動領域計装反応度誤投入後の原子炉 制御棒の誤操作による反応度の投入により，原子 −スクラムの確認
炉出力ペリオド短短（10 秒）信号で原子炉はスクラムする。制御棒が全挿入し，原子炉は未臨界状
態となる。

−

起動領域計装5.4-15

第5.4-2表

主要解析条件（反応度の誤投入）（1／2）

初期条件

5.4-16

項目

主要評価条件

条件設定の考え方

解析コード

ＡＰＥＸ

−

炉心状態

平衡炉心サイクル初期

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）の熱水力学的な特性はほぼ同等であることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
燃料交換後の余剰反応度の大きな炉心を想定

実効増倍率

1.0

原子炉は臨界状態にあるものとして設定

原子炉初期出力

定格出力の10−８

原子炉は臨界状態にあるものとして設定

原子炉初期圧力

0.0MPa[gage]

停止時余裕検査時の原子炉圧力を想定

燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度

20℃

初期燃料エンタルピ

8kJ／kgＵＯ２

事故条件

起因事象

制御棒の誤引き抜き

誤引き抜きされる制御棒

最大反応度価値制御棒及びその対角隣接の制御棒

外部電源

外部電源あり冷却材温度が低い場合，水密度が大きくなり投入反応度が増加する傾向にあるため，冷却材温度の運用の下限値を設定
冷却材温度20℃における燃料エンタルピを想定
運転停止中の原子炉において，最大反応度価値の制御棒1本が全引き抜きされている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する
なお，通常，制御棒1本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止
余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近接におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近接における制御棒の反応度価値を1.0％Δk以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きにより反応度価
値約1.71％Δkが加わる上記の評価に包含されるものと考える
運転停止中に実施する複数の制御棒引き抜きを伴う検査を考慮し設定（誤引き抜きされる制御棒1本の反応度価値は約1.71％Δk）。
引抜制御棒反応度曲線は，第5.4-2図のとおり。
制御棒引抜操作には外部電源が必要となるため，外部電源があるものとして想定

第 5.4-2 表

主要解析条件（反応度の誤投入）（2／2）

項目主要評価条件

制御棒の引抜速度

9.1cm／s

機器条件

重大事故に関連する

起動領域計装のバイパス状態

制御棒引抜阻止信号

5.4-17

スクラム信号

Ａ，Ｂチャンネルそれぞれ 1 個

期待しない（原子炉出力ペリ
オド短信号（20秒））
原子炉出力ペリオド短短信号（10 秒）

条件設定の考え方
引き抜き速度の上限値を設定
Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム信号が遅れることにより，厳しい評価となる
制御棒の引き抜きが制限されないことにより，制御棒の誤操作の量が増加し，厳しい評価となる

起動領域計装のスクラム機能を設定※※：複数の制御棒引抜を伴う検査の実施する際において，発電長が最初の制御棒引抜開始前に原子炉保護系計装及び起動領域計装の機能が維持されていること（指示値の異常有無確認，点検記録及び校正記録等の確認等），制御棒のスクラムアキュムレータの圧力等を確認することで，必要な原子炉緊急停止系が正常に動作することを確認する運用としている。
そのため，本事象においてスクラム信号の機能に期待できる。

プラント前提条件
・複数本の制御棒引抜操作（冷温臨界検査及び原子炉停止余裕検査を考慮した想定）
・原子炉モード・スイッチ「起動」位置
引抜制御棒
ＣＲ−１：最大反応度価値制御棒
ＣＲ−２：ＣＲ−１の対角隣接の制御棒

凡例：操作・確認（運転員）：操作・確認（災害対策要員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない

複数本の制御棒引抜操作を開始

ＣＲ−１の「全引き抜き」操作

ＣＲ−２の引き抜き操作開始

5.4-18（正規の操作手順）(解析上の時刻)(0秒)

ＣＲ−２の「連続引き抜き※１」操作（誤操作による反応度誤投入）

ＣＲ−２を1ノッチずつ引抜操作※１：人的過誤としてＣＲ−２の連続引き抜きを想定する。

（解析上考慮せず）

原子炉出力ペリオド短短（10秒）

原子炉出力ペリオド短（20秒）

原子炉自動スクラム

制御棒引抜阻止反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認

制御棒挿入操作（約10秒）

制御棒全挿入により未臨界達成

第 5.4-1 図事故シーケンスグループ｢反応度の誤投入｣の対応手順の概要

第 5.4-2 図

反応度の誤投入における引抜制御棒反応度曲線

第 5.4-3 図

反応度の誤投入におけるスクラム反応度曲線
5.4-19

燃料エンタルピ
最大値：約 85kJ／kgＵＯ ２
増分の最大値：約 77kJ／kgＵＯ ２

炉心平均中性子束
最大値：約 15％
(kJ／kgUO2)

出力降下及び除熱に伴う燃料エンタルピの減少

制御棒引抜による出力上
昇及びそれに伴う燃料エ
ンタルピの増加

制御棒引抜開始約 9.7 秒後
原子炉スクラム及びドップ
ラ効果により出力降下

時 間（s）

第 5.4-4 図

反応度の誤投入における事象変化

5.4-20添付資料 5.4.1
安定停止状態について（運転停止中

反応度の誤投入）

運転停止中の反応度の誤投入の安定状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定停止状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投 入 さ れ る が ， 原 子 炉 出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ） 信 号 に よ り 原 子
炉 は ス ク ラ ム し て 制 御 棒 全 挿 入 と な り ，未 臨 界 状 態 と な る こ と で ，原子炉安定停止状態が確立される。
また，重大事故等対策は自動で作動するため，対応に必要な要員はいない。
【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
ま た ，残 留 熱 除 去 系 機 能 を 維 持 し ，除 熱 を 継 続 す る こ と に よ り ，
安定停止状態後の更なる除熱が可能となる。

添付 5.4.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表
分類

炉心
（核）

反応度の誤投入）

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中
重要現象

解析モデル

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

反応度の誤投入）

評価項目パラメータに与える影響

添付 5.4.2-1

核 分 裂 出 ・一点近似動特性モデル（炉出力）考慮しない
力・出力分布は二次元拡散モデル
・核 定 数 は 三 次 元 体 系 の 炉 心 を 空 間 効 果 を考慮し二次元体系に縮約

ドップラ反応度フィードバック及び制御棒反応度効
果の不確かさに含まれる。

出 力 分 布 ・ 二 次 元 （ RZ） 拡 散 モ デ ル
考慮しない
変化・エ ン タ ル ピ ス テ ッ プ の 進 行 に 伴 う 相 対 出
力分布変化を考慮

解析では制御棒引抜に伴う反応度印加曲線を厳しく
設 定 し ，さ ら に 局 所 出 力 ピ ー キ ン グ 係 数 は 対 象 領 域 に
あ る 燃 料 の 燃 焼 寿 命 を 考 慮 し た 最 大 値 （ 燃 焼 度 0GWd
／t での値）を用いるといった保守的なモデルを適用
し て い る こ と か ら ，出 力 分 布 変 化 の 不 確 か さ は 考 慮 しない。

反 応 度 フ ・ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 は 出 ・ ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィー ド バ ッ ク 効 果：7〜ィードバ
力分布依存で考慮
停止時の制御棒の誤引き抜
9％ッ ク 効 果 ・ 熱 的 現 象 は 断 熱 ，ボ イ ド 反 応 度 フ ィ ー ド・ 実 効 遅 発 中 性 子 割 き は ，起 動 領 域 計 装 の 原 子 炉
バック効果は考慮しない※
出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ）合 ： 4％
信 号 の 発 生 に よ り ，自 動 的 に
原子炉スクラムされること
制 御 棒 反 ・三次元拡散モデル
・ 制 御 棒 反 応 度 ： 9％で 未 臨 界 と な り ，事 象 は 収 束
応度効果 ・動特性計算では外部入力
・実効遅発中性子割
す る こ と か ら ，運 転 員 等 の 操
合 ： 4％
作を必要としない。
し た が っ て ，解 析 コ ー ド の 不
確かさが運転員等操作時間
燃 料 棒 内 ・熱伝導モデル
考慮しないに与える影響を考慮する必
温 度 変 化 ・燃 料 ペ レ ッ ト − 被 覆 管 ギ ャ ッ プ 熱 伝 達 モ
要はない。
デル

実験によるとドップラ反応度フィードバックの不確
か さ は 7〜 9％ と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ，こ れ を 踏 ま
えて解析を行う必要がある。
ま た ，臨 界 試 験 と の 比 較 に よ り ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合の 不 確 か さ は 約 4％ と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ， こ れを踏まえて解析を行う必要がある。

燃 料 棒 表 ・ 単 相 強 制 対 流 ： Dittus-Boelter の 式
考慮しない
面 熱 伝 達 ・ 核 沸 騰 状 態 ： Jens-Lottes の 式
炉心・ 膜 沸 騰 状 態 （ 低 温 時 ）： NSRR の 実 測 デ ー（燃料）タに基づいて導出された熱伝達相関式

低 温 時 ： Rohsenow-Griffith の 式 及 び 考 慮 し な い
Kutateladze の 式「 反 応 度 投 入 事 象 評 価 指 針 」に お い て 燃 料 棒 内 メ ッ シ
ュ の 「 制 御 棒 落 下 」 解 析 結 果 へ の 影 響 は 0％ と 報 告 さ
れ て お り ，類 似 の 事 象 で あ る 本 事 故 シ ー ケ ン ス に つ いても，影響はほとんど生じない。
本 事 象 で は 即 発 臨 界 と な り ，急 激 な 出 力 上 昇 が 生 じ るが，スクラム反応度印加により出力は速やかに降下
し ，燃 料 エ ン タ ル ピ は そ の 数 秒 後 に 最 大 値 と な る 。この よ う な 短 時 間 の 事 象 で あ る こ と か ら ，燃 料 棒 表 面 熱伝達の不確かさが燃料エンタルピの最大値に及ぼす影響はほとんどない。
事象を通じての表面熱流束は限界熱流束に対して十分 小 さ く な っ て い る こ と か ら ，沸 騰 遷 移 の 判 定 式 の 不
確かさが燃料エンタルピの最大値に与える影響はほ
とんどない。

※：ＡＰＥＸは断熱モデルに基づくドップラ反応度フィードバックモデルを採用し，減速材温度フィードバック及び減速材ボイドフィードバックは考慮しない

添付資料 5.4.2

沸騰遷移

制 御 棒 反 応 度 の 不 確 か さ は 約 9％ 程 度 あ る こ と か ら ，
これを踏まえて解析を行う必要がある。
ま た ，臨 界 試 験 と の 比 較 に よ り ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合の 不 確 か さ は 約 4％ と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ， こ れを踏まえて解析を行う必要がある。

第 2 表解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中項目

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ解析条件

炉心状態

添付 5.4.2-2

実効増倍率

最確条件

運転員等操作時間に与える影響

・ 装 荷 炉 心 に つ い て は 9×9 燃 料（Ａ型）の平衡炉心を代表とし装荷炉心毎，
平衡炉心サイ
て設定
燃焼度毎に
クル初期
・燃料交換後の余剰反応度の大き変化
な炉心としてサイクル初期を想定

1.0

0.99 以 下

初
期
条
件
原子炉
初期出力

評価条件設定の考え方

定格出力の10 − ８

燃料被覆管
表面温度及
20℃
び冷却材温
度

定格出力の
10 − ８ 程 度

停止時の制御棒の誤引き
原子炉は臨界状態にあるものとし 抜 きは，起 動領域 計装のて設定
原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，初期条件の原子炉が低温状態であることを想 不確かさが運転員等操作時間に与える影響を考慮
定して設定する必要はない。

評価項目パラメータに与える影響
実炉心においては装荷炉心毎，燃焼度毎に制御棒反応度価値やス
クラム反応度等の特性が変化する。
これらの影響については以下の保守的な想定をした評価においても ， 投 入 さ れ る 反 応 度 は 約 1.16 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ：79.6kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 燃 料 エ ン タ ル ピ の 増 分 の 最 大 値 ： 71.2kJ／ kg
Ｕ Ｏ ２ ）に と ど ま る こ と か ら ，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。
・サイクル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡
炉心の反応度印加率を包含する引抜制御棒反応度曲線を用いた 場 合（ 補 足 説 明 資 料 77「 反 応 度 誤 投 入 に お け る 炉 心 状 態 の不確かさの感度解析について」参照）
実効増倍率について，実際の設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，
炉 心 の 実 効 増 倍 率 の 計 算 値 は ，常 に 0.99 未 満 と な る よ う 設 計 す る 。
実 効 増 倍 率 が 0.99 の 場 合 は ，臨 界 到 達 ま で に か か る 時 間 が 追 加 で
必 要 と な り ，ま た 投 入 さ れ る 反 応 度 も 0.96 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ
最 大 値 ： 約 10kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 1kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。
定 格 出 力 の 10 − ８ の 10 倍 及 び 1／ 10 倍 と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 行
い，結果は以下のとおりとなった。
定 格 出 力 の 10 − ７ ： 1.09 ド ル
定 格 出 力 の 10 − ９：1.17 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 123kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 115kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き く 差 異 が ないことから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。

初期燃料被覆管表面温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となる
パ ラ メ ー タ に 影 響 を 与 え る た め ，そ の 不 確 か さ ※ が 与 え る 影 響 を 評価した。
初 期 燃 料 温 度 を 60℃ と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ， 結 果 は 以 下のとおりとなった。
・ 初 期 燃 料 温 度 60℃ ： 1.13 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ： 約
96kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）燃料初期エ
冷 却 材 温 度 20℃ に お け る 燃 料 エ
8kJ／ kgＵ Ｏ ２
事故事象毎
有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
ンタルピ
ンタルピを想定／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き な 差 異 が ないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※ ： 本 評 価 で 評 価 対 象 と し た ９ ×９ 燃 料 で は ， 初 期 の 燃 料 被 覆 管 表 面 温 度 及 び 冷 却 材 温 度 を 高 く 設 定 し た 場 合 に ， Ｇ ｄ の 燃 焼 や Ｐ ｕ の 蓄 積 に よ り ， 結 果 が厳しくなる場合がある。
事故事象毎20℃ 以 上

冷 却 材 温 度 が 低 い 場 合 ，水 密 度が大きくなり投入反応度が増
加 す る 傾 向 に あ る た め ，冷 却 材
温度の運用の下限値を設定

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 1 ／ 2 ）第 2 表解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

事
故
条
件

誤引き抜き
される制御
棒

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ最大反応度価値制御棒の斜め隣接制御棒添付 5.4.2-3

制御棒引抜速9.1cm／ s
度

機
器
条
件

評価条件設定の考え方

解析条件と
同様

運転停止中に実施する複数の制御
棒引き抜きを伴う検査を考慮し設定（誤引き抜きされる制御棒 1 本の 反 応 度 価 値 は 約 1.71％ Δ k）。
（ 添 付 資 料 5.4.3）

9.1cm／ s 以
下

引抜速度の上限値として設定

起動領域計装Ａ ，Ｂ チ ャ ン ネ バ イ パ ス なのバイパス状ルそれぞれ 1 個 し態

Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム
信号が遅れることにより，厳しい
評価となる

期待する
（原子炉出
力ペリオド
短 信 号 （ 20秒 ））制御棒の引き抜きが制限されな い こ と に よ り ，制 御 棒 の 誤 操
作 の 量 が 増 加 し ，厳 し い 評 価 と
なる

期待しない
制御棒引抜 （原子炉出力
阻止信号
ペリオド短信号 （ 2 0 秒 ））スクラム信号

原子炉出力ペ
解析条件とリ オ ド 短 短（ 10同様秒）信号

設計値を設定運転員等操作時間に与える影響

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 2 ／ 2 ）評価項目パラメータに与える影響

停止時の制御棒の誤引き
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与となり，事象は収束する
える影響はない。
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，事故条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響を考慮する必要はない。
解析上では引抜速度の上限値を設定しているが，最確条件では上限 値 に 比 べ て 遅 い 引 抜 速 度 で あ り ，投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ，
停止時の制御棒の誤引き 評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短 バイパス状態がない場合は制御棒引抜阻止及びスクラム信号の応（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に よ 答 が 早 く な り ， 投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ， 評 価 項 目 と な る パ
り，自動的に原子炉スク ラメータに対する余裕が大きくなる。
ラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操制御棒引抜阻止に期待した場合，運転員が事象を認知して作を必要としない。
したがって，機器条件の 速 や か に 制 御 棒 を 挿 入 し ， 事 象 が 収 束 す る た め ， 評 価 項 目
不確かさが運転員等操作 と な る パ ラ メ ー タ に 対 す る 余 裕 は 大 き く な る 。
時間に与える影響を考慮する必要はない。
解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.4.3
反応度誤投入事象の代表性について

1.

はじめに
有効性評価では反応度の誤投入事象として，「 原子炉停止時に最大反応度価値を有する 1 本の制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，その隣接制
御棒の 1 本が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，臨界に至る事故」を想定している。これは，運転停止中に実施する停止時冷温臨界
検査や停止余裕検査を考慮した想定であり，その検査の制御棒引き抜き事象の代表性について以下に示す。

2.

運転停止中において制御棒を複数引き抜く検査
運転停止中の原子炉においては，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれた状態でも炉心の未臨界を維持できること）を確保した燃料配置としていることに加え，原子炉モード・スイッチを「燃料取替」位置にすることで，1 本を超える制御棒の引き抜きを阻止するインターロッ
クが作動する状態とし，不用意な臨界の発生を防止している。
しかしながら，停止余裕検査及び冷温臨界検査の実施時においては，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する。このため，これらの検査中に人的過誤が発生すると，想定を超える反応度が投入される可能性がある。
それぞれの検査の概要や対象となる制御棒等は以下のとおり。

(1)冷温臨界検査
検査の目的：臨界予測精度の維持・向上のためのデータベースの蓄積。

検査方法：あらかじめ作成した検査用引き抜きシーケンスに従って順
添付 5.4.3-1

番に対象となる制御棒引き抜きを実施し，臨界状態確認後に，制御棒パターン，原子炉水温度，ペリオド等のデータを採取する。
対象制御棒：評価ケースにより異なる。臨界状態が確認されるまで，複数本の制御棒の引き抜きを実施する。

事故防止対策：制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

(2)停止余裕検査
検査の目的：停止余裕（挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値を有す
る制御棒 1 本が挿入されない場合でも，原子炉を常に冷温で未臨界にできること）を確認する。

検査方法：①最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の全引き抜き。
②最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を位置Ｎ ※ まで挿入する。
※：最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の斜め方向に隣接した制御棒（ＣＲ−２）について停止余裕の確認に必要な引き抜き位置③最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の斜め隣接の制御棒（ＣＲ−２）を位置Ｎまで引き抜く。
④最大価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を再度全引き抜き
この状態で炉心が臨界未満であることを確認する。なお，
制御棒の引き抜きに際しては，1 ノッチ引き抜き毎に検査担当者で未臨界を確認している。

対象制御棒：最大反応度価値制御棒 1 本。
添付 5.4.3-2最大反応度価値制御棒の斜め隣接した制御棒 1 本。
引き抜かれる制御棒は斜め隣接の制御棒のうち反応度の補正に必要な価値を有していて印加反応度が大きすぎないよ
うに選択。
事故防止対策：制御棒価値ミニマイザによる制御棒操作手順の監視，又は制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

3.

想定する人的過誤
想定を超えた反応度が投入されるおそれのある人的過誤として，「 燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」について検討した。

3.1

単一の人的過誤(1)

燃料の誤装荷燃料の誤装荷は，燃料の誤配置や燃料・制御棒の装荷順序の誤りにより，想定以上の反応度が投入されることが考えられる。しかしながら，燃料を装荷する際は燃料取替機が自動で燃料装荷位置まで移動し，かつ作業員による燃料装荷位置の確認や定検時燃料移動監視装置による確認等が行われる。このため，本事象が発生しても適切に認知がされることから，反応度の連続投入や急激な反応度の投入は考えにくい。

(2)

制御棒の選択誤り
操作対象制御棒の選択を誤ると，当該制御棒の反応度価値が変化する。
停止時冷温臨界検査及び停止余裕検査では，事前に対象となる制御棒の価
添付 5.4.3-3

値が臨界近傍で大きくならないように評価により対象を選定しており，その制御棒パターンは制御棒価値ミニマイザ ※ や運転員等により監視されているため，操作対象以外の制御棒が選択されることは考えにくい。また，
選択誤りが発生した場合においても臨界付近での制御棒引き抜き操作は 1
ノッチずつであるため，反応度の急激な投入は考えにくい。
※ 停止余裕検査では使用していない。

(3)

制御棒の連続引き抜き
運転員，及び制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員が制御棒や起動領域計装の確認を実施しており，人的過誤発生時も認知が容易である。
しかし，これらの認知は運転員に期待しているため，有効性評価ではこれ
らの認知に期待せず，制御棒が連続引き抜きされることを想定する。

3.2

人的過誤の重畳
人的過誤として抽出した「燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」の重畳事象の発生について検討した。反応度の投入速
度等の理由 ※ から，検討するべき人的過誤の重畳は「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」のみであると考えられる。
評価の結果，人的過誤の重畳は発生の可能性が低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。
※：「制御棒の連続引き抜き」を含まない人的過誤が重畳した場合には，制御棒が 1
ノッチずつ引き抜かれるため，投入される反応度は「制御棒の連続引き抜き」に比べて小さいと考えられる。また，「燃料の誤装荷」については，燃料取替機
により自動で選択されるため，運転員等の作業時の誤りにより間違った配置になることは考えにくく，燃料の装荷順序に係るデータの入力についても十分確

添付 5.4.3-4

認がなされていることから，「燃料の誤装荷」単一の過誤発生確率でも十分低いと考えられ，他の過誤との重畳事象は考慮する必要がないと考えられる。

(1)「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時の人的過誤確率
人的過誤の重畳を考慮すべき試験は，「 2.

停止時において制御棒を複数引き抜く試験」に示すとおり，原子炉停止余裕検査及び冷温臨界検査である。通常，冷温臨界検査では機械的に制御棒の選択の誤りを防止している。
したがって，この機能を使用している場合は，人的過誤による制御棒の選択の誤りは発生しないため，人的過誤の重畳の考慮は不要である。これらの機能に期待しないで試験を実施することもあるため，その場合における人的過誤の重畳を検討した。なお，制御棒価値ミニマイザによる運転員の制御棒操作手順の監視に期待しない場合においては，操作する運転員以外の運転員が 1 名以上監視に当たることで人的過誤の発生を防止しているため，これらについてもモデル化する。
第 1 図に「制御棒の連続引き抜き」，第 2 図に「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳（人的過誤に従属性を考えた場合）における
ＨＲＡツリー及び人的過誤の確率を示す。
その結果，「制御棒の連続引き抜き」の単一の人的過誤に比べて「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳を考慮すると，発生確率が小さくなっていることがわかる。なお，ここでの評価は同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性については，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−６８８３のＳＰＡＲ−Ｈ手法における従属性レベルの選定フロー（第 1 表）に基づき，高従属と設定した。
同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性は，作業内容の差異やステップ毎に実施してい添付 5.4.3-5

ることから独立事象として考えることもでき，その場合についても評価した（第 3 図）。
以上のように人的過誤確率が発生する確率は低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。

第1図「制御棒の連続引き抜き」のＨＲＡツリー及び人的過誤確率

添付 5.4.3-6

第2図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（従属性を考慮する場合）
添付 5.4.3-7

第3図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（独立事象の場合）
添付 5.4.3-8

第1表

4.

ＳＰＡＲ−Ｈ手法における従属性レベルの選定フロー

過去に発生した制御棒誤引き抜け事象と東海第二発電所における発生防止

対策(1)

志賀原子力発電所 1 号炉における制御棒引き抜け事象
平成 11 年 6 月，志賀原子力発電所 1 号炉において，原子炉停止機能強化
工事の機能確認工事の準備として，制御棒関連の弁を操作していたところ，
3 本の制御棒が想定外に全挿入位置から引き抜かれ，原子炉が臨界状態となった。この事象により，原子炉自動停止信号が発生したが，直ちに制御棒が挿入されず，約 15 分間制御棒が全挿入されなかった。
この事象は，制御棒駆動水圧系（以下「ＣＲＤ」という。）の原子炉戻り
ラインの弁を開けずにＣＲＤ挿入ライン隔離弁を閉としたことにより，引き抜きラインに圧力がかかり，制御棒が引き抜けた。また，原子炉自動停
止信号が発生したにも関わらず制御棒が挿入されなかったのは，ＣＲＤ挿
入ライン隔離弁が閉であったこと及び制御棒駆動水圧制御ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）アキュムレータに圧力が充てんされていなかったことが原因である。
上記の事象を踏まえ，東海第二発電所では，次の対策を講じている。
添付 5.4.3-9

ａ．ＨＣＵ隔離時のＣＲＤリターンライン運転手順の整備
ｂ．原子炉−ＣＲＤ冷却水ヘッダ間差圧上昇時のＣＲＤポンプ自動トリ
ップインターロックの設置
これらの対策を考慮して制御棒の誤引き抜け事象の発生頻度を評価した
結果，4.5E-10／施設定期検査と評価され，志賀原子力発電所 1 号炉で発生した制御棒誤引き抜け事象と同様の事象が東海第二発電所で発生する頻度
は十分小さいことを確認している。

(2)

東海第二発電所における意図せぬ制御棒動作事象
東海第二発電所においては，制御棒の誤引き抜け事象等により反応度が誤投入された事象の発生実績はないが，平成 20 年 4 月，定期検査中（全燃
料取出，全制御棒全引き抜き，制御棒駆動水圧系ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）隔離）のところ，1 本の制御棒が 44 ポジション（全引き抜き位
置（48 ポジション）から 4 ポジション挿入）に動作し，「制御棒ドリフト」
警報が発報した。
この事象は，動作した制御棒のＨＣＵの制御弁のリークテストを実施中に，当該制御弁の圧力が安定せず加圧を通常よりも長時間実施したこと，
及び当該ＨＣＵ周りの手動弁のシートパスが重畳したことが原因である。
ただし，本事象は全燃料取出状態であったこと，及び制御棒は挿入側に動作した事象であることから，反応度が投入された事象ではない。
なお，当事象への対策として，以下の対策を行った。
・当該ＨＣＵ弁の弁体取り替え
・ＨＣＵリークテストにおける圧力が安定しない場合は，当該リークテストを中止する・警報処置手順書における「制御棒ドリフト」警報に本事象を発生要添付 5.4.3-10

因として加えることで，当該警報発報時にＨＣＵリークテストも要因の調査対象とする。

5.

重要事故シーケンスの想定
有効性評価では 2〜4 章を踏まえ，以下の理由により冷温臨界検査や原子炉停止余裕検査時に，人的過誤により制御棒が連続的に引き抜かれる事象を想定した。
このとき，引き抜かれる制御棒は，以下の点を考慮して「最大反応度価値を有する制御棒が全引き抜きされている状態での隣接制御棒の 1 本の引き抜き」を反応度誤投入の代表性があるものとして選定した。
・引き抜かれる制御棒の反応度価値が管理値 ※ を超えるもの
・冷温臨界検査や停止余裕検査での試験対象や事故防止の対策
・一般的に臨界近傍まで複数の制御棒を引き抜いていくと，1 本当たりの制御棒価値は相対的に低下していく傾向にあること・設計により挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値制御棒 1 本が引き抜かれた状態であっても臨界未満が維持されていること
以上より，反応度の誤投入事象として，「原子炉停止時に最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が全引き抜きされている状態から，その隣接制御棒の 1本が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，臨界に至る事故」
を代表性のあるシナリオとしている。
※：冷温臨界検査においては，臨界近接における制御棒の反応度価値は 1.0％Δk 以
下となるよう管理

添付 5.4.3-11

6.

必要な要員及び資源の評価

6.1

必要な要員及び資源の評価条件(1)

要員の評価条件
ａ．各事故シーケンスグループにおいて対応可能であるか評価を行う。
ｂ．招集要員に期待しない重要事故シーケンス等においては，中央制御室の発電長，副発電長，運転員及び発電所構内に常駐している重大事故等対応要員により，必要な作業対応が可能であることを評価する。
また，招集要員に期待する重要事故シーケンス等において，事象発生
2 時間までは，中央制御室の運転員及び発電所構内に常駐している重大事故等対応要員のみにより必要な作業対応が可能であること，さらに事象発生 2 時間以降は発電所外から招集される招集要員についても考慮して，必要な作業対応が可能であることを評価する。なお，発電所外から招集される招集要員については，実際の運用では集まり次第，作業対応が可能であるが，評価上は事象発生 2 時間以前の招集要員による作業対応は見込まないものとする。
ｃ．可搬型設備操作において，可搬型設備を事象発生から 8 時間までは機能に期待しないと仮定するため，その使用開始を 8 時間後として要員を
評価する。

(2)

資源の評価条件
ａ．全般(a)

重大事故等対策の有効性評価において，通常系統からの給水及び給電が不可能となる事象についての水源，燃料及び電源に関する評価を実施する。また，前提として，有効性評価の条件（各重要事故シーケ
ンス等特有の解析条件又は評価条件）を考慮する。
6-1

ｂ．水源
(a)

炉心，格納容器等への注水において，水源となる代替淡水貯槽の保有水量（約 4,300m ３ ：有効水量）が，淡水貯水池から可搬型代替注水
大型ポンプを用いた水の移送を開始するまでに枯渇しないことを評
価する。

(b)

代替淡水貯槽については，淡水貯水池から可搬型代替注水大型ポンプを用いた水の移送で必要注水量以上が補給可能であることを評価
する。

(c)

水源の評価については，必要注水量が多い重要事故シーケンス等が水源（必要水量）として厳しい評価となることから，必要注水量が多い重要事故シーケンス等を評価し成立性を確認することで，他の事故
シーケンスグループ等も包絡されることを確認する。

ｃ．燃
(a)

料
非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機等」という。），常設代替交流電源
設備，可搬型代替注水大型ポンプのうち，事故シーケンスグループ等
における事故収束に必要な設備を考慮し，消費する燃料（軽油）が，備蓄している軽油量にて 7 日間の運転継続が可能であることを評価する。
(b)

外部電源喪失を想定しない重要事故シーケンスにおいては，仮に外部電源が喪失し非常用ディーゼル発電機等及び必要に応じて常設代
替交流電源設備から給電することを想定し，燃料消費量の確認を行う。
この場合，燃料（軽油）の備蓄量として，軽油貯蔵タンク（約 800kL）の容量を考慮する。

(c)

全交流動力電源喪失の発生を想定する重要事故シーケンス等につ6-2

いては，常設代替交流電源設備からの給電による燃料消費量の評価を行う。
この場合，燃料（軽油）の備蓄量として，軽油貯蔵タンク（約 800kL）の容量を考慮する。
(d)

燃料消費量の計算においては，電源設備等が保守的に事象発生直後から最大負荷で連続運転することを想定し算出する。

(e)

可搬型代替注水大型ポンプの使用を想定する重要事故シーケンス等については，可搬型代替注水大型ポンプの燃料消費量の評価を行う。
この場合，燃料（軽油）の備蓄量として，可搬型設備用軽油タンク（約 210kL）の容量を考慮する。

ｄ．電
(a)

源
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する重要事故シーケ

ンス等においては，有効性評価で考慮する設備への常設代替交流電源
設備からの電源供給時の最大負荷が，連続定格容量未満となることを
評価する。
(b)

外部電源喪失を想定しない重要事故シーケンス等においても，保守的に外部電源が喪失するものとして評価する。

(c)

各事故シーケンスグループ等における対策に必要な設備は，重要事
故シーケンス等の対策設備に包絡されるため，重要事故シーケンス等を評価し成立性を確認することで，事故シーケンスグループ等も包絡されることを確認する。

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果(1)

必要な要員の評価結果
各事故シーケンスグループ等において，重大事故等対策時に必要な操作
6-3

項目，必要な要員数及び移動時間を含めた各操作の所要時間について確認した。
原子炉運転中に必要な要員数が最も多い事故シーケンスグループは，「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」であり，事象発生後 2 時間に必要な要員は 20 名である。必要な作業対応及び有効性評価においては考慮
しないが実際に重大事故等の発生時に実施する操作を合わせても，中央制御室の運転員 7 名，発電所構内に常駐している災害対策要員 32 名の初動体制の要員 39 名で対処可能である。これらの要員数を時間外，休日（夜間）においても確保可能である。また，事象発生 2 時間以降に追加で必要な要員数は 6 名であり，招集要員（72 名）により確保可能である。
原子炉運転停止中に必要な要員数が最も多い事故シーケンスグループ等
は，「5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」，「5.2

全交流動力電源喪失」及び「5.3

原子炉冷却材流出」の事象であり，事象発生後 2 時間に必要な要員は 7 名である。必要な作業対応は，中央制御室の運転員 5 名，発電所構内に常駐している災害対策要員
32 名の初動体制の要員 37 名で対処可能である。これらの要員数を時間外，休日（夜間）においても確保可能である。
使用済燃料プールに燃料が取り出されている期間において，必要な要員が最も多い事故シーケンスグループ等は，「4.1

想定事故１」及び「4.2

想定事故２」の事象であり，事象発生後 2 時間に必要な要員は 13 名である。
必要な作業対応は，中央制御室の運転員 5 名，発電所構内に常駐している
災害対策要員 32 名の初動体制の要員 37 名で対処可能である。これらの要
員数を時間外，休日（夜間）においても確保可能である。また，事象発生
2 時間以降に追加で必要な要員数は 2 名であり，招集要員（72 名）により確保可能である。
6-4

（添付資料 6.1.1，6.2.1，6.2.2）

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果
事象発生後 7 日間は，外部からの支援がない場合においても，必要量以上の水源，燃料及び電源の供給が可能である。
(1)

水源の評価結果
ａ．原子炉，格納容器等への注水
原子炉，格納容器等への注水における水源評価において，最も厳しくなる事故シーケンスグループ等は，「3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）のうち，事故収束に代替循環冷却を使用しない場合（3.1.3）」である。
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器スプレイ等において，約 5,690m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ ，淡水貯水池に約 5,000m ３ の水を保有しており，事象発生 48 時間程度以降から淡水貯水池から代替淡水貯槽へ水の移送を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，代替淡水貯槽を水源とした 7 日間の注水継続が可能である。
ｂ．使用済燃料プールへの注水
使用済燃料プールへの注水における水源評価において，最も厳しくなる事故シーケンスグループ等は，「4.1

想定事故１」及び「4.2

想定事故２」である。
可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール注水において，約
2,470m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に約 4,300m ３ ，淡水貯水池に約 5,000m ３ の6-5

水を保有しており，7 日間の注水継続が可能である。
（添付資料 6.3.1）(2)

燃料の評価結果
ａ．電源供給に係る燃料評価
最も軽油貯蔵タンクの燃料の消費量が厳しくなる事故シーケンスグル
ープ等は，「2.1高圧・低圧注水機能喪失」等である。

非常用ディーゼル発電機等及び常設代替交流電源設備からの電源供給については，保守的に事象発生直後から最大負荷で運転することを想定
すると，7 日間の運転継続に約 756kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タ
ンクに備蓄している軽油量の合計は約 800kL であり，必要量の軽油を供給可能である。
ｂ．可搬型設備に係る燃料評価
最も可搬設備用軽油タンクの燃料の消費量が厳しくなる事故シーケン
スグループ等は，「2.1高圧・低圧注水機能喪失」等である。

可搬型代替注水大型ポンプを考慮する事故シーケンスグループ等では，保守的に事象発生直後から最大負荷での運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 35kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに備蓄している軽油量の合計は約 210kL であり，必要量の軽油を供給可能である。
（添付資料 6.3.1）(3)電源の評価結果
電源評価において，最も負荷が厳しくなる事故シーケンスグループ等は，「5.2

全交流動力電源喪失」である。

常設代替交流電源設備の電源負荷については，重大事故等対策時に必要な負荷として，合計約 4,255kW 必要となるが，常設代替交流電源設備の連続定格容量である 5,520kW 未満であることから，必要負荷に対しての電源
6-6供給が可能である。
なお，直流電源については外部電源喪失時においても，非常用ディーゼ
ル発電機等又は常設代替交流電源設備から交流電源を充電器盤に供給することで継続的な直流電源の供給が可能である。なお，事故シーケンスグル
ープ「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」においては，交流電源が事象発生後 24 時間復旧しない場合を想定しており，この場合でも直流電源負荷の制限の実施により，事象発生後 24 時間の連続した直流電源の供給が可能である。
（添付資料 6.3.1）

6-7

添 付 資 料 6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

東海第二発電所の原子炉運転中に重大事故等が発生した場合，使用済燃料プールについても重大事故等が発生すると想定し，それらの対応を含めた同時被災時に必要な要員，資源について整理する。
なお，更に使用済燃料乾式貯蔵設備の原子炉等との重大事故等同時被災を想定しても，使用済燃料乾式貯蔵容器への対応を要する状態にはならないため，原子炉及び使用済燃料プールの重大事故等の対応に必要となる要員及び資源は使用されることはなく確保される。
また，東海第二発電所と同一敷地内に設置している東海発電所（廃止 措 置 中 ， 核 燃 料 搬 出 済 み 。） 等 の 他 事 業 所 の 同 時 被 災 を 想 定 し て も ，
東海第二発電所の重大事故等の対応に必要となる要員及び資源を使用することがなく，他事業所が被災する状況になった場合においても，
東海第二発電所の重大事故等対応に係るアクセスルートが確保されるようにしている。

1.

同時被災時に必要な要員及び資源の十分性(1)

想定する重大事故等
使用済燃料プールに係る重大事故等を除く有効性評価の各シナ

リ オ の う ち ，必 要 な 要 員 及 び 資 源（ 水 源 ，燃 料 及 び 電 源 ）毎 に 最 も厳しいシナリオを想定する。
使用済燃料プールについては，全交流動力電源喪失及びスロッシングの発生を想定する。
添付 6.1.1-1

第 1 表 に 想 定 す る 状 態 を 示 す 。上 記 に 対 し て ，7 日 間 の 対 応 に 必要な要員，必要な資源への影響を確認する。
なお，火災対応に係る要員及び資源は重大事故等対応に必要な要 員 及 び 資 源 と 重 複 利 用 す る こ と が な い た め ，こ こ で は ，火 災 対 応に係る要員及び資源の評価は行わない。
(2)

評価結果

ａ．必要な要員の評価
重大事故等発生時に必要な使用済燃料プールへの対応操作に
つ い て は ，常 設 低 圧 代 替 注 水 ポ ン プ 等 を ，炉 心 等 へ の 対 応 と 使 用
済 燃 料 プ ー ル へ の 対 応 に 同 時 に 使 用 す る こ と が 可 能 で あ り ，使 用済燃料プールへの対応が必要となるまでには 1 日以上の余裕があ る 。こ の た め ，原 子 炉 側 へ の 重 大 事 故 等 対 策 を 行 っ て い る 運 転員，災害対策要員にて対応可能である。

ｂ．必要な資源の評価(a)

水源
水 源 の 使 用 量 が 最 も 多 い「 雰 囲 気 圧 力・温 度 に よ る 静 的 負 荷（ 格 納 容 器 過 圧・過 温 破 損（ 代 替 循 環 冷 却 を 使 用 し な い 場 合 ））」を想定すると，炉心注水，格納容器スプレイ等のために，7 日
間 で 約 5,690m ３ の 水 が 必 要 と な る 。ま た ，第 2 表 に 示 す と お り ，
事象発生から 7 日間の間に必要となる使用済燃料プールへの注水量（通常水位までの水位回復及びその後の水位維持）は，
約 527m ３ と な る 。（ 合 計 約 6,217m ３ ）水 源 と し て ，代 替 淡 水 貯 槽 に 約 4,300m ３ 及 び 淡 水 貯 水 池 に 約5,000m ３ の 水 を 保 有 し て い る た め ， 原 子 炉 及 び 使 用 済 燃 料 プ ー
添付 6.1.1-2

ルの対応について，7 日間の対応は確保である。
(b)

燃料（軽油）
軽 油 貯 蔵 タ ン ク の 軽 油 消 費 量 が 最 も 多 い「 高 圧・低 圧 注 水 機

能喪失」を想定すると，非常用ディーゼル発電機（2 台）及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機並びに常設代替交流電
源 設 備 の 7 日 間 の 運 転 継 続 に 約 756kL ※ が 必 要 と な る 。
ま た ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク の 軽 油 消 費 量 が 最 も 多 い「 高圧 ・ 低 圧 注 水 機 能 喪 失 」を 想 定 す る と ，可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ
ン プ の 7 日 間 の 運 転 継 続 に 約 35kL ※ が 必 要 と な る 。
軽 油 貯 蔵 タ ン ク に 約 800kL ， 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク に 約
210kL の 軽 油 を 保 有 し て い る こ と か ら ， 原 子 炉 及 び 使 用 済 燃 料
プールの対応について，7 日間の対応は可能である。
※ ： 保 守 的 に 事 象 発 生 直 後 か ら 運 転 を 想 定 し ，燃 費 は 最 大 負荷時を想定。
(c)

電源
常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 か ら の 電 源 供 給 に よ り ，重 大 事 故 等 の

対 応 に 必 要 な 負 荷 に 電 源 供 給 が 可 能 で あ る 。な お ，常 設 代 替 交流 電 源 設 備 ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 等 か ら の 給 電 が で き な い
場合に備え，可搬型計測器使用等の手順を用意している。

(3)

重大事故等時対応への影響について「 (2)

評価結果」に示すとおり，重大事故等発生時に必要となる 対 応 操 作 は ，運 転 員 ，災 害 対 策 要 員 及 び 2 時 間 以 降 の 発 電 所 外 からの招集要員にて対応可能であることから，重大事故等に対応する要員に影響を与えない。
添付 6.1.1-3

確保する各資源にて原子炉及び使用済燃料プールにおける 7 日間の対応が可能である。
以上のことから，原子炉及び使用済燃料プールで同時に重大事故等が発生した場合にも，その対応への影響はない。

2.

まとめ
1. に 示 す と お り ， 原 子 炉 及 び 使 用 済 燃 料 プ ー ル に お い て 同 時 に 重大事故等が発生した場合にも，対応は可能である。

添付 6.1.1-4

第 1表
項目

想定する状態
状

態

・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでスロッシング発生
要員

・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」
・ 「 想 定 事 故 2（ 使 用 済 燃 料 プ ー ル 漏 え い ） 」 ※ １
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでスロッシング発生

水源・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」
・ 「 想 定 事 故 2（ 使 用 済 燃 料 プ ー ル 漏 え い ） 」 ※ １
・外部電源喪失※２
・使用済燃料プールでスロッシング発生

燃料・「高圧・低圧注水機能喪失」
・ 「 想 定 事 故 2（ 使 用 済 燃 料 プ ー ル 漏 え い ） 」 ※ １
・全交流動力電源喪失
・使用済燃料プールでスロッシング発生
電源・「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）」
・ 「 想 定 事 故 2（ 使 用 済 燃 料 プ ー ル 漏 え い ） 」 ※ １※1

同時被災時の使用済燃料プール状態を想定する。また，サイフォン現象に よ る 漏 え い 量 よ り ，ス ロ ッ シ ン グ に よ る 溢 水 量 の 方 が 多 い た め ，ス ロ ッ
シングによる漏えいを想定する。
※2 燃料については，消費量を保守的に評価する観点から，外部電源喪失が発生し，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機並びに常設代替交流電源設備の運転を継続させる状態を想定する。

添付 6.1.1-5

第 2表

使用済燃料プールの対応に必要な水量等
使用済燃料プール

炉心燃料

装荷済

原子炉開放状態

未開放（プールゲート閉）水位

通常運転水位想定するプラントの状態

スロッシングによる漏えい

ス ロ ッ シ ン グ 溢 水 量 [m ３ ]約 64

100℃ 到 達 ま で の 時 間 [h] ※ １

約 35

必 要 な 注 水 量 ① ※ ２ [m ３ @168h]

約 463

事故発生から燃料有効長頂部到達
約 229
ま で の 時 間 [h]※１

必 要 な 注 水 量 ② ※ ３ [m ３ @168h]

約 527※ １ 初 期 水 温 を 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 の 実 績 を 踏 ま え て 40 ℃ と し た 場 合 の時間※２ 「必要な注水量①」：蒸発による水位低下防止に必要な注水量。
※ ３ 「 必 要 な 注 水 量 ② 」： 通 常 水 位 ま で の 回 復 及 び そ の 後 の 水 位 維 持 に 必 要な注水量。

添付 6.1.1-6

添付資料 6.2.1
重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について

重大事故等の発生時においては，原子力警戒態勢を発令し，災害対策本部要員を召集することで事故の対応に当たる。時間外，休日（夜間）において，初動体制として，中央制御室の運転員 7 名（運転停止
中 に お い て は 5 名 ）， 発 電 所 構 内 に 常 駐 し て い る 災 害 対 策 要 員 32 名 の合 計 39 名 （ 運 転 停 止 中 に お い て は 37 名 ） に よ り ， 迅 速 な 対 応 を 図 ることとしている。また，事象発生 2 時間以降は，発電所外から招集される招集要員も考慮した対応を行う。
第 1 表及び第 2 表に各事故シーケンスグループ等における作業に必
要な要員数及び事象発生 2 時間以降に必要となる招集要員の要員数を示す。
原 子 炉 運 転 中 に 最 も 多 く 要 員 を 必 要 と す る の は ，「 2.3.1

全交流動

力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）」 で あ る 。 招 集 要 員 に 期 待 し な い 事 象 発 生 後 2
時間に必要な要員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転員 5 名，災害対策本部要員（通報連絡等を行う要員）2 名及び重大事故等対応要員
11 名 の 合 計 20 名 で あ る こ と か ら ， 初 動 体 制 の 要 員 （ 39 名 ） で 事 故 対応が可能である。また，事象発生 2 時間以降に必要となる招集要員は6 名 で あ り ， 発 電 所 外 か ら 2 時 間 以 内 に 招 集 可 能 な 要 員 （ 72 名 ） で 確保可能である。
原 子 炉 運 転 停 止 中 に 最 も 多 く 要 員 数 を 必 要 と す る の は ，「 5.1崩壊

熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 の 故 障 に よ る 停 止 時 冷 却 機 能 喪 失 ）」，「 5.2

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 及 び 「 5 .3

原子炉冷却材流出」の事象である。招集要員に期待しない事象発生後 2 時間に必要な要員は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転員 3 名及び災害対策本部要員（通報連添付 6.2.1-1

絡 等 を 行 う 要 員 ）2 名 の 合 計 7 名 で あ る こ と か ら ，初 動 体 制 の 要 員（ 37名）で事故対応が可能である。
使用済燃料プールに燃料を取り出している期間中に最も要員を必要と す る の は ，「 4.1

想 定 事 故 １ 」 及 び 「 4.2

想 定 事 故 ２ 」の 事 象 で ある 。招 集 要 員 に 期 待 し な い 事 象 発 生 後 2 時 間 に 必 要 な 要 員 は ，発 電 長 1
名，副発電長 1 名，運転員１名，災害対策本部要員（通報連絡等を行う 要 員 ）2 名 及 び 重 大 事 故 等 対 応 要 員 8 名 の 合 計 13 名 で あ る こ と か ら ，
初 動 体 制 の 要 員 （ 37 名 ） で 対 応 が 可 能 で あ る 。 ま た ， 事 象 発 生 2 時 間以降に必要となる招集要員は 2 名であり，発電所外から 2 時間以内に
招 集 可 能 な 要 員 （ 72 名 ） で 確 保 可 能 で あ る 。
各事故シーケンスグループ等において，事象発生後 2 時間までに必要な作業については初動体制の要員により実施可能である。また，事象発生 2 時間以降は，発電所外から招集される招集要員についても期待できる。以上より，重大事故等対策の成立性に問題がないことを確認した。

添付 6.2.1-2

第 1表

運 転 中 の 各 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 に お け る 初 動 要 員 と 招 集 要 員 （ 1／ 2）
当直員

事故シ－ケンス

添付 6.2.1-3

発電所に常駐している要員及び招集
要員
2.1
高圧・低圧注水機能喪失
2.2
高圧注水・減圧機能喪失
2.3.1
全交流電源喪失（長期ＴＢ）
2.3.2
全交流電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）
2.4.1
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）
2.4.2
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）
2.5
原子炉停止機能喪失
2.6
LOCA 時 注 水 機 能 喪 失
2.7
格納容器バイパス（ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA）
2.8
津波浸水による注水機能喪失

災害対策要員
重大事故等
対応要員

庶務班

必要
要員数

招集要員
（2 時間後）

21

11

39

72

8

10

－

17

5

2

0

2

－

6

0

7

2

11

13

－

20

6

4

6

2

0

2

－

8

0

1

4

6

2

0

2

－

8

0

1

1

5

7

2

8

10

－

17

5

1

1

2

4

2

0

2

－

6

0

1

1

5

7

2

8

10

－

17

5

1

1

5

7

2

1

3

－

10

0

1

1

4

6

2

0

2

－

8

0

発電長

副発電長

運転員

合計

災害対策
本部要員

1

1

5

7

4

17

1

1

5

7

2

1

1

2

4

1

1

5

1

1

1

は，必要な要員数が最大となる事故シーケンスグループ等を示す。

合計

第 1表

運 転 中 の 各 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 等 に お け る 初 動 要 員 と 招 集 要 員 （ 2／ 2）
当直員

事故シ－ケンス

添付 6.2.1-4

発電所に常駐している要員及び招集
要員
3.1.2
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）
3.1.3
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）
3.2
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
3.3
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却
材相互作用
3.4
水素燃焼
3.5
溶融炉心・コンクリート相互作用

災害対策要員
重大事故等
対応要員

庶務班

必要
要員数

招集要員
（2 時間後）

21

11

39

72

0

2

－

8

0

2

8

10

－

17

5

6

2

0

2

－

8

0

4

6

2

0

2

－

8

0

1

4

6

2

0

2

－

8

0

1

4

6

2

0

2

－

8

0

発電長

副発電長

運転員

合計

災害対策
本部要員

1

1

5

7

4

17

1

1

4

6

2

1

1

5

7

1

1

4

1

1

1
1

合計

第 2表

運転停止中の各事故シーケンスグループ等における初動要員と招集要員
当直員

事故シ－ケンス

添付 6.2.1-5

発電所に常駐している要員及び招集
要員
4.1
想定事故 1
4.2
想定事故 25.1
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時
冷却機能喪失）5.2
全交流動力電源喪失
5.3
原子炉冷却材流出
5.4
反応度の誤投入

災害対策要員
重大事故等
対応要員

庶務班

必要
要員数

招集要員
（2 時間後）

21

11

37

72

8

10

－

13

2

2

8

10

－

13

2

5

2

0

2

－

7

0

3

5

2

0

2

－

7

0

1

3

5

2

0

2

－

7

0

－

－

－

－

－

－

－

－

－

発電長

副発電長

運転員

合計

災害対策
本部要員

1

1

2

4

4

17

1

1

1

3

2

1

1

1

3

1

1

3

1

1

1
－

は，必要な要員数が最大となる事故シーケンスグループ等を示す。

合計

添付資料 6.2.2
重要事故（評価事故）シーケンス以外の
事故シーケンスの要員の評価について

1.

はじめに
各 事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ の 有 効 性 評 価 で ，重 要 事 故（ 評 価 事 故 ）シーケンスの事故対応に必要な要員について評価している。各事故
シーケンスグループのその他の事故シーケンスについては本資料にて ，重 要 事 故 シ ー ケ ン ス の 作 業 項 目 を 基 に 必 要 な 要 員 数 を 確 認 す る 。

2.

重要事故シーケンス以外の事故シーケンスにおける要員の評価結果
重要事故シーケンス以外の事故シーケンスにおいて，重大事故等対策の実施に必要な作業項目を抽出し，各事故シーケンスグループの重要事故シーケンスと比較し，発電長，副発電長，運転員及び緊急時対策要員の要員数を確認した。その結果は，第 1 表から第 3 表
及び別紙のとおりである。
なお，評価の結果，最も要員が必要となる事故シーケンスにおいて も 最 大 20 名 （ 原 子 炉 停 止 状 態 で は 7 名 ） で あ り ， 重 大 事 故 等 対 策
要 員 の 39 名 （ 原 子 炉 停 止 状 態 で は 37 名 ） 以 内 で 重 大 事 故 等 の 対 応が可能である※１。
※１：記載値は招集要員を除く。招集要員は最大 6 名に対して事象
発生 2 時間まで必要な要員数を十分確保できる。

添付 6.2.2-1

3.
(1)

必要な要員の評価方法
各事故シーケンスの評価においても，対応する重要事故シーケ
ンスと同様又は保守的な条件で評価する。

(2)

事故発生初期の状況判断時に対応する確認行為については，これまでの重要事故シーケンスと同様に，中央制御室の全ての運転員で対応するため，要員数としての評価は不要とする。

(3)

運転員の操作及び移動についても重要事故シーケンスと同様の考え方にて評価を行う。

(4)「運転中の原子炉における重大事故」の評価は，別紙「必要な要員数の観点での評価事故シーケンスの代表性の整理」に示すとおり，要員の観点で厳しいＰＤＳ及び炉心損傷後の事故シーケンスを考慮しても，現在の要員数で重大事故への対応は可能
であり，必要な要員数を考慮しても評価事故シーケンスは代表性を有していることを確認する。

添付 6.2.2-2

第1表
事故シーケ
ンスグルー
プ

高圧・低圧
注水機能喪
失

重要事故
シーケンス

過渡事象
＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

その他の事故シーケンス

事象進展及び人数の増減理由

2.1-①
過渡事象
＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
2.1-②
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
2.1-③
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

・「給水流量の全喪失」と同時に「外部電源喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,その後，急速減圧を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）のみであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・手動停止により全制御棒挿入操作後,「給水流量の全喪失」が発生する。給水流量の全喪失の対応として「主蒸気隔離弁閉」操作も想定する。
・原子炉は高圧状態にあるため原子炉の減圧操作後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施し原子炉水位を維持する。
・格納容器は除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入操作後に事故が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

添付 6.2.2-3

2.1-④
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
2.1-⑤
サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高圧注水・
減圧機能喪
失

過渡事象
＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故の評価結果（1／4）

2.2-①
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗
2.2-②
サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

・手動停止により全制御棒挿入操作後,「給水流量の全喪失」が発生する。給水流量の全喪失の対応として「主蒸気隔離弁閉」操作も想定する。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,その後，急速減圧を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・格納容器は除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入操作後に事故が発生すること及び原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・サポート系 1 区分の喪失の場合，一般的に他の区分が健全であるため対応手段が著しく制限される状態ではないが，事象を厳しくするため起因事象として緩和設備への影響が大きい「交流電源故障」を代表として設定する。
・「交流電源故障（区分Ⅱ）」発生により，給復水系の制御機能等が喪失し，原子炉スクラムする。
・原子炉は高圧状態にあるため原子炉の減圧操作後，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施し原子炉水位を維持する。
・重要事故シーケンスとの差異は「交流電源故障（区分Ⅱ）」が発生することであり，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・サポート系 1 区分の喪失の場合，一般的に他の区分が健全であるため対応手段が著しく制限される状態ではないが，事象を厳しくするため起因事象として緩和設備への影響が大きい「交流電源故障」を代表として設定する。
・「交流電源故障（区分Ⅱ）」発生により，給復水系の制御機能等が喪失し，原子炉スクラムする。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,その後，急速減圧を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・重要事故シーケンスとの差異は「交流電源故障（区分Ⅱ）」及び原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・手動停止により全制御棒挿入後，「給水流量の全喪失」が発生する。給水流量の全喪失の対応として「主蒸気隔離弁閉」操作も想定する。
・原子炉水位が低下するため低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系を準備後，原子炉の減圧を試みるが失敗する。
・過渡時自動減圧回路の作動により逃がし安全弁が自動開放することで原子炉圧力が低下し，低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水により原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入後に事故が発生することであり，事象進展は穏やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・サポート系 1 区分の喪失に伴い，原子炉スクラムする。
・原子炉水位が低下するため低圧注水系又は低圧炉心スプレイ系を準備後，原子炉の減圧を試みるが失敗する。
・過渡時自動減圧回路の作動により逃がし安全弁が自動開放することで原子炉圧力が低下し，低圧注水系又は低圧炉心スプレイ系による原子炉注水により原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は，使用できる残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系の系統数のみであり，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

必要要員数

重要事故シーケン
スに必要な要員数

17

17

17
17

17

17

6
6
6

第1表

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故の評価結果（2／4）

事故シーケ
ンスグルー
プ

重要事故
シーケンス

その他の事故シーケンス

事象進展及び人数の増減理由

全交流動力
電源喪失
（長期TB）

外部電源喪失＋DG 失敗＋ HPCS 失 敗（RCIC 成功）

2.3.1-①
サポート系喪失（直流電源故障）＋DG 失敗＋HPCS 失敗（RCIC 成功）

・区分 2 サポート系喪失に伴う「外部電源喪失」により，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達することで，原子炉隔離時冷却系が自動起動
し，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・電源復旧後，常設代替交流電源設備により非常用高圧母線を受電し，残留熱除去系による原子炉注水に切り替えることで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は使用できる計装設備の数のみであり，事象進展への影響はなく，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・「外部電源喪失」により，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，常設代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉を減圧することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・非常用母線復旧後，残留熱除去系による原子炉注水に切り替えることで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）のみであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・区分 1 サポート系喪失に伴う「外部電源喪失」により，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，常設代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉を減圧することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・非常用高圧母線復旧後，残留熱除去系による原子炉注水に切り替えることで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）のみであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・「外部電源喪失」により，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・同時に非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が故障するが，常設代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉を減圧することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・非常用高圧母線復旧後，残留熱除去系による原子炉注水に切り替えることで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は使用できる計装設備の数のみであり，事象進展への影響はなく，必要な操作は同様であるため，人数は減少する。
・区分 1 サポート系喪失に伴う「外部電源喪失」により，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，常設代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉を減圧することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位が維持される。
・非常用高圧母線復旧後，残留熱除去系による原子炉注水に切り替えることで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は使用できる計装設備の数のみであり，事象進展への影響はなく，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

2.3.2-①
外部電源喪失＋DG 失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗

外部電源喪失
全交流動力＋直流電源失
電源喪失
敗（TBD，TBP，＋高圧炉心冷
TBU）
却失敗

2.3.2-②
サポート系喪失（直流電源喪失）＋DG 失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗

添付 6.2.2-4

2.3.2-③
外部電源喪失＋DG 失敗＋高圧炉心冷却失敗
2.3.2-④
サポート系喪失（直流電源喪失）＋DG 失敗＋高圧炉心冷却失敗

必要要員数

重要事故シーケン
スに必要な要員数

20

20

8

8
8

8

8

第1表
事故シーケ
ンスグルー
プ

重要事故
シーケンス

その他の事故シーケンス
2.4-①
過渡事象
＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋RHR 失敗
2.4-②
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋RHR 失敗
2.4-③
手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋RHR 失敗

崩壊熱除去
機能喪失

過渡事象
＋RHR 失敗

2.4-④
サポート系喪失（自動停止）＋RHR 失敗

添付 6.2.2-5

2.4-⑤
サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋RHR 失敗

2.4-⑥
LOCA＋RHR 失敗

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故の評価結果（3／4）

事象進展及び人数の増減理由
・「給水流量の全喪失」発生後，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする（起因事象は原子炉水位低下の観点で厳しい「給水流量の全喪失」を設定）。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,原子炉隔離時冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）のみであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・手動停止による全制御棒の挿入後,「給水流量の全喪失」が発生する。給水流量の全喪失の対応として「主蒸気隔離弁閉」操作も想定する。
・原子炉水位は原子炉隔離時冷却系及び原子炉減圧後の低圧代替注水系（常設）により維持される。
・除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し格納容器圧力逃がし装置等又は常設代替海水取水設備を使用した残留熱除去系により格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入操作後に事故が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・手動停止による全制御棒の挿入後,「給水流量の全喪失」が発生する。全給水喪失の対応として「主蒸気隔離弁閉」操作も想定する。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,原子炉隔離時冷却系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し格納容器圧力逃がし装置等又は常設代替海水取水設備を使用した残留熱除去系により格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入操作後に事故が発生すること及び原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）であり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・サポート系 1 区分の喪失の場合，一般的に他の区分が健全であるため対応手段が著しく制限される状態ではないが，事象を厳しくするため起因事象として緩和設備への影響が大きい「交流電源故障」を代表として設定する。
・「交流電源故障（区分Ⅱ）」発生により，給復水系の制御機能等が喪失し，原子炉スクラムする。
・重要事故シーケンスとの差異は「交流電源故障（区分Ⅱ）」が発生することであり，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・サポート系 1 区分の喪失の場合，一般的に他の区分が健全であるため対応手段が著しく制限される状態ではないが，事象を厳しくするため起因事象として緩和設備への影響が大きい「交流電源故障」を代表として設定する。
・「交流電源故障（区分Ⅱ）」発生により，給復水系の制御機能等が喪失し，原子炉スクラムする。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,その後，急速減圧を実施し，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで原子炉水位は回復する。
・重要事故シーケンスとの差異は「交流電源故障（区分Ⅱ）」及び原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・「外部電源喪失＋LOCA」発生後，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を開始することで原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉隔離時冷却系の機能に期待できないこと及び原子炉冷却材が格納容器に漏えいすることで，格納容器圧力の上昇が早くなることであるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・なお，事故事象の有効性評価としては期待できる緩和設備をより少なくしている LOCA 時注水機能喪失にて確認される。

必要要員数

重要事故シーケン
スに必要な要員数

17

17

17

17

17

17

【取水機能が喪失した場合】
8【残留熱除去機能が喪失した場合】
17

第1表
事故シーケ
ンスグルー
プ

原子炉停止
機能喪失

LOCA時注水
機能喪失

格納容器バ
イパス
（ISLOCA）

重要事故
シーケンス

過渡事象
＋原子炉停止失敗

その他の事故シーケンス

2.5-①
サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗

2.5-②
LOCA
＋原子炉停止失敗

LOCA＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷
却失敗

2.6-①
LOCA
＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

インターフェ
イスシステム
LOCA

重要事故シーケンス以外のシーケンスなし添付 6.2.2-6

2.8-①
最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩ
Ｃ成功）

津波浸水に
よる注水機
能喪失

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失（全交流動力
電源喪失＋最終ヒートシンク喪失）

2.8-②
最終ヒートシンク喪失＋高圧
炉心冷却失敗2.8-③
最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故の評価結果（4／4）

事象進展及び人数の増減理由
・サポート系 1 区分喪失に伴い，原子炉スクラム信号が発信又は手動スクラムを実施するが，原子炉スクラムに失敗する。
・直流電源故障（区分Ⅰ，Ⅱ）時は当該区分の代替原子炉冷却材再循環ポンプトリップ機能が喪失するが，手動停止に期待できる。
・ほう酸水注入系により原子炉出力が抑制され，未臨界に至る。
・給水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は，使用できる残留熱除去系の系統数等であるが，中央制御室の運転員による対応となることから要員数は変化しない。
・「LOCA」発生後，原子炉冷却材流出により，原子炉スクラム信号が発信又は手動スクラムを実施するが，原子炉スクラムに失敗する。
・代替制御棒挿入機能の動作により，原子炉は未臨界になる。
・代替制御棒挿入機能に期待できない場合は，ほう酸水注入系により原子炉出力を抑制する。
・給水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系により原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異として，LOCA への対応が生じるが，中央制御室の運転員による対応となることから要員数は変化しない。
・「LOCA」発生と同時に「外部電源喪失」が発生し，「給水流量の全喪失」が発生し，原子炉水位が低下し，原子炉スクラムする。
・原子炉水位が低下するため低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系を準備後，原子炉の減圧を試みるが失敗する。
・過渡時自動減圧回路の作動により逃がし安全弁が自動開放することで原子炉圧力が低下し，低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水により原子炉水位は維持される。
・重要事故シーケンスとの差異は低圧炉心スプレイ及び残留熱除去系が使用できることであり，可搬型代替注水大型ポンプによる水源補給操作及び格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント操作が不要となり，対応人数は減少する。
－
・津波を起因とする「最終ヒートシンク喪失」が発生し，手動により原子炉を停止する。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，原子炉隔離時冷却系により，原子炉注水が開始される。
・常設代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動し原子炉を減圧することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し格納容器圧力逃がし装置等又は常設代替海水取水設備を使用した残留熱除去系により格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は全制御棒挿入操作後に事故が発生することであり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。
・津波を起因とする「最終ヒートシンク喪失」が発生し，手動により原子炉を停止する。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障するが，常設代替交流電源設備からの緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動すること
で，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し常設代替海水取水設備を用いた残留熱除去系による格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉隔離時冷却系の機能に期待できないこと及び全制御棒挿入操作後に事故が発生することであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は高圧・低圧注水機能喪失にて確認しているため，人数に増減なし。
・津波を起因とする「最終ヒートシンク喪失」が発生し，手動により原子炉を停止する。
・同時に非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系が故障する。
・主蒸気隔離弁閉鎖により原子炉圧力は上昇し,逃がし安全弁が開放される。このとき,逃がし安全弁の再閉に失敗し，原子炉圧力は低下を始めるが,常設代替交流電源
設備からの緊急用Ｐ／Ｃ受電後，低圧代替注水系（常設）を起動することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。
・除熱機能喪失により格納容器圧力が上昇し常設代替海水取水設備を用いた残留熱除去系による格納容器除熱操作を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は原子炉の減圧（逃がし安全弁の再閉失敗による減圧の有無）及び全制御棒挿入操作後に事故が発生することであり，本事故シーケンスの方がより速やかに低圧状態に移行できるため事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は高圧・低圧注水機能喪失にて確認しているため，人数に増減なし。

必要要員数

重要事故シーケン
スに必要な要員数

6
6
6

6

17

－

10

8

8
8

8

第2表
事故シーケンスグループ
想定事故1（冷却機能又は注水機能喪失）想定事象 2（使用済燃料プール内の水の小規模な喪失）その他の事故シーケンス

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故の評価結果
事象進展及び人数の増減理由

必要要員数

重要事故シーケン
スに必要な要員数

想定事故以外の事故シーケン
スなし

－

－

13

想定事故以外の事故シーケン
スなし

－

－

13

添付 6.2.2-7

第3表
事故シーケ
ンスグルー
プ

重要事故
シーケンス

その他の事故シーケンス

崩壊熱除去
機能喪失

残留熱除去系の故障（RHR 喪失）＋ 崩 壊 熱 除
去・炉心冷却失敗

5.1-①
残留熱除去系の故障（RHRS 喪
失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
5.1-②
外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

外部電源喪失＋交流電源喪失＋ 崩 壊 熱 除
去・炉心冷却失敗

5.2-①
外部電源喪失＋直流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

原子炉冷却材の流出（RHR 切
替時の LOCA）＋ 崩 壊 熱 除
去・炉心冷却失敗

5.3-①
原子炉冷却材の流出（CUW ブロ
ー時の LOCA）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
5.3-②
原子炉冷却材の流出（CRD 点検
時の LOCA）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
5.3-③
原子炉冷却材の流出（LPRM 点
検時の LOCA）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

全交流動力
電源喪失

原子炉冷却

添付 6.2.2-8

材流出

反応度の誤
投入

制御棒の誤引き抜き

重要事故シーケンス以外のシーケンスなし運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれのある事故の評価結果

事象進展及び人数の増減理由

必要
要員数

・運転中の残留熱除去系海水系の機能喪失により，運転中の残留熱除去系の機能喪失により，原子炉冷却材の温度が上昇する。本事象に対して，重要事故シーケンスと同様，待機中の残留熱除去系による注水を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は起因事象のみであり，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

・外部電源喪失後，非常用ディーゼル発電機等により非常用電源は確保するものの，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）及び残留熱除去系海水系の再起動に失敗することにより，原子炉冷却材の温度が上昇する。本事象に対して，重要事故シーケンスと同様，待機中の残留熱除去系による注水を実施する。
・重要事故シーケンスに対する評価では外部電源喪失を仮定しており，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

・起因事象により外部電源が喪失し，非常用ディーゼル発電機の起動に必要なバッテリーの故障により全交流動力電源喪失に至り，原子炉冷却材の温度が上昇する。
本事象に対しては，重要事故シーケンスと同様，常設代替高圧電源設備により電源を回復後，低圧代替注水系（常設）により原子炉への注水を実施する。
・重要事故シーケンスとの差異は所内直流電源の喪失の有無であるが，常設代替高圧電源装置は常設代替直流電源設備により起動することから，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

・起因事象が「原子炉冷却材の流出（CUW ブロー時の LOCA）」となる。
・重要事故シーケンスとの差異は起因事象のみであり，事象進展も同様であることから，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

・起因事象が「原子炉冷却材の流出（CRD 点検時の LOCA）」となり，事象の認知が早くなる。
・重要事故シーケンスとの差異は起因事象のみとなり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

・起因事象が「原子炉冷却材の流出（LPRM 点検時の LOCA）」となり，事象の認知が早くなる。
・重要事故シーケンスとの差異は起因事象のみとなり，事象進展は緩やかとなるが，必要な操作は同様であるため，人数に増減なし。

7

－

－

重要事故シーケン
スに必要な要員数

7

7

7

－

別

紙

必要な要員数の観点での評価事故シーケンスの代表性の整理

設 置 許 可 基 準 規 則 第 37 条 第 2 項 に 規 定 さ れ て い る「 重 大 事 故 が 発 生した場合」の評価では，各格納容器破損モードに至るおそれのあるプ
ラント損傷状態（ＰＤＳ）の中から，当該破損モードに至る場合にその破損モードが最も厳しく表れると考えられるＰＤＳを選定し，そのＰＤＳに属する事故シーケンスの中から最も厳しい事故シーケンスを評価事故シーケンスとして選定している。ここでは，各ＰＤＳ及び炉心損傷後の対応に必要な要員数の観点から，評価事故シーケンスの代表性を整理する。
今回のＰＲＡにより抽出したＰＤＳを第 1 表に示す。また，設置許可 基 準 規 則 第 37 条 第 1 項 の「 重 大 事 故 に 至 る お そ れ が あ る 事 故 発 生 した場合」の評価結果をもとに，各ＰＤＳによる炉心損傷を防止する際に必要な要員数を合わせて示す。
な お ， 第 1 表 の う ち ， Ｔ Ｗ （ 崩 壊 熱 除 熱 機 能 喪 失 ）， Ｔ Ｃ （ 原 子 炉 停止機能喪失）は格納容器先行破損事象であり，ＩＳＬＯＣＡ（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）は格納容器バイパス事象である。いずれも炉心損傷の前に原子炉格納容器が機能喪失するＰＤＳであるため，評価事故シーケンスの選定の起点となるＰＤＳの選定対象からは除外している。

本来，重大事故等対処設備に期待しないＰＲＡから抽出された各Ｐ
ＤＳは，第 1 表の炉心損傷防止に必要な数の要員が適切な対応をとる
ことによって炉心損傷を防止できるものであるが，何らかの対応の失敗によって炉心損傷に至るものと仮定する。
添付 6.2.2-9

このとき，評価事故シーケンスの起点として必要な要員数は，第 1表の炉心損傷防止に必要な人数であり，この観点で最も厳しいＰＤＳ
は ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 を 伴 う Ｐ Ｄ Ｓ （ 長 期 Ｔ Ｂ ） の 20 名 で あ る 。

次に，各格納容器破損モードと，炉心損傷防止のための重大事故等対処設備に期待しない場合に当該格納容器破損モードに進展し得るＰ
ＤＳを，要員及び破損モードが最も厳しく表れると考えられるＰＤＳの観点で整理し，第 2 表に示す。
第 2 表の格納容器破損モードは，全て選定したＰＤＳにＳＢＯを含めており，ＳＢＯの対応には要員数の観点で最も厳しいＰＤＳである
長期ＴＢに必要な要員数が必要となることから，ＰＤＳの観点では，選定したＰＤＳは要員の観点で最も厳しいＰＤＳを包絡している。また，炉心損傷後は重大事故等対処設備を用いた原子炉注水や格納容器熱除去等を実施する必要があるが，これらの対応に必要となる要員数
はＰＤＳによらずほぼ同じであり，これに加えて電源復旧が必要となる 場 合 が ，必 要 な 要 員 数 の 観 点 で 厳 し い と 考 え ら れ る 。こ の こ と か ら ，
今回選定した評価事故シーケンスは必要な要員数の観点においても他の事故シーケンスを包絡していると考える。
以上より，要員の観点で厳しいＰＤＳ及び炉心損傷後の事故シーケ
ンスを考慮しても，現在の要員数で重大事故への対応は可能であり，必要な要員数を考慮しても評価事故シーケンスは代表性を有していることを確認した。

添付 6.2.2-10

第 1表

ＰＲＡにより抽出したＰＤＳと炉心損傷防止に際して必要な要員数
PCV 破 損

RPV

炉心損傷

炉心損傷防止に

時期

圧力

時期

必要な人数※１

TQUV

炉心損傷後

低圧

早期

17

TQUX

炉心損傷後

高圧

早期

6

長 期 TB

炉心損傷後

高圧

後期

20

TBD,TBP,TBU

炉心損傷後

高圧

早期

8

LOCA

炉心損傷後

低圧

早期

17 ※ ２

TW(取 水 機 能 喪 失 ) ※ ３

炉心損傷前

－

後期

8

TW(RHR 喪 失 ) ※ ３

炉心損傷前

－

後期

17

TC ※ ３

炉心損傷前

－

早期

6

ISLOCA ※ ３

炉心損傷前

－

早期

10

ＰＤＳ

※１

「重大事故に至るおそれがある事故発生した場合」の評価結果
から抽出

※２

「 中 破 断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ S1E ） + Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水 機 能 喪 失 」 及 び 「 小 破断 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ S2E ） + Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 注 水 機 能 喪 失 」 に よ る 炉 心 損 傷 防止の評価結果から抽出※３

炉心損傷の前に格納容器が機能喪失するため，評価事故シーケ
ンスの選定の起点となるＰＤＳの選定対象からは除外したＰＤ
Ｓ

添付 6.2.2-11

第 2表

要員及び事象の厳しさの観点からの
各格納容器破損モードのＰＤＳの整理

格納容器破損モード

該当する
PDS

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）TQUX

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）
高 圧 溶 融 物 放 出 /格
納容器雰囲気直接加熱（ DCH）
原子炉圧力容器外の溶 融 燃 料 -冷 却 材 相
互作用（ 炉 外 FCI）

溶融炉心・コンクリ
ー ト 相 互 作 用（ MCCI）
水素燃焼
※1

TQUX
長 期 TB
TBU
TBD
LOCA
TQUX
長 期 TB
TBU
TBD

要員の観点で厳 し い PDS

選 定 し た PDS

長 期 TB

LOCA+SBO

長 期 TB

TQUX ※ １

LOCA

TQUV ※ １

LOCA

TQUV ※ １－

LOCA+SBO

TQUX

LOCA
TQUV
TQUX
TBU
TBP
LOCA
－

有 効 性 評 価 に お け る DCH，炉 外 FCI，MCCI シ ー ケ ン ス に つ い て は ，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しくなる等の 観 点 か ら ， 事 象 発 生 時 に SBO を 想 定 し て い る

添付 6.2.2-12

添付資料 6.3.1
水源，燃料，電源負荷評価結果について

1.

はじめに
重大事故等対策の有効性評価において，重大事故等対策を外部支援に期待することなく 7 日間継続するために必要な水源及び燃料について評価を実施
するとともに，電源負荷の積み上げが給電容量内にあることを確認する。

2.

事故シ－ケンス別の必要量について
重大事故等対策の有効性評価において，通常系統からの給水及び給電が不可能となる事象についての水源，燃料に関する評価結果を第 1 表に整理した。
また，同様に常設代替交流電源設備からの電源供給が必要な事象について，
必要負荷が常設代替交流電源設備を連続運転させた場合の定格容量内であることを第 1 表に整理した。

3.

まとめ
重大事故等対策の有効性評価において，水源，燃料及び電源負荷のそれぞれに対して最も厳しい事故シ－ケンスを想定した場合についても，発電所構内に備蓄している水源，燃料により，必要な対策を 7 日間継続することが十分に可能であることを確認した。また，常設代替交流電源設備から給電する
場合の電源負荷についても，常設代替交流電源設備を連続運転させた場合の定格容量内であることを確認した。

添付 6.3.1-1

第1表

水源，燃料及び電源負荷の必要量（1／4）
水源事故シ－ケンス

原子炉注水，格納容器スプレイ等（必要水量/水源総量）

使用済燃料プール注水（必要水量/水源総量）

燃料（軽油）（7 日間必要燃料/備蓄量）

電源負荷（最大負荷／給電容量）

約 982kW/2,208kW－

2.1
高圧・低圧注水機能喪失

約 5,350m /約 9,300m
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

2.2
高圧注水・減圧機能喪失－－(1)軽油貯蔵タンク 約 614.3kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）

約 4,165kW/5,520kW※１３３

添付 6.3.1-2

2.3.1
全交流電源喪失（長期ＴＢ）

約 2,130m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（可搬型）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

2.3.2
全交流電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

約 850m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 4,165kW/5,520kW

2.4.1
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）

約 620m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

約 2,781kW/5,520kW－(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

約 982kW/2,208kW

2.4.2
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）

３

３

約 5,410m /約 9,300m
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）※1：直流電源については，電源負荷の制限により，24 時間電源供給が可能である。
は，各資源の必要量（負荷）が最大のものを示す。

第1表

水源，燃料及び電源負荷の必要量（2／4）
水源事故シ－ケンス

電源負荷（最大負荷／給電容量）－(1)軽油貯蔵タンク 約 614.3kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.1kL）－－(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

約 982kW/2,208kW

約 982kW/2,208kW

約 2,781kW/5,520kW

燃料プール注水（必要水量/水源総量）－

2.5
原子炉停止機能喪失※１

３

添付 6.3.1-3

燃料（軽油）（7 日間必要燃料/備蓄量）

原子炉注水，格納容器スプレイ等（必要水量/水源総量）

３2.6
LOCA 時注水機能喪失

約 5,320m /約 4,300m
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）2.7
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）

約 490m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.1kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）

2.8
津波浸水による注水機能喪失

約 620m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）※1：有効性評価において外部電源喪失は想定していないが，燃料評価としては外部電源が喪失し非常用ディーゼル発電機等が起動したことを想定する。
は，各資源の必要量（負荷）が最大のものを示す。

第1表

水源，燃料及び電源負荷の必要量（3／4）
水源事故シ－ケンス

燃料（軽油）（7 日間必要燃料/備蓄量）

電源負荷（最大負荷／給電容量）

添付 6.3.1-4

原子炉注水，格納容器スプレイ等（必要水量/水源総量）

燃料プール注水（必要水量/水源総量）

3.1.2
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）

約 1,700m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 2,339kW/5,520kW

3.1.3
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）

約 5,690m３/約 9,300m３・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

約 2,149kW/5,520kW

3.2
高圧溶融物放出/格納容器雰囲気
直接加熱

約 2,270m３/約 4,300m３
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 2,339kW/5,520kW

3.3
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材
相互作用

約 2,270m３/約 4,300m３
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 2,339kW/5,520kW

3.4
水素燃焼

約 1,700m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系(常設)・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 2,339kW/5,520kW

3.5
溶融炉心・コンクリート相互作用

約 2,270m３/約 4,300m３
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）－(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

約 2,339kW/5,520kW

は，各資源の必要量（負荷）が最大のものを示す。

第1表

水源，燃料及び電源負荷の必要量（4／4）
水源事故シ－ケンス

原子炉注水，格納容器スプレイ等（必要水量/水源総量）

燃料プール注水（必要水量/水源総量）

３4.1
想定事故 1※１―

３

約 2,460m /約 9,300m
・代替燃料プール注水系（可搬型）

電源負荷（最大負荷／給電容量）(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

―

―

―

4.2
想定事故 2※１―

約 2,470m /約 9,300m
・代替燃料プール注水系（可搬型）(1)軽油貯蔵タンク 約 755.5kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）
・常設代替高圧電源装置（2 台分）（約 141.2kL）(2)可搬設備用軽油タンク 約 34.8kL/約 210kL
・可搬型代替注水大型ポンプ（約 34.8kL）×1

5.1
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止
時冷却機能喪失）――(1)軽油貯蔵タンク 約 614.3kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）―(1)軽油貯蔵タンク 約 352.8kL/約 800kL
・常設代替高圧電源装置（5 台分）（約 352.8kL）

３

添付 6.3.1-5

燃料（軽油）（7 日間必要燃料/備蓄量）

5.2
全交流動力電源喪失

約 90m３/約 4,300m３・低圧代替注水系（常設）３

約 4,255kW/5,520kW

5.3
原子炉冷却材の流出――(1)軽油貯蔵タンク 約 614.3kL/約 800kL
・非常用ディーゼル発電機（約 242.0kL）×2
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（約 130.3kL）―

5.4
反応度の誤投入

―

―

―

―

※1：有効性評価において代替燃料プール注水系（可搬型）による注水を想定しているが，燃料評価及び電源評価としては代替燃料プール注水系（常設）による注水を考慮する。
は，各資源の必要量（負荷）が最大のものを示す。