資料番号：PS-8-4-1 改0

H29.6.5 日本原子力発電株式会社
東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 反応度の誤投入

5.4 反応度の誤投入

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

5.4 反応度の誤投入

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

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(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」

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。

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。

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，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

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，安全保護機能及び原子炉停止機能に対する設備に期待することが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引き抜きの考(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考えられる。

備

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。

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(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，

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の引き抜きを阻止し，出かつ，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，出力力の異常上昇を未然に防止するともに、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。対応手順の概要を図 5.4.1 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，重る。対応手順の概要を第 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，

大事故等対策における設備と操作手順の関係を表 5.4.1 に示す。

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，重大事故等対策はすべて自動で作動するため，対応に必要な要員は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認において, 中央制御室の運転員１名で実施可能である。
a. 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，起動領域モニタである。

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
・東海第二では，原子炉出力ペb. 反応度誤投入後のスクラム
制御棒の誤操作による反応度の投入により，原子炉周期短（原子炉周期 20 秒）信号が発生し，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（10 秒）信号が発生

1

リオド短（20 秒）に期待しない厳しい条件としている

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
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備

制御棒の引き抜きは阻止される。さらに，原子炉周期短（原子炉周期 10 秒）信号が発生し，原子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。

考

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。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，起動領域モニタである。

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

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(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

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

評価対象の理及び評価項目の設定」に示すとおり，「停止中に実施される試験等により，最大反応度価値を有

整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「停止中に実施される試験等により，最大反応度価値をする制御棒 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故」である。

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

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

価値を有する同一水圧制御ユニットに属する 1 組又は 1 本の制御棒が引き抜かれても炉心を未臨

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 本を超チを燃料交換位置として，同一水圧制御ユニットに属する 1 組又は 1 本を超える制御棒の引き抜

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。

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

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，制御抜きは原則としてノッチ又はステップ操作とし，中性子束の監視を行いながら実施している。

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，誤操作によって過剰な制御棒の引き抜きが行なわれることにより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

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

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，沸騰遷移が重要現象と果，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。

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。

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，評価項目となるパラメータに与える影響

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。

響評価を実施する。

(2) 有効性評価の条件(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表 5.4.2 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。

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．初期条件(a) 炉心状態(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，

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

2

・設備設計の違い

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
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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) 原子炉出力，原子炉圧力，燃料被覆管表面温度及び冷却材温度
事象発生前の原子炉出力は定格値の 10-8，原子炉圧力は 0.0MPa[gage]，燃料被覆管表面温度及び冷却材の温度は 20℃とする。また，燃料エンタルピの初期値は 8kJ/kgUO2 とする。

東二

備

考

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／kg
ＵＯ２とする。

ｂ．事故条件ｂ．事故条件(a) 起因事象(a) 起因事象

運転停止中の原子炉において，制御棒 1 本が全引抜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。
(b) 誤引き抜きされる制御棒

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。
(b) 誤引き抜きされる制御棒

誤引き抜きされる制御棒は，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の斜誤引き抜きされる制御棒は，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

め隣接の制御棒とする。誤引き抜きされる制御棒 1 本の反応度価値は約 1.04%Δk である。引抜の対角隣接の制御棒とする。誤引き抜きされる制御棒 1 本の反応度価値は約 1.71％Δk であ制御棒反応度曲線を図 5.4.2 に示す。

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 本が全引抜されている状態の未臨界度は深く，また，仮に他の 1 本の制

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，仮に他の 1御棒が操作量の制限を超えた場合でも，臨界近接で引き抜かれる制御棒の反応度価値が核的制限

本の制御棒が操作量の制限を超えた場合でも，臨界近接で引き抜かれる制御棒の反応度価値

値を超えないよう管理※している。これらを踏まえ，本評価においては，誤引き抜きされる制御

が核的制限値を超えないよう管理※している。これらを踏まえ，本評価においては，誤引き抜

棒の反応度価値が，管理値を超える事象を想定した。

きされる制御棒の反応度価値が，管理値を超える事象を想定した。

※臨界近接時における制御棒の最大反応度価値は 1.0%Δk 以下となるよう管理
制御棒価値ミニマイザによる停止余裕試験モードでの面隣接制御棒選択時の引き抜き不許可※：停止時冷温臨界検査の臨界近接時における制御棒の反応度価値は 1.0％Δk 以下となる

・設備設計の違い

よう管理のインターロック，停止時冷温臨界試験での引き抜き制御棒価値の管理等を実施(c) 外部電源
制御棒の引き抜き操作には，外部電源が必要となる。外部電源が失われた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) 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

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a) 制御棒の引抜速度(a) 制御棒の引き抜き速度

制御棒は，引抜速度の上限値 33mm/s にて連続で引き抜かれ※，起動領域モニタの原子炉周期短制御棒は，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

信号（原子炉周期 20 秒）で引き抜きを阻止されるものとする。引抜制御棒反応度曲線を図 5.4.2

炉出力ペリオド短（10 秒）信号で引き抜きが阻止されるものとする。引抜制御棒反応度曲線に示す。

を第 5.4-2 図に示す。

・設備設計の違い※：予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 ・記載箇所の違いであり，柏崎作，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，

は「(b)スクラム信号」の下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に記載

3

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
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東二

備

考

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(b) 原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，起動領域モニタの原子炉周期短信号（原子炉周期 10 秒）によるものとする。

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（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。

スクラム反応度曲線を図 5.4.3 に示す。
※ 複数の制御棒を引き抜く試験において，対象制御棒が想定以上に引き抜かれた際も未臨界を維持できる,又は臨界を超えて大きな反応度が投入されないと判断させる場合にのみ，制御棒の連続引き抜きの実施が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。
ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件

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。

運転員操作に関する条件はない。
(3) 有効性評価の結果(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図 5.4.1 に，炉心平均中性子束の推移を図 5.4.4 に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

示す。

図に示す。

a. 事象進展

ａ．事象進展

・東海第二は，投入される反応

制御棒の引き抜き開始から約 30 秒後に起動領域モニタの原子炉周期短信号（原子炉周期 20 秒）

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（10 秒）信号が度が 1 ドルを超えるため，燃が発生し，制御棒の引き抜きが阻止される。この時，投入される反応度は約 0.55 ドル（投入反応

発生し，制御棒の引き抜きが阻止されるとともに，原子炉はスクラムする。この時，投入され料エンタルピがしきい値に度最大値:0.34%Δk）である。反応度投入事象には至らず，燃料エンタルピ増加に伴う燃料の破損

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達しないことを記載は生じない。

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／kgＵＯ２であり，「発また，制御棒の引き抜き開始から約 58 秒後に起動領域モニタの原子炉周期短信号（原子炉周期

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10 秒）が発生して，原子炉がスクラムし，原子炉出力は定格値の約 1.0×10-4 まで上昇するにとある 272kJ／kgＵＯ２（65cal／gＵＯ２）を超えることはない。燃料エンタルピ増分の最大値はどまる。

約 77kJ／kgＵＯ２であり，「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃（添付資料 5.4.1）

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／kgＵＯ２（40cal／gＵＯ２）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

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

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，有効燃料棒頂部は冠水を維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持しており，放射線の遮蔽は維持される。

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

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。

について，対策の有効性を確認した。

（添付資料 5.4.1）（添付資料 5.4.2）
5.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

5.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価4赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

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

備

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。

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，自動作動する安全保護系及び原子炉停止系により，自動的に制御棒

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，自の引き抜きを阻止，原子炉をスクラムすることで，プラントを安定状態に導くことが特徴である。

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

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不要である。

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。
(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) 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

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。

のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響

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

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。

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

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，踏まえ解析を行う必要がある。また，臨界試験との比較により,実効遅発中性子の不確かさは約 4%

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，実効遅発中性子の不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

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。この不確か度解析を「（3）感度解析」にて実施する。

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，これを踏まえ解析を行う必要があ

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る。また，臨界試験との比較により,実効遅発中性子の不確かさは約 4%と評価されていることから，がある。また，臨界試験との比較により，実効遅発中性子の不確かさは約 4％と評価されている

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) 感て実施する。

度解析」にて実施する。
（添付資料 5.4.2）（添付資料 5.4.3）(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(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，表 5.4.2 に示すとおりである。

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，燃料被覆度及び冷却材温度，制御棒引抜阻止，スクラム信号に関する影響の結果を以下に示す。

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(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

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

め，投入反応度が大きくなる恐れはある。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

5

考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備

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，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。

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 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，また投入実効増倍率について 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，またされる反応度も 0.07 ドルと小さくなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくな投入される反応度も 0.96 ドルと小さくなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕がる。

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

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，さが与える影響を評価した。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）

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，初期出力の不確余裕が変化するが，「(5)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。

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

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

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

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

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

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，初期が変化するが，「(5)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。

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制御棒引抜阻止及びスクラム信号について NMS トリップ選択スイッチが初装荷の場合は計数率

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」

える影響は小さい。

高信号による制御棒引抜阻止機能，計数率高高信号によるスクラム機能に期待できる。こちらに期待した場合のスクラムまでの時間は約 46 秒後となり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
ｂ．操作条件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

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。

待しないため，運転員操作に関する条件はない。

（添付資料 5.4.2）（添付資料 5.4.3）(3) 感度解析(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と制御棒反応度効果は評価項

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

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る。

おいて感度解析を実施する。

ドップラ反応度フィードバック効果を±10%とした場合においても投入される反応度は 0.55 ド

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／kgＵＯ２（増分の最大

ルとベースケースと比べて殆ど差異なく，また制御棒反応度を±10%とした場合においても投入さ

値：約 72kJ／kgＵＯ２），−10％とした場合の燃料エンタルピ最大値は約 92kJ／kgＵＯ２（増分のれる反応度は 0.53 ドル,0.56 ドルであり，これらの不確かさを考慮しても燃料の健全性に影響が

最大値：約 83kJ／kgＵＯ２），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 ドない。

ル（燃料エンタルピ最大値：約 102kJ／kgＵＯ２，増分の最大値：約 94kJ／kgＵＯ２），-10％とし（添付資料 5.4.3)

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／kgＵＯ２，増分の最大値：約 82kJ／kgＵＯ２）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。

6

・設備の違い考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備（添付資料 5.4.2）(4) 操作時間余裕の把握(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

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。

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(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

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。以下の 2 つ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

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

0.7 ドル以下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。

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

・過渡解析「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」に示すように 3.5%Δk の価値を有／kgＵＯ２，燃料エンタルピの増分の最大値※：71.2kJ／kgＵＯ２）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える影響は小さい。

する制御棒グループが引き抜かれる場合・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
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

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，そのさが与える影響を評価した。定格の 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

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性評価での結果（0.55 ドル）と大きく差異がない，0.55 ドル（10 倍）及び 0.54 ドル（1/10 倍）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

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。

ル（燃料エンタルピ最大値：約 123kJ／kgＵＯ２，増分の最大値：約 115kJ／kgＵＯ２）（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

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。初期燃料温度を 60℃とした場合の感度解析を実施し，有効性評

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，1.13 ドル

価での結果（0.55 ドル）と大きく差異がない，0.57 ドルであることから，初期燃料温度の不確かであった。有効性評価での結果（1.13 ドル）と差異がないことから，初期燃料温度の不確かさがさが与える影響は小さい。

与える影響は小さい。
（添付資料 5.4.2）（添付資料 5.4.3）(6) まとめ(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，

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

かさの重畳を考慮した場合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，自動作動する安全保護系及び原子炉停止系により，自動的に制御棒の引き抜きを阻止，原子炉スクラム

動する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スクラすることで，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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

5.4.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価(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，

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，

7

考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

5.4 反応度の誤投入
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）
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

東二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，誤操作により過剰な制御棒の引き抜きが行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過剰な引き抜きが行わ

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。

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

停止機能を整備している。

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「最大反応度価値を有する

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 本が全引き抜きさ同一水圧制御ユニットに属する 1 組又は 1 本の制御棒が全引き抜きされている状態から，その隣れている状態から，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，接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，臨界に至る事故」について有臨界に至る事故」について有効性評価を行った。

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，有効燃料棒頂部の冠水，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。

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。

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 6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策は自動で作動するた

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。

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

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

ケンスグループ「反応度の誤投入」に対して有効である。

ンスグループ「反応度の誤投入」に対して有効である。

8

備考