東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
する。格納容器圧力が 0.465MPa[gage]に到達した時点で代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の流量を 130m3/h 以上にすることにより，格納容器圧力及び温度の上昇は抑制される。

事象発生から 20.5 時間が経過した時点で，代替原子炉補機冷却系による代替循環冷却系の運転を開始する。代替循環冷却系により，格納容器圧力及び温度の上昇は抑制され，その後，徐々に低下するとともに，原子炉格納容器下部の溶融炉心は安定的に冷却される。

なお，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までは，逃がし安全弁によって原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持することが必要となるが，炉心損傷後の原子炉
圧力容器から逃がし安全弁を通ってサプレッション・チェンバへ放出される高温流体や格納容器温度等の熱的影響を考慮しても，逃がし安全弁は確実に開状態を維持することが可能である。

b. 評価項目等
原子炉圧力容器破損直前の原子炉圧力は約 0.3MPa[gage]であり，2.0MPa[gage]以下に低減されている。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(4)の評価項
目について，原子炉圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)及び(8)の評価項目については「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「7.2.5 溶融炉心・コン
クリート相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安定状態維持については「7.2.5 溶融
炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。
なお，「6.2.2.2 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
項目については「7.2.1 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，選定された評価事故シーケンスに対して対策の有効性を確認しているが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については， 本評価において，「6.2.2.2
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

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考

３250m ／h の格納容器スプレイを実施していること，原子炉圧力容器破損を判断した時点で，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操作（原子炉圧力容器破損後）により 300m３／h の格納容器スプレイ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。
格納容器圧力が低下傾向となった時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた
格納容器冷却を停止するとともに，代替循環冷却系の循環流量を調整し，ドライ
ウェルへ 150m３／h，原子炉へ 100m３／h に分配する。その後，格納容器圧力が465kPa［gage］に到達した時点で，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 130m３／h の格納容器スプレイを実施する。
これらによって，格納容器圧力及び雰囲気圧力及び温度の上昇は抑制され，その後，徐々に低下するとともに，ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心は安定的に冷却される。
また，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で，可搬型窒素供給装置による格納容器（サプレッション・チェンバ）内への窒素注入操作を実施することで，格納容器内酸素濃度の上昇が抑制される。
なお，事象発生から約 4.5 時間後の原子炉圧力容器破損までは，逃がし安全弁（自動減圧機能）によって原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持することが必要となるが，炉心損傷後の原子炉圧力容器から逃がし安全弁（自動減圧機能）を通ってサプレッション・チェンバへ放出される高温流体や格納容器温度等の熱的影響を考慮しても，逃がし安全弁（自動減圧機能）は確実に開状態を維持することが可能である。
（添付資料 3.2.6）
ｂ．評価項目等
格納容器圧力は，第 3.2－7 図及び第 3.2－9 図に示すとおり，格納容器内に崩 ・東海第二では，本評価事故シーケンスに(5)及び(8)以外の評価項目を
壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため徐々に上昇するが，常設
記載
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
容器冷却及び代替循環冷却系による格納容器除熱を行うことによって，圧力上昇は抑制される。事象発生の約 7.4 時間後に最高値の約 0.47MPa［gage］となるが，以降は低下傾向となることから，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa［gage］）を下回る。なお，格納容器バウン
ダリにかかる圧力が最大となる事象発生約 7.4 時間後においても，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素は，格納容器内の非凝縮性ガスに占める割合の1％未満であるため，その影響は無視し得る程度である。
（添付資料 3.2.7）
格納容器雰囲気温度は，第 3.2－8 図及び第 3.2－10 図に示すとおり，格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため徐々に上昇す
るが，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）17／63

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有効性を確認できる。

ここで，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(3)の評価項目については，原子炉格納容器が健全であるため，原子炉格納容器から原子炉建屋への放射性物質の漏えい量は制限され，また，大気中へはほとんど放出されないものと考えられる。これは，原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，粒子状放射性物質は，原子炉建屋内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い，原子炉建
屋内に沈着すると考えられるためである。原子炉建屋内での放射性物質の時間減衰及び粒子状放射性物質の除去効果等を保守的に考慮せず，原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを想定した場合，漏えい量は約 2.5TBq（7 日間）となり，100TBq を下回る。
事象発生からの 7 日間以降，Cs-137 の漏えいが継続した場合の影響評価を行ったところ，約 2.6TBq(30 日間)及び約 2.6TBq(100 日間) であり，100TBq を下回る。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考による格納容器冷却及び代替循環冷却系による格納容器除熱を行うことによって，温度上昇は抑制される。事象発生の約 7.4 時間後に最高値の約 151℃となる
が，以降は低下傾向となることから，評価項目である 200℃を下回る。
原子炉圧力は，第 3.2－4 図に示すとおり，原子炉圧力容器の破損直前で約0.3MPa［gage］であり，原子炉圧力容器の破損までに 2.0MPa［gage］以下に低減される。
格納容器内の水素濃度は，第 3.2－26 図及び第 3.2－27 図に示すとおり，ジル ・東海第二では，本評価事故シーケンスに(5)及び(8)以外の評価項目をコニウム－水反応等により発生した水素が格納容器へ放出されることで 13vol％記載を上回るが，第 3.2－24 図及び第 3.2－25 図に示すとおり，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置による格納容器
内への窒素注入を行うことによって，酸素濃度の最高値は約 4.0vol％（ドライ条件）にとどまることから，可燃限界である 5vol％を下回る。なお，コリウムシー
ルドによってペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリートの侵食は抑制されることから，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
第 3.2－9 図及び第 3.2－10 図に示すとおり，事象発生から約 4.5 時間後に溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水，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並びに代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器除熱を行うことで，第 3.2－7 図及び第 3.2－8 図に示すとおり，格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度は低下傾向を示し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した
溶融炉心及び格納容器雰囲気は安定して除熱される。
事象発生から 7 日までの大気中へのＣｓ－137 放出量は，約 3.2× 10－２TBq
であり，評価項目である 100TBq を下回る。また，事象発生から 7 日間以降，Ｃ
ｓ－137 の放出が継続した場合の放出量評価を行ったところ，約 3.4×10－２TBq（事象発生 30 日間）及び約 3.9×10－２TBq（事象発生 100 日間）であり，いずれの場合も 100TBq を下回る。
（添付資料 3.2.5，3.2.8）

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)か ・記載方針の相違
ら(4)，(6)及び(7)の評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した
溶融炉心及び格納容器の安定状態の維持について，対策の有効性を確認した。
「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目に
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考

ついては，
「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において確認している。また，(8)の評価項目については，「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において確認している。
3.2.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
7.2.2.3 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，運転員等操作時間に
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
のとする。
する。
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，設計基準事
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，設計基準
故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系）のみならず，重大事故等対処設
事故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系及び原子炉隔離冷却系）のみ
備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷に至り，原子ならず，重大事故等対処設備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉注水機能が喪
炉圧力容器が破損する前に手動操作により原子炉減圧を行うことが特徴である。
失して炉心損傷に至り，原子炉圧力容器が破損する前に手動操作により原子炉減圧をまた，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの行うことが特徴である。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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の
短時間に期待する操作及び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，原手動による原子炉減圧操作，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替 ・東海第二ではＲＰＶ破損前から格納
子炉急速減圧操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却
容器圧力及び雰囲気温度緩和のため
循環冷却系による格納容器除熱操作とする。
操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）とする。
の代替循環冷却系による格納容器除本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落 熱を実施する。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下
流量，溶融ジェット径，溶融炉心粒子化割合，冷却材とデブリ粒子の伝熱，炉心ヒート
アップ，炉心崩壊挙動，溶融炉心と上面水プールとの伝熱，溶融炉心と原子炉圧力容器間の熱伝達，原子炉圧力容器破損判定が挙げられる。
これらの不確かさに対して，燃料ペレットが崩壊する時間及び温度，溶融ジェット径，
エントレインメント係数，デブリ粒子径，ジルコニウム－水反応速度，限界熱流束に係る係数，下部プレナムギャップ除熱量に係る係数，溶接部破損時の最大ひずみを変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。
また，原子炉水位を監視し，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に達した時点で原子炉急速減圧を行うといった，徴候を捉えた対応を図ること
によって，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行が発生する前に速やかに 2.0MPa[gage]を十分下回る圧力まで原子炉を減圧可能であることを確認している。
(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モードにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「6.7 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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現

下流量，溶融ジェット径，溶融炉心粒子化割合，冷却材とデブリ粒子の伝熱，炉心ヒートアップ，炉心崩壊挙動，溶融炉心と上面水プールとの伝熱，溶融炉心と原子炉圧力容器間の熱伝達，原子炉圧力容器破損判定が挙げられる。
これらの不確かさに対して，燃料ペレットが崩壊する時間及び温度，溶融ジェット
径，エントレインメント係数，デブリ粒子径，ジルコニウム－水反応速度，限界熱流束に係る係数，下部プレナムギャップ除熱量に係る係数，溶接部破損時の最大ひずみを変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。
また，原子炉水位を監視し，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上 ・運用の相違の位置に到達した時点で原子炉急速減圧を行うといった，兆候を捉えた対応を図ることによって，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行が発生する前に速やかに 2.0MPa［gage］を十分下回る圧力まで原子炉を減圧可能であることを確認している。
(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モード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，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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
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性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，重大事故等対処設備を含む全ての原子炉への注水機能が喪失することを想定しており，最初に実施すべき操作は原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点の原子炉減圧操作であり，また，燃料被覆管温度等を操作開始の起点としてい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，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）を実施するが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した
際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部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）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，
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原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある
操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉
格納容器冷却）があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部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）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化）及び原
子炉圧力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部プレナムでの溶融炉
心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器内 FCI を操作
開始の起点としてい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

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス
では，重大事故等対処設備を含む全ての原子炉への注水機能が喪失することで原
子炉圧力容器破損に至ることを想定しており，最初に実施すべき操作は原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作であり，また，燃料被覆管温度及び原子炉圧力容器温度等を操作開始の起点としている運転員等操作はない ・東海第二では格納容器下部水温計にことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
より原子炉圧力容器の破損を判断する手順としており，原子炉圧力容器内の重要現象の不確かさの影響はない。

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，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原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シー
ケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達を操作開始の起点としている ・東海第二では格納容器下部水温計に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。
より原子炉圧力容器の破損を判断する手順としており，原子炉圧力容器内の重要現象の不確かさの影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）及び原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部
プレナムでの溶融炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器内ＦＣＩを操作開始の起点としている運転員等操作はないこ
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
ない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点での代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）があるが，炉心下部プレナム
での溶融炉心の熱伝達の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作
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）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。
本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている運転員
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。

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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間への感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点での運転員等操作による原子炉急速減圧によって速やかに原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に低減し，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持しているため，運転員等操作時間に与える影響はないこと
から，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考とから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事 ・東海第二では格納容器下部水温計に
より原子炉圧力容器の破損を判断
故シーケンスでは，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達を操作開始の起点としてする手順としており，原子炉圧力容い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。
器内の重要現象の不確かさの影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損 ・運用の相違を操作開始の起点としている操作として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操作（原子炉圧力容器破損後）があるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速やかに判断可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 3.2.9）
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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間への感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，
原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で ・運用の相違の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作によって速やかに
原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に低減し，原子炉圧力容器破損までに原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持しているため，運転員等操作時間に与える影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であり，原子炉急速減圧操作後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であり，原子炉
急速減圧操作後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認
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炉心溶融時間に与える影響している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析より炉心溶は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器が破損する
融時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，前に， 十分な時間余裕をもって手動減圧により原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持
原子炉圧力容器破損が発生する前に，十分な時間余裕をもって手動減圧により原していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化）及び炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＣＩ（溶融炉心細粒
原子炉圧力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部プレナムでの溶融化）及び原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響
プレナムでの溶融炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時のは小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器が破損する
原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスで前に， 十分な時間余裕をもって手動減圧により原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持
は，原子炉圧力容器破損が発生する前に，十分な時間余裕をもって手動減圧によしていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
り原子炉圧力を低下させ，2.0MPa［gage］以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。ま達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確た，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析によ時間に与える影響は小さい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り原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認していることから，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は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解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
析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早まることを確認して対する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早いるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間はわずかまることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）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。
に対して早まる時間はわずかであることから，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 3.2.9）(2) 解析条件の不確かさの影響評価(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
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 3.2－2 表
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 7.2.2－2 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。
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
また，解析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を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに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
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
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

項目に関する影響評価の結果を以下に示す。

影響を与えると考えられる項目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
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和されるが，操作手順（原子炉水位に応じて急速減圧を実施すること）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，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）を実施すること）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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。

(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とし ・炉心設計の相違た場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和されるが，操作手順（逃 ・設備，運用の相違
がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施すること）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。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，原子炉急速減圧操作の開始が遅くなるが，原子炉圧力容器破損も遅くなり，原子炉急速減圧操作開始後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。

b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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
操作条件の原子炉急速減圧操作は，解析上の操作時間として原子炉水位が有効燃料棒
底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達時（事象発生から約 1.4 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，原子炉水位が有効燃料棒底部から考

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
（添付資料 3.2.9）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とし ・炉心設計の相違た場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作の開始が遅くなるが，原子炉圧力容器破損も遅くなり，原子炉減圧操作開始後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
（添付資料 3.2.9）
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
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，解析上の操作時間として原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％ ・運用の相違
上の位置に到達時（事象発生から約 38 分後）を設定している。運転員等操作
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達するまでに事象発生から約 1.4 時間の時間余裕があり，また，原子炉急速減圧操作は原子炉水位の低下傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間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も小さい。当該
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，中央制御室で行う作業であり，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。

操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）は，解析上の操作開始時間として原子炉圧
力容器下鏡部温度が 300℃に到達したことを確認しての開始を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕がある。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間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も小さい。当
該操作は，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，中央制御室で行う作業であり，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作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
操作条件の原子炉急速減圧操作は，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小さい。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）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。

(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。
操作条件の原子炉急速減圧操作については，原子炉圧力容器破損までに完了する必要があるが，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 7.0 時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考時間に与える影響として，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達するまでには事象発生から約 38 分の時間余裕があり，また，
原子炉減圧操作は原子炉水位の低下傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間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も小さい。当該操作は，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，中央制御室での操作のみであり，
当直運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する当直
運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 ・運用の相違
系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事象発生から 90
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，代替循環冷却系
運転は事象発生 90 分後に開始することとしているが，時間余裕を含めて設定されているため操作の不確かさが操作開始時間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。また，本操作の操作開始時間は，緊急用海水系の準備期間を考慮して設定したものであり，緊急用海水系の操作
開始時間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環冷却系の運転開始時間も早まるが，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
（添付資料 3.2.9）(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）の手動による原子炉減圧操作は，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小さい。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 ・設備の相違
系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，操作開始時間が早まった場合には，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び雰囲気温度を早期に低下させる可能性があることから，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 3.2.9）(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）の手動による原子炉減圧操作について
は，原子炉圧力容器破損までに完了する必要があるが，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5 時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕が24／63

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）については，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達後，速やかに実施することが望ましいが，原子炉圧力容器破損前は，本操作が実施できないと仮定しても，格納容器圧力及び温度が原子炉格納容器の限界圧力及び限界温度に到達することはなく，逃がし安全弁による原子炉減圧機能維持も可能であることから，時間余裕がある。

(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。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考ある。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系に ・運用の相違
よる格納容器除熱操作については，格納容器除熱開始までの時間は事象発生から 90
分あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。なお，本操作が大幅に遅れるような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでの時間は事象発生から約 4.5 時間であり，約 3 時間の余裕があることから，時間余裕がある。
（添付資料 3.2.9）
・東海第二では，原子炉注水を考慮し(4) 原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響評価
重大事故等対処設備による原子炉注水に対する仮定として，原子炉圧力容器破損 ない場合の感度解析を実施
までは重大事故等対処設備による原子炉への注水を考慮しないものとしているが，故障により原子炉注水ができない状態であった場合，故障要因を除去できないま
ま，原子炉圧力容器破損後も原子炉へ注水できないことも考えられる。この影響を考慮した感度解析を実施した。格納容器圧力の推移を第 3.2－28 図，格納容器雰囲
気温度の推移を第 3.2－29 図に示す。原子炉圧力容器破損後に原子炉へ注水できな
い場合においても，格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度の観点では大きな影響はないことから，評価項目となるパラメータに対する影響は小さい。
（添付資料 3.2.10）(5) 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。また，原子炉圧力容器破損後も原子炉へ注水できない場合の感度解析を実施した。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。

7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価
3.2.4 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
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の重大事故等
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，6 号及対策に必要な災害対策要員（初動）は，「3.2.1(3) 格納容器破損防止対策」に示す
び 7 号炉同時の重大事故等対策時における事象発生 10 時間までに必要な要員は，「7.2.2.1(3) 格納容器破損防止対策」に示すとおり 28 名である。
「7.5.2 重大事故等
とおり 20 名であり，災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
・体制の相違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緊急時対策要員等の 72 名で対処可能である。
また，事象発生 10 時間以降に必要な参集要員は 26 名であり，発電所構外から 10 時
また，事象発生 2 時間以降に必要な参集要員は 2 名であり，発電所外から 2 時間 ・東海第二では，事象初期に参集要員
間以内に参集可能な要員の 106 名で確保可能である。
以内に参集可能な要員の 71 名で対処可能である。
に期待する操作はない。
(2) 必要な資源の評価
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，必要な(2) 必要な資源の評価
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，必25／63

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

水源，燃料及び電源は，「7.5.1(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）による原子炉格納容器下部への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は，7 日間の対応を考慮すると，号炉あたり
約 2,700m3 の水が必要となる。6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮すると，合計約 5,400m3の水が必要である。水源として，各号炉の復水貯蔵槽に約 1,700m3 及び淡水貯水池に約18,000m3 の水を保有している。これにより，6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮しても，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 12 時間以降に淡水貯水池の水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により復水貯蔵槽へ給水することで，復水貯蔵槽を枯渇させることなく復水貯蔵槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が可能となる。ここで，復水貯蔵槽への補給の開始を事象発生 12 時間後としているが，これは，可搬型設備を事
象発生から 12 時間以内に使用できなかった場合においても，その他の設備にて重大事
故等に対応できるよう設定しているものである。

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代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ ・設備，運用の相違
る格納容器冷却及び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）注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 380m３の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器除熱については，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 日間の対応が可能である。
（添付資料 3.2.11）

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，事象発生後 7 日間最大負荷で運転した場合，号炉あたり約 753kL の軽油が必要となる。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水については，保守的に事
象発生直後からの可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に号炉あたり約 15kL の軽油が必要となる。本評価事故シーケンスでは取水機能の喪失は想定していないが，仮に取水機能が喪失して代替原子炉補機冷却系による原子炉
格納容器除熱を想定し，事象発生後 7 日間代替原子炉補機冷却系専用の電源車を運転した場合，号炉あたり約 37kL の軽油が必要となる。代替原子炉補機冷却系用の大容量送水車（熱交換器ユニット用）については，保守的に事象発生直後からの大容量送水車（熱交換器ユニット用）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に号炉あたり約 11kL の軽油が必要となる。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリ
ング・ポスト用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 日間の運転継続に合計約 13kL の軽油が必要となる（6 号及び 7 号炉合計約
1,645kL）。
6 号及び 7 号炉の各軽油タンク（約 1,020kL）にて合計約 2,040kL の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水，非常用ディーゼル発電機による電源供給，代替原子炉補機冷却系の運転，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源供給及びモニタリ
ング・ポスト用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。

ｂ．燃 料
常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7 日間の常 ・東海第二では全交流動力電源の喪失
設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約を仮定
352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 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（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入について，事象発生直後か
ら 7 日間の可搬型窒素供給装置の運転を想定すると，約 18.5kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可
搬型窒素供給装置による 7 日間の格納容器内への窒素注入の継続が可能である。
（添付資料 3.2.12）

c. 電源

ｃ．電 源
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
外部電源は使用できないものと仮定し，各号炉の非常用ディーゼル発電機によって給電を行うものとする。6 号及び 7 号炉において重大事故等対策時に必要な負荷は，各号
炉の非常用ディーゼル発電機負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発電機による電源供給が可能である。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト
用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考

重大事故等対策時に必要な負荷は約 2,756kW 必要であるが，常設代替交流電源 ・東海第二では全交流動力電源の喪失を仮定
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 3.2.13）

7.2.2.5 結論
3.2.5 結 論
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，運転時の異格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，運転時の常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全
異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器が高い圧力の状況で損傷し，溶融炉
安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力が高い状態で原子炉圧力容器が損
心，水蒸気及び水素ガスが急速に放出され，原子炉格納容器に熱的・機械的な負荷が発傷し，溶融炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器に熱的・機械的な負荷
生して原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「高圧溶融が発生して格納容器破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「高圧溶融物
物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対する格納容器破損防止対策としては，逃がし安放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対する格納容器破損防止対策としては，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧手段を整備している。
全弁による原子炉減圧手段を整備している。
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の評価事故シー
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の評価事故シーケ
ケンス「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＋ンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH
ＤＣＨ」について有効性評価を行った。
発生）」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）の手動による原子炉減圧操上記の場合においても，逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧により，原子炉
圧力容器破損時の原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に低減することが可能である。また， 作により，原子炉圧力容器破損までに原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に低減するこ安定状態を維持できる。
とが可能である。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析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解析コード及び解析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。
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
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
果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
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，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
な水源，燃料及び電源については，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧の格納容器破損防止対以上のことから，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧手段の格納容器破策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対して有効である。
納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対して有効である。

27／63

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

32／63

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

55／63

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・感度解析実施項目の相違（東海第二発電所では，原子炉圧力容器破損後に原子炉注水しない場合の感度解析を実施）

63／63

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
7.2.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
3.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態
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」に至る可能性
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」に至る可 ・ＰＲＡの違いによりプラント損傷状態に違いがあるが，実態として相違のあるプラント損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，
能性のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示
点はない
TQUV，TQUX，LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。
すとおり，ＴＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ及びＬＯＣＡである。
(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
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」では，発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流
動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場
合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至る。
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでに実ウランを用いて種々の実験が行われている。
水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られている。原子炉格納容器下部に張られた水は準静的であり，外乱が加わる
要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さ
いと考えられる。
また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。
）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。
したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉
心から原子炉格納容器下部の水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，原子炉格納容器の破損を防止する。
また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
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」では，発 ・文章表現に多少の違いはあるが，実態として相違点はない。
電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流
動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合には構造物が破壊され格納容器の破損に至る。
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による水蒸気爆発事象について
は，これまでに実ウランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られている。ペデスタル（ドライウェル部）に張られた水は準静的であり，外乱が加わる要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さいと考えられる。
（添付資料 3.3.1，3.3.2，3.3.3，3.3.4，3.3.5）
また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。
したがって，本格納容器破損モードでは，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持し，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，格納容器の破損を防止する。
また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保するとともに，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止
1／18

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
力及び温度を低下させる。

なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及 ・東海第二では水素燃焼対策としてＰ
ＣＶへの窒素注入を実施
び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，格納容器の破損を防止する。
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モ ・東海第二ではＲＰＶ破損後はＲＰＶへの注水を手順に基づき実施するードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対条件としている策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって本評価では，原子炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施することとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について評価することとする。

(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策
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」で想定される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」で想定さ事故シーケンスでは，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下を想定する。この状況では，れる事故シーケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落下を想
原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，定する。この状況では，ペデスタル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コン
溶融炉心落下前に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への水張りを
クリート相互作用」を緩和する観点から，ペデスタル（ドライウェル部）に水プー ・東海第二は通常運転時から 1m の水張り行うことから，溶融炉心落下時には原子炉格納容器下部に水が張られた状態を想定す
ルが存在することから，溶融炉心落下時にはペデスタル（ドライウェル部）に水がる。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴う張られた状態を想定する。なお，この水張り水位は，「原子炉圧力容器外の溶融燃
圧力スパイクの発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつつ，「溶融炉心・コンクリー
料－冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑えト相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約 2m としている。また，その後つつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮しの格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプレイ冷却系（常て約1mとしており，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する手段を ・通常運転時からの 1m の水張り、窒素注入等の対策の違いに起因する記設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱手段
整備する。
載の相違
又は格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備する。なお，これら
また，原子炉圧力容器の下部から落下する溶融炉心の冷却の観点から，常設低圧の原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及び重大事故等対策は代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライ」と同じである。
ウェル部）注水手段を整備する。
「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
さらに，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観点から，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手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替
循環冷却系による格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。
また，長期的な格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入手段を整備する。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策
原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めたの概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の「3.2.1(3) 格納
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)に示す g.及び h.である。なお，g.の原子炉格納容器下部への注水は，原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から実施するものであるが，原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用」への影響も考慮して原子炉格納容器下部への注水量及び原子炉格納容器下部の水位を定めていることから，本格納容器破損モードの対策として整理した。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 7.2.2－2 図及び第 7.2.2－3 図である。本格納容
器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「7.2.2 高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考

容器破損防止対策」と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2－1図及び第3.2－2図であ ・柏崎刈羽は概要図と対策の関係を記る。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶融物放出／格納載（ＰＷＲには当該記載無し）
容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2－1表である。

7.2.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
3.3.2 格納容器破損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
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「6.2 評価対
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評
象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進
価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶと展が早く炉心損傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全
し，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早い過渡事象を起因とす
弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗
る，「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＋ＦＣ（＋FCI 発生）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含まない事故シーケンスとＩ（ペデスタル）」である。
した理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼす逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定したた
めである。
また，
「6.2.2.1(3)c. 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に示すとおり，「1.2.2.1(3) 評価事故シーケンスの選定」に示すとおり，プラント損傷状態のプラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定の厳しさを考慮し，溶融炉
選定では，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられるＴＱＵＶを選
心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられる TQUV を選定した。一方，プラント
定した。一方，プラント損傷状態をＬＯＣＡとする場合，事象発生直後から原子炉損傷状態を LOCA とする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が原子炉格納容器内に流冷却材が格納容器内に流出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。こ出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響の時の圧力スパイクへの影響については，解析条件のうち事故条件の不確かさとしについては，解析条件のうち初期条件の不確かさとして評価する。
て評価する。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要 ・東海第二では，全交流動力電源喪失となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間をの重畳を考慮
厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンス
熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリー
ケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コ
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
ト相互作用」ではプラント損傷状態を TQUV とし，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が有効
燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケ
ンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉圧力容器外 FCI(溶融炉心細粒化)並びに原子炉圧力容器外FCI(デブリ粒子熱伝達)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り，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コード MAAP により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，本評価事故シー
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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考

ンクリート相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態をＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の20％上の位置に到達した ・対応手順の相違
時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順
であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容
器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことか
ら，これらの格納容器破損モードについては同じシーケンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，格納容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の格納容器における原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）並びに原
子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）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り，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡ
Ｐにより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，本評価事故
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
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱」の条件と同じである。

(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」の条件と同じである。

(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第 7.2.3－1 図及び第 7.2.3－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器下部の水位及び注水流量の推移を第 7.2.3－3 図から第 7.2.3－6 図に示す。

(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度の推移を ・東海第二はＤＣＨにて記載
第3.3－1図及び第3.3－2図に示す。

a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

b. 評価項目等
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約0.51MPa[gage]に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持

ｂ．評価項目等
格納容器圧力は，第3.3－1図に示すとおり，溶融炉心とペデスタル（ドライウ ・評価条件，運用・設備設計，事象進ェル部）の水との相互作用によって発生する圧力スパイクは約0.22MPa［gage］に展等の違いに起因する記載の相違
とどまることから，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使はあるが，実態として記載内容に違
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
される。
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約 146℃に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，原子炉格納容器の限界温度の 200℃を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項
目について，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安定状態維持については「7.2.5 溶
融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）を下回る。また，格納容器雰囲気温度は，第3.3
いはない－2図に示すとおり，約118℃にとどまることから，格納容器バウンダリにかかる
温度は，評価項目である200℃を下回る。これらのことから，溶融炉心とペデスタ
ル（ドライウェル部）の水との相互作用による熱的・機械的荷重は格納容器の健全性に影響を与えるものではない。
本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
「1.2.2.2 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)，(6) ・各シーケンスで確認対象とする評価
及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉
項目の整理の相違
心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱」において確認している。また，(8)の評価項目については，「3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用」において確認している。
（添付資料 3.2.8）
3.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
7.2.3.3 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，運転員等操作時間に
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
のとする。
する。
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」では，重大
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」では，重大事事故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容
故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破器破損に至り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の水中に落下して大きいエ損に至り，溶融炉心が原子炉格納容器下部の水中に落下して大きいエネルギを発生する
ネルギを発生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ことが特徴である。
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，緊急用海水系による ・対策の相違
また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器除熱操作，常設低圧代
短時間に期待する操作及び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，溶替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
融炉心落下前の格納容器下部注水（常設）による水張り操作とする。
ル部）水位の確保操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落
速度，細粒化量，プール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。
下速度，細粒化量及びプール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。本評価事故シーケ
本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心落下速度，細粒化量の不確かさに対して， ンスの評価では，溶融炉心の落下速度，細粒化量の不確かさに対して，エントレイン
エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール水とデメント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール水とデブリ粒子のブリ粒子の伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納容器破損
伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納容器破損モードにモードに対する影響は小さいことを確認している。
対する影響は小さいことを確認している。
エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価の結果，運転員等操作時間に与・東海第二は影響評価の結果は「運転える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認してい員等操作時間絵に与える影響」，「評る。
価項目となるパラメータに与える
なお，これまでの FCI 実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条
なお，これまでのＦＣＩ実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実影響」に記載件よりも高い溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気機条件よりも高い溶融物温度の条件の下で実施された実験においてトリガなしで水爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温度にお蒸気爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温いて実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例は確認されて度において実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例は確
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

いないことから，実機条件においては原子炉格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

認されていないことから，実機条件においては格納容器の損傷に至る大規模な原子炉
圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価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，「6.7 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。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モード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，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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施するが，炉心下部プレナ
ムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下
鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを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。
原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，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この解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，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，格納容器圧力及び温度を操作
開始の起点としてい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。

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。ま備

考ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス ・対応手順の相違
では，燃料棒被覆管温度等を操作開始の起点としてい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・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを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。
格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，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
機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，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している常設 ・対応手順の相違
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
容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
た，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原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部
温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としてい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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶
融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした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。
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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響
は小さい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。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さい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。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考している。また，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原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シー ・対応手順の相違
ケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達を操作開始の起点としている
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。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損 ・対応手順の相違を操作開始の起点としている操作として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操作（原子炉圧力容器破損後）があるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速やかに判断可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパ
イクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした
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3.3.6）
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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響は小さい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。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さい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
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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

える影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル
原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気（格納容器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃
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を確認している程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器
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
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この
れ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定
解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納される。しかし，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
容器圧力及び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
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。
に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認
かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。ましている。また，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原子た，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原子炉圧力容器破損時間
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認しており，原子炉圧力容器に与える影響は小さいことを確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互外の溶融燃料－冷却材相互作用による格納容器圧力上昇に与える影響はほぼな作用による格納容器圧力上昇に与える影響はほぼないことから，評価項目となるパラメ
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。
ータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
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）に関する感度解
関する感度解析により，最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認
まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間は僅に対して早まる時間はわずかであることから，評価項目となるパラメータに与えかであることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
る影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして， ・記載方針の相違
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径のエントレインメント係数について感度解析を行った結果，第 7.2.3－7 図及び第 7.2.3
感度解析により，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅰ改良型格納容器プラントにおいては原－8 図に示すとおり，エントレインメント係数を変化させた場合においても原子炉圧力子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響
容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを
は小さいことを確認している。このうち，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅱ型格納容器プ
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。
ラントおいては，最も感度のあるエントレインメント係数について感度解析を行った結果，第 3.3－3 図及び第 3.3－4 図に示すとおり，エントレインメント係数を変化させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響が小さい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 3.3.6，3.3.7）(2) 解析条件の不確かさの影響評価(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
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3.2－2表に
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 7.2.2－2 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。
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また，解析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評価する。また，解析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
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項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること）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。

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の 50℃（事象開始 12 時間以降は 45℃，事象
開始 24 時間以降は 40℃）に対して最確条件は約 35℃～約 50℃であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，注水温度を操作
開始の起点としてい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・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
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。
事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断 LOCA を考慮した場合，原子炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張りを実施すること）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。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の 50℃（事象開始 12 時間以降は 45℃，事象
開始 24 時間以降は 40℃）に対して最確条件は約 35℃～約 50℃であり，解析条件の不確

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場
合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧
代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を実施すること）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。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下
であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温度がおおむね低くなるが，注水温度を操作開始の起点としてい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，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断ＬＯＣＡを考慮した場合，原子炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操作手順（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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を実施すること）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。
（添付資料3.3.6，3.3.8）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場
合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下
であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，ペデスタル（ド9／18

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，原子炉格納容器
下部プール水温度が低い場合は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイクに寄与する水蒸気発生量が低下すること
で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・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作
用による圧力スパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する
観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注
水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原
子炉圧力容器破損のタイミングが早くなることを考慮したものである。その結果，第7.2.3－9 図に示すとおり，事象発生から約 6.4 時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約 0.44MPa[gage]となったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]以下であることから，評価項目を満足する。

b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考ライウェル部）への注水温度がおおむね低くなり，原子炉圧力容器破損時のペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低くなるが，ペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低い場合は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイクに寄与する
水蒸気発生量が低下することで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，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水 ・評価条件，運用・設備設計，事象進
流量の全喪失を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃
展等の違いに起因する記載の相違
料－冷却材相互作用による圧力スパイクを評価するに当たり，溶融炉心落下時はあるが，実態として記載内容に違の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シ
いはないーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミ
ングが早くなることを考慮したものである。その結果，第3.3－5図に示すとおり，事象発生から約3.3時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約0.20MPa［gage］となったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，評価項目である最高使用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）以下
であることから，評価項目を満足する。
（添付資料 3.3.6，3.3.8）
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
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 ・対応手順の相違
系による格納容器除熱操作は，事象発生90分後に開始することとしているが，余裕時間を含めて設定されているため操作の不確かさが操作開始時間に与える影響は小さい。また，本操作の操作開始時間は，緊急用海水系の準備期間を考慮して設定したものであり，緊急用海水系の操作開始時間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環冷却系の運転開始時間も早まる
が，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに10／18

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水張り操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施するため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間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も小さい。当該操作は，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，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）を配置しており，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作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

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，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小さい。

(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。

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作について
は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでの時間は事象発生から約 3.7 時間あり，原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。また，原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達
時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注水操作の操作時間は約 5 分間

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考操作を完了できることから影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）水位の確保操作は，解析上考慮していな
いが，操作時間として代替循環冷却系による格納容器除熱操作実施から24分後を想定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損
までに事象発生から約4.5時間の時間余裕があり，また，実態の操作時間は想定とほぼ同等であり，操作開始時間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も小さい。
（添付資料3.3.6）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 ・対応手順の相違
系による格納容器除熱操作は，緊急用海水系の操作開始時間が早まった場合には，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び雰囲気温度を早期に低下させる可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）水位の確保操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作時間は想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3.3.6）(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。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系に ・対応手順の相違
よる格納容器除熱操作については，格納容器除熱開始までの時間は事象発生から90分あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。なお，本操作が大幅に遅れるような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでの時間は事象発生から約4.5時間であり，約3時間の時間余裕がある。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によ ・対応手順の相違
るペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作については，事象発生から90分後の代替循環冷却系による格納容器除熱操作実施に対し，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約4.5時間ある。操作時間は約24分間であることから，操作完了後の排水時間5分を考慮しても，操作遅れに対して約2.5時間程度の時間余裕があ
11／18

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは約 2 時間で完了することから，水張りを事象発生から約 3.7 時間後に開始すると，事象発生から約 5.7
時間後に水張りが完了する。事象発生から約 5.7 時間後の水張りの完了から，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対して 1 時間程度の時間余裕がある。
(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。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考る。
（添付資料3.3.6）(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。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力 ・東海第二特有の感度解析に係る記載
容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

3.3.4 必要な要員及び資源の評価
7.2.3.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同
本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じじであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」
であることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。
と同じである。
3.3.5 結 論
・文章表現に多少の違いはあるが，実7.2.3.5 結論
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」では，運転時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」では，運転態として相違点はないの異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生する
時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生とともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉
子炉圧力容器外の水が接触して一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネ
心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このとルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。
きに発生するエネルギが大きい場合には構造物が破壊され格納容器が破損に至るこ
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」に対する格納容とが特徴である。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
器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水により用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドライウェル部）の水位
原子炉圧力容器破損前に原子炉格納容器下部へ約 2m の水張りを実施する手段を整備しを約 1m に維持する手段を整備している。
ている。
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」の評価事故
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」の評価事故シシーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋」 ＦＣＩ（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
ーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI 発生）について，有効性評価を行った。
上記の場合には，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下することで圧力
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，原子炉格納容器バ
スパイクが発生するが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使
ウンダリにかかる圧力は， 原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]を下回るため，原用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）を下回るため，格納容器バウンダリの機能は維持さ
12／18

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

子炉格納容器バウンダリの機能は維持できる。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析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，運転員及び緊急時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。

れる。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析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，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，7日間以上の供給が可能である。
以上のことから，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」において，常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）水位の確保手段等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，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」に対して有効である。

以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確
認でき，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」に対して有効である。

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

備

考3.4 水素燃焼
7.2.4 水素燃焼
3.4.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
7.2.4.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態
・文章表現に多少の違いはあるが，実(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態
格納容器破損モード「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率態として相違点はない。
格納容器破損モード「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率論的論的リスク評価の結果からは抽出されない。このため，「1.2 評価対象の整理及びリスク評価の結果からは抽出されない。このため，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の評価項目の設定」に示すとおり，「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考え設定」に示すとおり，「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考えられる評価事故られる評価事故シーケンスを選定する。
シーケンスを選定する。
(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応，水の放射線分解，金格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応，水の放射線分解，
属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等によって発生する水素ガスによって原子炉
金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等により発生する水素によって格納容
格納容器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解によって発生する酸素ガスによって原器内の水素濃度が上昇し，水の放射線分解により発生する酸素によって格納容器内
子炉格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，ジの酸素濃度が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，格納容器内のルコニウム－水反応等によって発生する水素ガスと原子炉格納容器内の酸素ガスが反水素と酸素が反応することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。
応することによって激しい燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードでは，窒素置換による格納容器内雰囲気の不したがって，本格納容器破損モードは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気活性化及び格納容器内への窒素注入によって，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度 ・マネジメント及び期待するＳＡ設備の不活性化によって，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることの違い
を可燃限界未満に維持し，格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリを防止することにより，原子炉格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による水素発生に対しては「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」
ート相互作用による水素ガス発生に対しては「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，格納容器下部注水によって水素ガス発生を抑制する。
のとおり，コリウムシールドの設置及びペデスタル（ドライウェル部）への注水によって水素発生を抑制する。
なお，6 号及び 7 号炉において重大事故が発生した場合，ジルコニウム－水反応によなお，格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol％以下又は酸素濃度※1って水素濃度は 13vol% を大きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる原が 5vol％以下であれば爆轟を防止できると判断されるが，東海第二発電所において
子炉格納容器の破損を防止する上では，水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを重大事故が発生した場合，ジルコニウム－水反応によって水素濃度は 13vol％を大防止することが重要であるが，特に酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる格納容器の破損を防止する上要である。また，水の放射線分解，金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等によでは，酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重要である。
る水素ガス発生の影響は小さい。
※1 原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol%以下又は酸素濃度が 5vol%以下であれば爆轟を防止できると判断される。
(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化により，水素燃焼による原子炉格納容器の破損を防止する。
「7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モード「水素燃焼」において評価対象とした事故シーケンスは，「7.2.1 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，「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，格納容器破損防止対策は「7.2.1.2.1 格納容器破損防(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入により，水素燃焼による格納容器破損を防止する。
「3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モード「水素燃焼」において評価対象とした事故シーケンスは，「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，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，格納容器破損防止対策は「3.1.2.1 格納
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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
止対策」と同じである。

東海第二発電所備

考

容器破損防止対策」と同じである。

7.2.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
3.4.2 格納容器破損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
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「6.2 評価対
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評 ・文章表現に多少の違いはあるが，実態として相違点はない。
象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，炉心損傷を防止できない事故シ
相対的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽ーケンスのうち，格納容器破損防止対策の有効性を確認する事故シーケンスである
出されている「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」である。
「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
この事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・
この事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モード
過温破損）」の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モードの評の評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温
過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シ
破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シーケンス
ーケンスとした。また，評価事故シーケンスを「3.1.3 代替循環冷却系を使用できとした。また，評価事故シーケンスを「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」のない場合」の評価事故シーケンスとしない理由は，「3.1.3 代替循環冷却系を使用
評価事故シーケンスとしない理由は，「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」でできない場合」では格納容器圧力逃がし装置に期待することで，格納容器内の気体は格納容器圧力逃がし装置に期待することで，原子炉格納容器内の気体が排出され，水が排出され，水素及び酸素の絶対量が減少することで，格納容器内での水素燃焼の素ガス及び酸素ガスの絶対量が減少し，水素ガス及び酸素ガスの分圧が低下するととも可能性が無視できる状態となるためである。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表に，サプレッション・チェンバのプール水の減圧沸騰等によって発生する水蒸気ととも面熱伝達，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（水に原子炉格納容器外に排出され続けることで，水素ガス及び酸素ガスの分圧並びに水素位変化）・対向流，原子炉圧力容器におけるＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備
濃度及び酸素濃度が低く維持され，原子炉格納容器内での水素燃焼の可能性が無視でき含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，る状態となるためである。
原子炉圧力容器破損，放射線水分解等による水素・酸素発生，原子炉圧力容器内Ｆ
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱Ｐ挙動，格納容器における格納容器各領域間の流動，サプレッション・プール冷却，伝達，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）
・
スプレイ冷却，放射線水分解等による水素・酸素発生並びに炉心損傷後の格納容器
対向流，原子炉圧力容器における ECCS 注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，放射線水分解等によるにおける格納容器内ＦＰ挙動が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評
水素ガス・酸素ガス発生，原子炉圧力容器内 FP 挙動，原子炉格納容器における格納容価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備
器各領域間の流動，サプレッション・プール冷却，スプレイ冷却，放射線水分解等によえ，かつ炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有る水素ガス・酸素ガス発生並びに炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより格納容器圧力，格納容器雰
内 FP 挙動が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能であ
囲気温度，格納容器内の気相濃度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，本評価事故
り，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後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のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデン
与える影響及び操作時間余裕を評価する。
ト総合解析コード MAAP により格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器内の気相濃度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，本評価事故シー
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(2) 有効性評価の条件
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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

備

考

本評価事故シーケンスは，「7.2.1 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，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，有効性評価の条件は「7.2.1.2.2(2) 有効性評価の条件」と同じである。このほかに，本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき主要な解析条件を第 7.2.4－1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価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) 酸素濃度
原子炉格納容器の初期酸素濃度並びに水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスを考慮することとする。原子炉格納容器の初期酸素濃度は，運転上許容される上限の 3.5vol%とする。

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過 ・文章表現に多少の違いはあるが，実圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じである
態として相違点はない。
ことから，有効性評価の条件は「3.1.2.2(2) 有効性評価の条件」と同じである。
この他に，本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき主要な解析条件を第3.4－1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価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) 初期酸素濃度
格納容器の初期酸素濃度は，保安規定の運転上の制限における上限の2.5vol％（ドライ条件）とする。
・運用の違いb. 事故条件(a) 炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量
炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析コード MAAP の評価結果から得られた値を用いた。これは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化によって運転中の原子炉格納容器内の酸素濃度が低く管理されていること及び解析コード MAAP の評価結果で水素濃度が 13vol%を超えることを考慮すると，酸素濃度の上昇の観点から厳しいシーケンスとすることが適切と考えたためである。仮に全炉心内のジルコニウム量の 75%が水と反応し，水素ガスが発生した場合，原子炉格納容器内の水素濃度が増加するため，相対的に水の放射線分解で発生する酸素ガスの濃度は低下する。
(b) 水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生割合
水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスの発生量は，解析コード MAAPで得られる崩壊熱をもとに評価する。ここで，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（G 値（100eV あたりの分子発生量），以下「G 値」という。
）は，それぞれ 0.06，0.03 とする。また，原子炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，原子炉圧力容器内については，ベータ線，ガンマ線ともに 0.1，原子炉圧力容器外の核分裂生成物については，
ベータ線，ガンマ線ともに 1 とする。

ｂ．事故条件(c) 金属腐食等による水素ガス発生量
原子炉格納容器内の亜鉛の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素ガスの発生量は，ジルコニウム－水反応による水素ガス発生量に比べて少なく，また，水素ガスの発生は，原子炉格納容器内の水素濃度を上昇させ，酸素濃度を低下させると考えられることから，金属腐食等による水素ガス発生量は考慮しない。

(a) 炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量
炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，全炉心内のジルコニウ
ム量の 75％が水と反応した場合と解析コードＭＡＡＰの評価結果であるジル
コニウム－水反応量（約 10.1％）を比較し，水素発生量が少ない解析コードＭ
ＡＡＰの評価結果を用いた。これは，重大事故が発生した場合，ジルコニウム－水反応によって水素濃度は 13vol％を大きく上回ること及び格納容器内の水素濃度が低い場合，相対的に酸素濃度は高くなることから，酸素濃度の上昇による可燃限界到達の観点で厳しいシーケンスとなるためである。
(b) 水の放射線分解による水素及び酸素の発生割合
水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の発生量は，解析コードＭＡ
ＡＰで得られる崩壊熱をもとに評価する。ここで，水素及び酸素の発生割合（Ｇ値（100eV 当たりの分子発生量），以下「Ｇ値」という。）は，それぞれ 0.06，
0.03 とする。また，原子炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，サプレッション・プール内の核分裂生成物については，ベータ線，ガンマ線ともに 1，
サプレッション・プール以外に存在する核分裂生成物についてはベータ線，ガンマ線ともに 0.1 とする。
（添付資料 3.4.1，3.4.2）(c) 金属腐食等による水素発生量
格納容器内の亜鉛の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素の発生量は，ジルコニウム－水反応による水素発生量に比べて少なく，また，水素の発生は，格納容器内の水素濃度を上昇させ，酸素濃度を低下させることから，金属腐食等による水素発生量は考慮しない。
（添付資料 3.1.2.10）

3／23

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

備考(3) 有効性評価の結果(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過 ・文章表現に多少の違いはあるが，実本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じである
態として相違点はない。
過温破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，
ことから，有効性評価の結果は「3.1.2.2(4) 有効性評価の結果」と同じである。
有効性評価の結果は「7.2.1.2.2 (4) 有効性評価の結果」と同じである。このほかに，
この他に，本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき評価結果として，格納本評価事故シーケンスを評価する上で着目すべき評価結果として，格納容器圧力，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，ドライウェル及びサプレッション・チェンバの気
容器温度，ドライウェル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ド相濃度（ウェット条件，ドライ条件）の推移を第 3.4－1 図から第 3.4－10 図に，
ライ条件）の推移を第 7.2.4－1 図から第 7.2.4－6 図に，事象発生から 7 日後（168 時
事象発生から 7 日間における酸素濃度の最大値と到達時間を第 3.4－2 表に示す。 ・東海第二では窒素供給による酸素濃間後）の酸素濃度を第 7.2.4－2 表に示す。
度低減に伴い最大値は 7 日以前のタａ．事象進展イミングとなるa. 事象進展
事象進展は「3.1.2.2(4)ａ.事象進展」と同じである。
事象進展は 7.2.1.2.2 (4) a.と同じである。
上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心再冠水までの間に，全炉心の上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心再冠水までの間に，全炉心内のジルジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して水素が発生し，炉心の再冠水に伴い事
コニウム量の約 16.6%が水と反応して水素ガスが発生する。また，炉心再冠水に伴い，象発生から約 2.7 時間後にジルコニウム－水反応は停止する。発生した水素は原
事象発生から約 2.5 時間後にジルコニウム－水反応は停止する。発生した水素ガスは原
子炉圧力容器内で発生する蒸気とともに，破断口からドライウェルに流入する。
子炉圧力容器内で発生する蒸気とともに，破断口から上部ドライウェルに流入する。ままた，原子炉圧力容器内及びサプレッション・チェンバ内における核分裂生成物
た，原子炉圧力容器内及びサプレッション・チェンバ内における核分裂生成物による水による水の放射線分解により水素及び酸素が発生する。代替循環冷却系による格の放射線分解により水素ガス及び酸素ガスが発生する。
納容器除熱の開始後は，サプレッション・チェンバ内で蒸気の凝縮が進むことに
代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱の開始後は，サプレッション・チェンバ内
伴い，格納容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。事象発生から約 84 時間後に，で蒸気の凝縮が進むことに伴い，原子炉格納容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。
格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達し，可搬型窒素供給装置に ・東海第二では窒素供給による酸素濃よる格納容器内への窒素注入操作を実施することで，格納容器内酸素濃度の上昇
度低減に伴い最大値は 7 日以前のタが抑制される。なお，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入は，格イミングとなる
納容器圧力が 310kPa［gage］に到達した時点で停止する。
b. 評価項目等
原子炉格納容器内の水素濃度は，ウェット条件においても事象発生直後から 13vol%を上回るが，ウェット条件における酸素濃度は，事象発生から 7 日後までの間，原子炉格納容器の初期酸素濃度である 3.5vol%を上回ることはなく，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.4vol%であり，可燃限界を下回る。
ドライ条件では，事象発生の約 5 時間後から約 18 時間後までの間，ドライウェルにおける酸素濃度が可燃限界である 5vol%を上回る。この間，ウェット条件では，LOCA 後のブローダウンによって，ドライウェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプ
レッション・チェンバに送り込まれ，破断口から供給される水蒸気でドライウェル内が満たされるため，ドライウェル内のほぼ 100%が水蒸気となっている。そのため，この間のドライ条件でのドライウェル内の気体組成は，ほぼ水の放射線分解によって生じる水
素ガス及び酸素ガスの割合となり，
そのウェット条件での濃度は 1vol%未満（約 0.2vol%）である。また，ドライウェル内の非凝縮性ガス(水素ガス，酸素ガス及び窒素ガス)の分
圧 の 和 は 大 気 圧 よ り も 低 く ， 0.02MPa [abs] 未 満 ( 水 素 及 び 酸 素 の 分 圧 の 和 はｂ．評価項目等
格納容器内の水素濃度は，事象発生直後から 13vol％を上回るが，格納容器内 ・水素燃焼対策としての窒素供給等の酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置による評価条件，運用・設備設計，事象進格納容器内への窒素注入を行うことによって，酸素濃度の最高値は約 4.0vol％
展等に違いに起因する記載の相違（ドライ条件）にとどまることから，可燃限界である 5vol％を下回る。

4／23

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
0.01MPa[abs]未満)である。この間のサプレッション・チェンバ内のウェット条件での水蒸気の濃度は約 5vol%であり，サプレッション・チェンバ内の全圧が 0.50MPa[abs]以上であることから，非凝縮性ガス( 水素ガス， 酸素ガス及び窒素ガス) の分圧は少な
くとも 0.47MPa[abs]以上である。このため，仮にドライウェル内の水蒸気が凝縮してドライウェル内の圧力が低下し，相対的に水素濃度及び酸素濃度が上昇しても，ドライウ
ェル内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界を上回る前に，サプレッション・チェンバから酸素濃度が 5.0vol%未満の気体が流入する。このため，この間においてドライウェルの酸素濃度が現実に可燃限界である 5vol%を上回ることはない。事象発生の約 18 時間
後以降は，
ドライ条件を仮定しても酸素濃度は 5.0vol%未満で推移し，事象発生から 7 日
後の酸素濃度は，ドライウェルにおいて約 3.7vol%，サプレッション・チェンバにおいて約 3.9vol%である。したがって，格納容器スプレイの誤動作等により水蒸気量が低下しても，可燃限界である 5vol%に達することはない。
その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し，原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度が可燃領域に至る場合については，格納容器ベントによって，その水素濃度及び酸素濃度を低減することで，安定状態を維持できる。
また，原子炉格納容器内は，原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされるため，原子炉格納容器内がドライ条件となることは考えにくい。なお，事象発生の 168
時間後における崩壊熱は約 11.6MW であるが，これに相当する水蒸気発生量は約 2.3×
104Nm3/h である。このため，水素燃焼の可能性の有無は，ウェット条件における気相濃度において判断することが妥当であると考える。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項
目について，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。また，(7)の評価
項目について，可燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)の評価項目のうち，可燃性ガスの蓄積による(1)の評価項目への影響については，「7.2.1 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，「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」にて評価項目を満足することを確認している。
なお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「6.2.2.2 有効性を確認する
ための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目について対策の有効性を評価するものであり，原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下しない場合の評価であるが，溶融炉心が原
子炉格納容器下部に落下した場合の溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生の影響については，「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

東海第二発電所

備

考その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至る可能性のある場合については，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作によって水素及び酸素を排出し，水素濃度及び酸素濃度を低減することで，安定状態を維持できる。
・東海第二では，ドライ条件での酸素濃度管理を実施

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目について，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。また，(7)の評価項目について，可燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)の評価項目のうち，可燃性ガスの蓄積による(1)の評価項目への影響については，評価事故シーケンス及び格納容器破損防止対策が同じである「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，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」にて評価項目を満足することを確認している。
なお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を評価するものであり，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心が落下しない場合の評価であるが，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した
場合の水素発生の影響については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接 ・評価項目に対する確認の記載箇所の加熱」において，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)相違及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

7.2.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
3.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・5／23

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

過温破損）
」のうち，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価は「7.2.1.2.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価」と同様である。よって以下では，格納容器破損モード「水素燃焼」を評価する上で着目すべき不確かさの影響評価結果を示す。

過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることか
ら，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価は「3.1.2.3 解析コード及び解析
条件の不確かさの影響評価」と同様である。よって以下では，格納容器破損モード「水素燃焼」を評価する上で着目すべき不確かさの影響評価結果を示す。

備考(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
本格納容器破損モードにおける，解析コードにおける重要現象の不確かさの影響
本評価事故シーケンスにおける，解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
評価は，「3.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同は，「7.2.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同様である。
様である。
(2) 解析条件の不確かさの影響評価(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
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，「3.1.2.3(2)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，「7.2.1.2.3(2)ａ. 初
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」と同様である
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」と同様であるが，本評価事が，本評価事故シーケンスを評価する上で，事象進展に有意な影響を与えると考故シーケンスを評価する上で，事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関すえられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
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(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の初期酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％に対して最確条件は約
初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，1vol％～約 2vol％であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合に解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるが，本は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内評価事故シーケンスにおいては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の起点としての酸素濃度推移が低く抑えられるため，格納容器内の酸素濃度を操作開始の起い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。
点としている可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作の開始 ・東海第二では水素燃焼対策としてＰ時間は遅くなることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
ＣＶへの窒素供給を実施
事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析条件の心内のジルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して，最確条
全炉心内のジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対し件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合て最確条件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最は，水素ガス発生量が変動する可能性があるが，本評価事故シーケンスにおいては水素確条件とした場合には水素発生量が変動する可能性があるが，本評価事故シー
ガス発生量を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時
ケンスにおいては，水素発生量を操作開始の起点としている運転員等操作はな間に与える影響はない。
いことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合には水素発生量が増加
金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加するため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑するため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑ええられるため，格納容器内の酸素濃度を操作開始の起点としている可搬型窒素 ・東海第二では水素燃焼対策としてＰられるが，本評価事故シーケンスにおいては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の供給装置による格納容器内への窒素注入操作の開始時間は遅くなることから，起点としてい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。
ＣＶへの窒素供給を実施
運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。
事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03
事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03
に対して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガに対して最確条件は同じであるが，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解によス発生量が大幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域
る酸素発生量が大幅に増加する場合，格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウ轟領域となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用し，
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重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
ェットウェルベント）を使用し，原子炉格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，
格納容器圧力逃がし装置に係る運転員等の操作については，「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」において，成立性を確認している。また，耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を用いる場合は，あらかじめ不活性ガスによる大気開放ラインのパージを実施するほかはおおむね同様の対応となる。
(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉
心内のジルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して，最確条
件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合
は，水素ガス発生量が変動する可能性がある。炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は，運転員等操作である低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始時間に依存して変動するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始
時間については，「7.2.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」にて解析上の操作開始時間と実態の操作開始時間はほぼ同等と評価しており，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス
発生量に与える影響は小さい。仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始が大幅に早まった場合，第 7.2.4－7 図及び第 7.2.4－8 図に示すとおり，全炉心内のジルコニウム量の約 18.2%が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガ
ス発生量は 1 割程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.6vol%であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始が遅れた場合，第 7.2.4－9 図及び第 7.2.4－10 図に示すとおり，全炉心内のジルコニウム
量の約 17.1%が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素ガス発生量は 3％程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.9vol%であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加するため，本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03

東海第二発電所

備

考

格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，格納容器圧力逃がし装置に係 ・東海第二では炉心損傷後に耐圧強化
ベントは使用しない運用としている運転員等の操作については，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場合」
る。
において，成立性を確認している。
（添付資料 3.4.3，3.4.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の初期酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％に対して最確条件は約
1vol％～約 2vol％であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対す
る余裕は大きくなる。
事故条件の炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析条件の
全炉心内のジルコニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対して，最確条件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，水素発生量が変動する可能性がある。炉心内のジル
コニウム－水反応による水素発生量は，運転員等操作であ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）による原子炉注水の操作開始時間に依存して変動するが，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）による原子炉注水の操作開始時間については，「3.1.2.3(2)ｂ．操作条件」
にて解析上の操作開始時間と実態の操作開始時間はほぼ同等と評価しており， ・東海第二では，ドライ条件での酸素
炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量に与える影響は小さい。仮に濃度管理を実施
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操作開始が大幅に早まった場合，第 3.4－11 図及び第 3.4－12 図に示すとおり，全炉心内のジルコニウム量の約 15.3％が水と反応し，炉心内のジルコニウ
ム－水反応による水素発生量は 5 割程度増加するが，ドライ条件における酸素濃度の最大値は約 4.0vol％であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，仮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）による原子炉注水の操作開始が遅れた場合，第 3.4－13 図及び第 3.4－14
図に示すとおり，全炉心内のジルコニウム量の約 7.6％が水と反応し，炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は 1 割程度減少するが，ドライ条件
における酸素濃度の最大値は約 4.0vol％であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合には水素発生量が増加するため，本評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03
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重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
に対して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガ
ス発生量が大幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となる可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を使用し，原子炉格納容器内の気体を排出することが可能である
ため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガス発生量が大幅に増加する場合について，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いている G
値（水素ガス：0.4，酸素ガス：0.2）を使用した感度解析を実施した。第 7.2.4－11 図から第 7.2.4－15 図に示すとおり，原子炉格納容器内の酸素濃度は，ウェット条件において事象発生から約 51 時間で 5vol%に到達するが，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を用いた原子炉格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。5vol%到達時点で原子炉格納容器内の気体の排出操作を実施す
ると，水蒸気とともに非凝縮性ガスが原子炉格納容器外に押し出され，また，原子炉格
納容器内は，減圧沸騰による原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされる
ため，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度はほぼ 0vol%まで低下する。また，ドライ条件では，ドライウェルの酸素濃度が 5vol%を超えるが，これはドライウェルの大部分が継続的に水蒸気で占められるためであり，実際の状況下でドライ条件となり，水素燃焼が発生することはない。
ドライ条件とならないことを確認するため，水蒸気の凝縮が過剰に進む場合として，格納容器圧力が最も低下する事象発生から 7 日後（168 時間後）において，残留熱除去
系による格納容器スプレイをドライウェルに連続で実施した場合を評価し，原子炉格納容器内の気相濃度の推移を確認した。
第 7.2.4－16 図から第 7.2.4－18 図に示すとおり，
格納容器スプレイによる水蒸気の凝縮を考慮しても，格納容器スプレイ開始後約 4 時間
（原子炉格納容器内が負圧となる時間）までは，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に至ることはない。なお，ベント弁を開放している状況下で格納容器ス
プレイを実施する手順とはしておらず，格納容器スプレイにインターロックによる自動起動はないことから誤動作のおそれはない。運転員の誤操作によって格納容器スプレイ
を連続で実施しても，原子炉格納容器内が負圧に至るまでは格納容器スプレイ開始から
約 4 時間の時間余裕がある。また，格納容器スプレイの停止操作は中央制御室での簡易な操作であることから，約 4 時間の時間余裕の間での運転員による格納容器スプレイの停止に期待できる。このため，現実として原子炉格納容器内が負圧になることはなく，したがって原子炉格納容器内がドライ条件になることはない。
格納容器圧力逃がし装置等による対応が生じる場合，その対応フローは「7.2.1 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，「7.2.1.3 代替循環
冷却系を使用しない場合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置等の操作が必要となる時間は，「7.2.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」よりも，本感度解析による評
価結果の方が遅いことから，水素燃焼を防止する観点での事故対応は十分に可能となる。大気中への Cs-137 の総放出量の観点でも，本感度解析による評価結果の方が，事

東海第二発電所備

考に対して最確条件は同じであるが，本解析条件の不確かさとして，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解による酸素発生量が大幅に増加する場合，格納容器
内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となる可能性がある。その場合には，格 ・東海第二では炉心損傷後に耐圧強化
納容器圧力逃がし装置を使用し，格納容器内の気体を排出することが可能であベントは使用しない運用としているため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
る。
Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解による酸素発生量が大幅に増加する
場合として，Ｇ値を設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いているＧ値（沸騰状態の場合，水素：0.4，酸素：0.2，非沸騰状態の場合，水素：0.25，酸素：0.125）を使用した感度解析を実施した。第 3.4－15 図から第 3.4－17 図に示すとおり，格納容器内の酸素濃度は，ドライ条件 ・東海第二では炉心損傷後に耐圧強化において事象発生から約 122 時間で 4.3vol％に到達するが，格納容器圧力逃がベントは使用しない運用としていし装置を用いた格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。
る。
4.3vol％（ドライ条件）到達時点で格納容器内の気体の排出操作を実施すると， ・水素燃焼対策としてのＰＣＶへの窒素供給等の評価条件，運用・設備設
水蒸気とともに非凝縮性ガスが格納容器外に押し出される。また，可搬型窒素計，事象進展等に違いに起因する記供給設備による格納容器内への窒素注入操作により，ドライ条件においても酸載の相違
素濃度は可燃限界である 5vol％に到達しないため，水素燃焼が発生することはない。
・東海第二では，ドライ条件での酸素濃度管理を実施

格納容器圧力逃がし装置による対応が生じる場合，その対応フローは「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，「3.1.3
代替循環冷却系を使用できない場合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置の操作が必要となる時間は，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場合」よりも，本感度解析による評価結果の方が遅いことから，水素燃焼を防止する観点での事故対応は十分に可能となる。大気中へのＣｓ－137 の総放出量の観点
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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

象発生から原子炉格納容器内の気体の排出操作までの時間が長いことから，「7.2.1.3
代替循環冷却系を使用しない場合」の評価結果である約 2.0TBq を超えることはなく，評価項目である 100TBq を十分に下回る。

でも，本感度解析による評価結果の方が，事象発生から格納容器内の気体の排出操作までの時間が長いことから，「3.1.3 代替循環冷却系を使用できない場合」の評価結果である約 3.7TBq を超えることはなく，評価項目である 100TBq
を十分に下回る。
（添付資料 3.4.3，3.4.4，3.4.5）

b. 操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「7.2.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」と同様である。

ｂ．操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「3.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」と同様である。

(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「7.2.1.2.3(3)操作時間余裕の把握」と同様である。

(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「3.1.2.3(3) 操作時間余裕の把握」と同様である。

(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。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。

(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。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，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。

備考7.2.4.4 必要な要員及び資源の評価
3.4.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・本評価事故シーケンスは，「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，
「7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから， 過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることか必要な要員及び資源の評価は「7.2.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。
ら，必要な要員及び資源の評価は「3.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。
7.2.4.5 結論
3.4.5 結 論
格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応等によって発生した
格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム－水反応等によって発生した水
水素と，水の放射線分解によって発生した酸素が格納容器内で反応することによって素ガスと，水の放射線分解によって発生した酸素ガスが原子炉格納容器内で反応するこ
激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「水とによって激しい燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容素燃焼」に対する格納容器破損防止対策としては，窒素置換による格納容器内雰囲気
器破損モード「水素燃焼」に対する格納容器破損防止対策としては，窒素ガス置換によの不活性化を実施するとともに，長期的な格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する観点 ・設備設計及び運用の違い
る原子炉格納容器内雰囲気の不活性化を実施している。
から，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入手段を整備している。
格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相対格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出さ対的に高くなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽れている評価事故シーケンス「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」
出されている評価事故シーケンス「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷について，有効性評価を行った。
却失敗」について，代替循環冷却系を使用する場合の有効性評価を行った。
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重大事故等対策の有効性評価

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

備考上記の場合においても，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化により，酸素濃度が可燃限界である 5vol%以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，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，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び可搬型窒 ・設備設計及び運用の違い
素供給装置による格納容器内への窒素注入により，酸素濃度はドライ条件においても可燃限界である 5vol％以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析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解析コード及び解析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。
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
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
果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
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，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
な水源，燃料及び電源については，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び可搬型窒素供給以上のことから，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化等の格納容 装置による格納容器内への窒素注入手段等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事 ・設備設計及び運用の違い
器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき， 故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「水素燃焼」に
格納容器破損モード「水素燃焼」に対して有効である。
対して有効である。

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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重大事故等対策の有効性評価
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
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備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考・東海第二はドライ条件のみ記載（酸素濃度をドライ条件で管理するた
め）

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考・東海第二はドライ条件のみ記載（酸素濃度をドライ条件で管理するた
め）

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考・感度解析の実施項目の相違（東海第二は酸素濃度をドライ条件
で管理するため，本感度解析は不要）

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

比較表（水素燃焼）
東海第二発電所

備

考・感度解析の実施項目の相違（東海第二は酸素濃度をドライ条件
で管理するため，本感度解析は不要）

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
7.2.5.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
3.5.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラン
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプ ・ＰＲＡの違いによりプラント損傷状態に違いがあるが，実態として相違
ト損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUV，TQUX，ラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，Ｔ
点はない
LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。
ＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ及びＬＯＣＡである。
(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納容器の構造材の支持機能を喪失し，原子炉格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下する時点で，原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却することにより，原子炉格納容器の破損を防止するとともに，溶融炉心・コンクリート相互作
用による水素ガス発生を抑制する。

また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。
なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の ・文章表現に多少の違いはあるが，実態として相違点はない
運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードでは，ペデスタル（ドライウェル部）にコリ ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウ
ルドの設置等の違いに起因する記ェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融載の相違炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，また，溶融炉心の落下後は，ペデスタル（ドライウェル部）
への注水によって溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作
用による水素ガス発生を抑制するとともに格納容器の破損を防止する。
また，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，格納容器の破損を防止する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及 ・東海第二では水素燃焼対策としてＰ
び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって，ＣＶへの窒素注入を実施
格納容器の破損を防止する。
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モ ・東海第二ではＲＰＶ破損後はＲＰＶードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対への注水を手順基づき実施する条策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係件としているる手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって，本評価では，原子炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施することとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について評価することとする。
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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シー
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シーケン
ケンスに対して，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子スに対して，原子炉格納容器下部のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機
炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリ能喪失を防止するため，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整
ウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウ ・柏崎刈羽はドライウェルサンプへの備する。また，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注水系ポンプを用（以下「ドライウェルサンプ」という。
）への溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下
溶融炉心流入抑制のためにコリウ
部注水系（常設）と合わせて，ドライウェルサンプ底面のコンクリートの侵食を抑制し，いた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）水位の確保
ムシールドを設置
溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容手段及びペデスタル（ドライウェル部）注水手段を整備する。
器下部にコリウムシールドを設置する。
また，その後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプまた，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格点から，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）
納容器除熱手段又は格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備すによる格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替
る。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及び循環冷却系による格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容 ・柏崎刈羽は概要図と対策の関係を記」
器減圧及び除熱手段を整備する。
重大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
載（ＰＷＲには当該記載無し）と同じである。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1.(3)に示す g.から j.である。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策
原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めたの概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の「3.2.1(3) 格納
一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加
容器破損防止対策」と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2
熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。このうち，本格納容器破損モー
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2－1 図及び第 3.2－2 図でドの重大事故等対策の概略系統図は第 7.2.2－2 図及び第 7.2.2－3 図である。本格納ある。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶融物放出／格
容器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「7.2.2 高圧溶融物放出／
納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2－1 表である。
格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。
7.2.5.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
3.5.2 格納容器破損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
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「6.2 評価対
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評 ・文章表現に多少の違いはあるが，実象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進
価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶと態として相違点はない。
展が早く炉心損傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全
し，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，時間余裕の厳しさの観点から，事象
弁再閉失敗を含まない「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗
進展が早い過渡事象を起因とする，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却（＋デブリ冷却失敗）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含まない事故シーケ
失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」である。
ンスとした理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼす逃がし安「1.2.2.1(3) 評価事故シーケンスの選定」に示すとおり，プラント損傷状態の
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東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定したためである。
また，「6.2.2.1(3)e. 溶融炉心・コンクリート相互作用」に示すとおり，プラント損
傷状態の選定では，LOCA と TQUV を比較し，LOCA の場合は原子炉格納容器下部に原子炉冷却材が流入することで溶融炉心・コンクリート相互作用が緩和される可能性等を考慮し，より厳しいと考えられる TQUV を選定した。

なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。
本格納容器破損モード及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
ではプラント損傷状態を TQUV とし，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，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，原子炉圧力容器内 FP 挙動，
炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり，
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），
溶融炉心と原子炉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並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コード MAAP により原子炉格納容器下部の床面及び壁面のコンクリート侵食量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，本評価事故シー
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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し，事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はないこと，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用と溶融炉心・コンクリート相互作用は原子炉圧力容器破損後に生ずる一連の物理現象であることから，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」と同じプラント損傷状態を選定し一連のプラント挙動を確認することを考慮し，ＴＱＵＶを選定した。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要 ・東海第二では，全交流動力電源喪失となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間をの重畳を考慮
厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を
ＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長 ・対応手順の相違の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，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，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，炉心損傷後の格納容器におけるペデスタル（ドライウェル部）床
面での溶融炉心の拡がり，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），溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）プー
ル水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡ
Ｐによりペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量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，本評価事故
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。
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考(2) 有効性評価の条件(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
囲気直接加熱」の条件と同じである。原子炉格納容器下部の侵食量評価に対しては，コ
雰囲気直接加熱」の条件と同じである。また，初期条件の初期酸素濃度並びに事故 ・複数号炉の変更申請に係る記載
リウムシールドの外側の面積が小さい 6 号炉の床面積を用いた。また，初期条件の初期
条件の水素及び酸素の発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。
酸素濃度並びに事故条件の水素ガス及び酸素ガスの発生については，「7.2.4 水素燃焼」と同じである。
(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第 7.2.5－1 図及び第 7.2.5－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，ドライウェ
ル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ドライ条件），サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器下部水位並びに溶融炉心・コンクリート相互作
用による原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量の推移を第 7.2.5－
3 図から第 7.2.5－11 図に示す。

(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおけるペデスタル（ドライウェル部）の水位，ペデスタ ・東海第二はＤＣＨにて記載
ル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移を第 3.5－1 図及び第 3.5－2 図に示す。

a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

b. 評価項目等
溶融炉心落下前の原子炉格納容器下部への水張り及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水の継続によって，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm，壁面で約 1cm に抑えられ，原子炉格納容器下部の溶融炉心は適切に冷却される。
原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食に対しては，コンクリート侵食が内側鋼
板及び厚さ約 1.64m のコンクリート部を貫通して外側鋼板まで到達しない限り，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
評価の結果，原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食量は約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食に対しては，原子炉格納容器下部の床面
以下のコンクリート厚さが約 7.1m であり，原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵
食量が約 1cm であるため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生は，原子炉格納容器
下部についてはコンクリートの侵食量が約 1cm であるため，約 4kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガ
ス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。このため，
溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響

ｂ．評価項目等
第 3.5－2 図に示すとおり，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシール ・評価条件，運用・設備設計，事象進展等に違いに起因する記載の相違
ドを設置するとともに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（東海第二はコンクリート侵食（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作及びペデスタル（ド0cm、可燃性ガスの発生なし）
ライウェル部）への注水操作によりペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコン
クリートの温度は融点に至らず，侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
なお，ＭＡＡＰコードによる評価においては，コリウムシールドと溶融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドの侵食は生じない。ただし，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価した場合には，コリウムシー
ルドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この場合においてもペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリートの温度は融点に至らず侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コリウムシール
ドの侵食に伴うガスの発生は生じず，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）

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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考は小さい。なお，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の本評価における水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で
34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度は水の放射線分解によって徐々に上昇するものの，事象発生から 7 日後（168 時間後）においても酸素濃度はウェット条件で約 2.1vol%，ドライ条件で約 2.6vol%であり，可燃限界である 5vol%を下回る。溶融炉心・コンクリート相互作用によって，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮
すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となり，上記の酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
その後は，原子炉格納容器下部に崩壊熱相当の流量での格納容器下部注水を継続して行うことで，安定状態を維持できる。
本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の評価項※1
をパラメータ 評価項目について，対策の有効性を確認した。
目について，原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量として対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の「1.2.2.2 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)，(6) ・各シーケンスで確認対象とする評価設定」に示す(4)及び(5)の評価項目の評価結果については「7.2.2 高圧溶融物放出／格及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉
項目の整理の相違
納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
にて評価項目を満足することを確認している。
囲気直接加熱」において確認している。また，(5)の評価項目については，「3.3※1 溶融炉心が適切に冷却されることについても，原子炉格納容器の構造部材の支持
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において確認している。
機能が維持される範囲で原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリートの侵食（添付資料 3.2.8）が停止することで確認した。
なお，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目については「7.2.4 水素燃焼」において，(7)の評価項目については「7.2.1 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，それぞれ選定された評価事故
シーケンスに対して対策の有効性を確認しているが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については，本評価において，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項
目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。
7.2.5.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
3.5.3 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，運転員等操作時間に与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する。
るものとする。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至り，溶備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至融炉心が原子炉格納容器下部へ落下してコンクリートを侵食することが特徴である。
り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下してコンクリートを侵食するこ
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの
短時間に期待する操作及び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，溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作とする。

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，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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作とする。

本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コンクリート種類が挙げられる。
本評価事故シーケンスの評価では，水による拡がり抑制に対して溶融炉心の拡がりを抑制した場合，及び，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエントレインメント係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。これらの影響評価に加え，溶融物がドライウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシティを保守的に考慮した場合，及び，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から崩壊熱を変化させた場合の影響評価を実施する。
これらの影響評価の結果，運転員等操作時間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として，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認している。
また，原子炉圧力容器下鏡部温度を監視し，300℃に到達した時点（事象発生から約3.7 時間後）で原子炉格納容器下部への初期水張りを行い，原子炉格納容器下部への溶
融炉心の落下に対しては，原子炉格納容器下部の雰囲気温度，格納容器圧力等を監視することによって，原子炉圧力容器破損を認知し，原子炉格納容器下部への注水を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価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，「6.7 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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいこ

備考本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ルドの設置等の評価条件，運用・設
粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コリウムシールドを介した熱備設計，事象進展等の違いに起因す
伝達，コンクリート種類が挙げられる。また，コリウムシールドは金属酸化物との共る記載の相違晶反応により侵食される可能性がある。
本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心から水への熱伝達が本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエントレインメント係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。また，コリムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価を実施する。これらの影響評価に加え，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確 ・東海第二では影響評価の結果を「運転員等操作時間絵に与える影響」，
認する観点から崩壊熱を変化させた場合の影響評価を実施する。
「評価項目となるパラメータに与また，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落下に対しては，原子炉圧力える影響」に記載
容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって原子炉圧力容器の破損兆候を検知し，格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，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
格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を行うといった兆候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。
(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モード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，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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機とを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部への注水操作を実施するが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容
器下鏡部温度の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器圧力上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度及び原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている
原子炉格納容器下部への初期水張り操作及び原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器
下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを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。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，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原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部
温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落
下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさ
は小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部
プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考では，原子炉圧力容器破損を起点として常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替 ・対応手順の相違
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を実施するが，下部プレナムへの溶融炉
心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部 ・対応手順の相違
水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は原子炉水位挙動について原子炉
圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較に
より水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを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。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，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原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器 ・対応手順の相違の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代
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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作があるが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ
溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器の破損を起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注 ・対応手順の相違
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操
作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，原子炉格納容器下部への注水は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生成物（FP）挙動モデルは PHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容器内への FP
放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP 実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP 放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，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推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内 FP 放出を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融
燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした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。
炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレイ
ンメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。本評価事故シーケン
スでは，コンクリート侵食を操作開始の起点としてい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。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分
解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることを確認している。
本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食を操作開始の起点としてい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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代 ・対応手順の相違
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（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさ
として，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析では，燃料被覆管破裂後のＦＰ放出について
実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，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推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉
圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした運転
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。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント
係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。これより，コリ
ウムシールド侵食量に対しても影響を与える可能性があるが，本評価事故シーケ
ンスでは，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としてい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。
炉心損傷後の格納容器における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の不確かさとして，コリウムシールド及びコンクリー
トの侵食量への影響が考えられるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としてい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。なお，炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリー
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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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内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施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小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により，水位低下幅は解析コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，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，原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧
力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

トの伝熱，コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさがコンクリート侵 ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
食に与える影響に対しては，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価でルドの設置等の違いに起因する記きることを確認している。また，ＭＡＡＰコードにおける溶融炉心から構造材へ載の相違の伝熱は材質に依存しないモデルであり，コリウムシールドにも適用可能である。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス
では，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により，水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，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，原
子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ
ンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，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）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合においても，原子炉格納容器下部に初期水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，
原子炉圧力容器内 FP 挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，
エントレインメント係数の感度解析により溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小さい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。

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定した感度解析を実施した。評価の体系として，水中に落下した溶融炉心が初期水張り水深と同じ高さの円柱を形成し，円柱の上面から水によって除熱されるものとした。ただし，円柱の側面部分も水に接していることを想定し，上面からの除熱量は円柱上面の面積に側面の面積を加えた値とした。感度解析の結果，第 7.2.5－12 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，
溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメン
ト係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からのプール水への熱流束についての感度解析を実施した。感度解析の結果，第 7.2.5－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器
下部での溶融炉心・コンクリート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム－水反応によって約1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。このことから，本感度解析において評価した，溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価して

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備考が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施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小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心との相互作用によるコリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，
エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合がコンクリート
侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，エントレイ ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ンメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融
ルドの設置等の違いに起因する記
炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリウムシールド侵食に与載の相違える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，実機では溶融炉心の落下量が多く崩壊熱による継続的な加熱も生じること
から各種実験と比較してより拡がりやすい傾向となる。また，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシールド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，炉心損傷後の溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プー
ル－クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について
支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じていないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。

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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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も，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析ケースの溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」
にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考

コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響については，「3.5.3 (4) ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ルドの設置等の違いに起因する記コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」にお載の相違いて，評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(2) 解析条件の不確かさの影響評価(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
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 3.2－2 表
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 7.2.2－2 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。
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
また，解析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を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに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
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項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
影響を与えると考えられる項目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(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとし最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発ており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
和されるが，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプる蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作
設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタを実施すること及び溶融炉心落下後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始するこル（ドライウェル部）注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運と）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。
転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当（圧力依存２
力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m 相当（圧力依存あり）であり，最あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ
鋼板及びベント管は考慮しないことに対して，最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリート
より融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量を操作開始の起点としてい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容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格
納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合
は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリ
ート侵食は抑制されるが，コンクリート侵食量を操作開始の起点としている運転員等操
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。

初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心が冷却されやすくなるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量を操作開始の起点としてい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・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること及び原子炉圧力容器
破損後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始すること）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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されるが，コンクリートの侵食を操作開始の起点としてい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，コリウムシールドについては，機器条件に ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシーて考慮している。
ルドの設置等の違いに起因する記初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物
載の相違の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリー
トの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としてい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。
・複数号炉の変更申請に係る記載

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作を実施すること）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。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー部）床面積は，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
ルドの設置等の違いに起因する記影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
載の相違
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考

機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，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。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価す
ると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシー
ルドの侵食を操作開始の起点としてい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 3.5.1，3.5.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプール水への熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コンクリート侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，第 7.2.5－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンク
リート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件
で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。このことから，溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガスの発生量について，感度解析の結果を本評価の結果に加えて原子炉格納容器内の気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当 ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であり， ルドの設置等の違いに起因する記最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないこ
載の相違とから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コリウムシールド及びコンクリートの侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。

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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析の溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下となる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ
鋼板及びベント管は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリート
より融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート
侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。コンクリート侵食量に対しては，溶融物のコリウムシールド内側への流入を考慮し，ドラ
イウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシティを保守的に考慮した場合についての感度解析を実施した。
その結果，第 7.2.5－14 図に示すとおり，ドライウェルサンプのコンクリート侵食量は，床面で約 9cm，壁面で約 9cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能及び原子炉格納容器バウ
ンダリ機能を維持できることを確認した。
初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，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・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
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。
事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食量を評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，起因事象の不確かさを保守的に考慮するため，溶融炉心の崩壊熱をベ

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されることから，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，コリウムシールドに ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ついては，機器条件にて考慮している。
ルドの設置等の違いに起因する記初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物
載の相違の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェ
ル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした
場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリート ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシーの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大き
ルドの設置等の違いに起因する記
くなる。
載の相違

・複数号炉の変更申請に係る記載

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，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。
事故条件について，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，起因事象として，原子炉水位の低下の観点でよ ・ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
り厳しい事象であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失を仮定し，ルドの設置等の違いに起因する記
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ースケースから変更し，事象発生から 6 時間後の値とした。これは，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できな
いものと仮定する場合，原子炉水位の低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が約
6.4 時間となることを考慮し保守的に設定した値である。
その結果，第 7.2.5－15 図に示すとおり，コンクリート侵食量は床面で約 3cm，壁面では約 3cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コンクリート
侵食量が僅かであることから，本評価における溶融炉心・コンクリート相互作用による
可燃性ガスの発生量は原子炉格納容器内の気相濃度に影響を与えない。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの蓄積及び燃焼による格納容器圧力への影響は無く，原子炉格納容器内の気体組成の推移は「7.2.5.2(3)b 評価項目等」と同じとなる。なお，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で
34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度はウェット
条件で 2.1vol%以下，ドライ条件で 2.6vol%以下であり，可燃限界である 5vol%を下回る
ことから，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
として，本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した。この場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなるため，溶融炉
心落下時の崩壊熱が大きくなるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。

備

考

載の相違

機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，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。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，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。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この影響については「3.5.3 (4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」にて，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい
ことを確認している。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
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
操作条件の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 ・対応手順の相違
系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 6 分後（事象発生から約 4.6 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，原子炉圧力容器破損ま15／27

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張り操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施するため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間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も小さい。当該操作は，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，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）を配置しており，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。

操作条件の格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損後（事象発生から約 7 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，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 7.0 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部
注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が蒸発するまでには約0.8 時間の時間余裕がある。溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は原子
炉圧力，格納容器下部空間部温度及び格納容器圧力の傾向を監視しながら原子炉圧力容器破損を判断して実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間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も小さい。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，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小さい。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作は，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。
(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

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考でに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設
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
納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）
が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，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，中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する
当直運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作は，解析上の操作時間として原 ・対応手順の相違
子炉圧力容器破損から 7 分後（事象発生から約 4.6 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，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系
ポンプを用いた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）注水操作は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，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，中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する当直運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2，3.5.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納 ・対応手順の相違
容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作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 3.5.4）(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
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
以下に示す。
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作について
は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでの時間は事象発生から約 3.7 時間あり，原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。また，原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達
時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注水操作の操作時間は約 5 分間である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは約 2 時間で完了することから，水張りを事象発生から約 3.7 時間後に開始すると，事象発生から約 5.7
時間後に水張りが完了する。事象発生から約 5.7 時間後の水張りの完了から，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対して 1 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 7.0 時間あり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落
下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム－水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.8 時間の時間余裕がある。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考の結果を以下に示す。
・対応手順の相違

操作条件の溶融炉心落下後の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操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた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）注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5 時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジ
ルコニウム－水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.3 時間の時間余裕がある。
（添付資料 3.2.14，3.5.4）
・東海第二特有の感度解析に係る記載(4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価
コリウムシールドの材質であるジルコニアは，溶融炉心中に存在する金属酸化物との共晶反応を考慮した場合に侵食される可能性がある。また，ＭＡＡＰコードにおけるコリウムシールドの伝熱モデルには伝熱物性値の温度依存性の不確かさが考えられる。このため，コリウムシールド設置に伴うこれらの影響を考慮した感度解析を実施した。
解析条件ついて，金属酸化物との共晶反応により侵食したコリウムシールドの厚さは，ＣＩＴ実験の知見を踏まえた侵食量を想定し 11cm とした。また，コリウムシールドの熱伝導率及び比熱はペデスタル（ドライウェル部）の温度を厳しく評価するため，常温時のジルコニアの物性値とした。
第 3.5－3 図にペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリートの温度の推移を示す。感度解析の結果，溶融炉心と接するコリウムシールドの温度は融点に至らず侵食は進行せず，また，ペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食しないことを確認した。したがって，コリ
ウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性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。
（添付資料 3.5.1）

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重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(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。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，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考(5) 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。また，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した感度解 ・東海第二特有の感度解析に係る記載析を実施した。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，評価項目となるパラメータに与える影
響は小さい。このほか，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。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

7.2.5.4 必要な要員及び資源の評価
3.5.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価」 じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価と同じである。
」と同じである。
7.2.5.5 結論
3.5.5 結 論
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過 ・文章表現に多少の違いはあるが，実変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに， 態として相違点はない
常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器内の溶
このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心か融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスらの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子タル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能
炉格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，原子炉格納容器の破損に至ることが特徴でを喪失し，格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「溶融炉心・ある。格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損
コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドラ防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整備しイウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデている。また，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置している。
スタル（ドライウェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注
水系ポンプを用いた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）
水位の確保手段及びペデスタル（ドライウェル部）注水手段を整備している。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の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＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗）」につ敗（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
いて，有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系
上記の場合においても，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水を実施（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保及びペデスタル（ドライウすることにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリート相ェル部）注水を実施することにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融互作用によってコンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm，壁面で約 1cm
炉心・コンクリート相互作用によるコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器のに抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維持できる。
支持機能を維持できる。また，安定状態を維持できる。
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重大事故等対策の有効性評価

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考

解析コード及び解析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，運転員及び緊急時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。

解析コード及び解析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，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，7日間以上の供給が可能である。
以上のことから，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」におい
以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等 て，コリウムシールドの設置，通常運転中のペデスタル（ドライウェル部）における約の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確 1m の水位での水張り，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。 によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保手段及びペデスタル（ドライウェル部）
注水手段等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・東海第二ではＤＣＨにて記載

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重大事故等対策の有効性評価
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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・感度解析の実施項目の相違

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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・感度解析の実施項目の相違

・感度解析の実施項目の相違

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比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考・感度解析の実施項目の相違

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