資料番号：PS-1-6-1 改0

シーケンス選定

H29.5.15 日本原子力発電株式会社
東海第二発電所 事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

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

比較表

比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
付録 1

付録 1
事故シーケンスグループ及び事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンス等の選定について

重要事故シーケンスの選定について

目 次
はじめに

目

次

はじめに

１ 炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定につ 1.
いて

炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定について

1.1 事故シーケンスグループの分析について
1.1.1 炉心損傷に至る事故シーケンスの抽出、整理

1.1 事故シーケンスの抽出

1.1.2 抽出した事故シーケンスの整理

1.2 抽出した事故シーケンスの整理

1.1.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

1.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

1.1.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討

1.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討

1.1.2.3 炉心損傷後の原子炉格納容器の機能への期待可否に基づく整理

1.2.3 解釈に基づく事故シーケンスグループの分類

1.2 有効性評価の対象となる事故シーケンスについて

1.2.4 有効性評価の対象となる事故シーケンス

1.3 重要事故シーケンスの選定について

1.3 重要事故シーケンスの選定

1.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方

1.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方

1.3.2 重要事故シーケンスの選定結果

1.3.2 重要事故シーケンスの選定結果

２ 格納容器破損防止対策の有効性評価における格納容器破損モード及び評価事故シーケンスの選定 2.
について

格納容器破損防止対策の有効性評価の格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンスの選定について

2.1 格納容器破損モードの分析について
2.1.1 格納容器破損モードの抽出、整理

2.1 格納容器破損モードの抽出
2.2 抽出した格納容器破損モードの整理

2.1.2 レベル 1.5PRA の定量化結果及び影響度を踏まえた格納容器破損モードの検討

2.2.1 必ず想定する格納容器破損モードとの対応
2.2.2 追加すべき格納容器破損モードの検討

2.2 評価事故シーケンスの選定について

2.3 評価事故シーケンスの選定

2.2.1 評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定

2.3.1 評価対象とするプラント損傷状態の選定

2.2.2 評価事故シーケンスの選定の考え方及び選定結果

2.3.2 評価事故シーケンスの選定

2.2.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等に対する格納容器破損防止対策の有効性

2.3.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性

2.2.4 直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスに対する対策

2.3.4

必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事故シーケンスに対する対応

３ 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグループ 3.
及び重要事故シーケンスの選定について

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグルー
プ抽出及び重要事故シーケンスの選定について

1

1

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

3.1 運転停止中事故シーケンスグループの分析について

3.1 事故シーケンスの抽出

3.1.1 炉心損傷に至る運転停止中事故シーケンスグループの検討・整理

3.2 抽出した事故シーケンスの整理
3.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応
3.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討

3.2 重要事故シーケンスの選定について

3.3 重要事故シーケンスの選定

3.2.1 重要事故シーケンスの選定の考え方

3.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方

3.2.2 重要事故シーケンスの選定結果

3.3.2 重要事故シーケンスの選定結果
4.

事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用したＰＲＡの実施プロセスについて表

表
第 1-1 表 イベントツリーにより抽出した事故シーケンス

第 1-1 表 イベントツリーにより抽出した事故シーケンス

第 1-2 表 PRA の結果に基づく新たな事故シーケンスグループの検討

第 1-2 表 ＰＲＡの結果に基づく新たな事故シーケンスグループの検討

第 1-3 表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度

第 1-3 表 事故シーケンスグループの主要な炉心損傷防止対策及び炉心損傷頻度

第 1-4 表 重要事故シーケンス等の選定

第 1-4 表 重要事故シーケンス等の選定

第 2-1 表 格納容器破損モード別格納容器破損頻度

第 2-1 表 格納容器破損モード別格納容器破損頻度

第 2-2 表 プラント損傷状態(PDS)の定義

第 2-2 表 プラント損傷状態（ＰＤＳ）の定義

第 2-3 表 評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定

第 2-3 表 評価対象とするプラント損傷状態（ＰＤＳ）の選定

第 2-4 表 格納容器破損防止対策の評価事故シーケンスの選定

第 2-4 表 格納容器破損防止対策の評価事故シーケンスの選定

第 3-1 表 運転停止中事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度

第 3-1 表 運転停止中事故シーケンスグループ別炉心損傷頻度

第 3-2 表 重要事故シーケンス(運転停止中)の選定について

第 3-2 表 重要事故シーケンス（運転停止中）の選定

第 3-3 表 炉心損傷までの余裕時間について

第 3-3 表 燃料損傷までの余裕時間
図

図
第 1-1 図 事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス

第 1-1 図 事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス

第 1-2 図 内部事象運転時レベル 1PRA イベントツリー

第 1-2 図 内部事象レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー

第 1-3 図 地震レベル 1PRA 階層イベントツリー

第 1-3 図 地震レベル１ＰＲＡにおける階層イベントツリー

第 1-4 図 地震レベル 1PRA イベントツリー

第 1-4 図 地震レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー

第 1-5 図 津波レベル 1PRA 津波高さ別イベントツリー

第 1-5 図 津波レベル１ＰＲＡにおける階層イベントツリー

第 1-6 図 津波レベル 1PRA イベントツリー

第 1-6 図 津波レベル１ＰＲＡにおけるイベントツリー

第 1-7 図 プラント全体の CDF

第 1-7 図 プラント全体の炉心損傷頻度

第 1-8 図 各 PRA の結果と事故シーケンスグループ毎の寄与割合

第 1-8 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合

第 2-1 図 格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロセス

第 2-1 図 格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロセス22

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 2-2 図 シビアアクシデントで想定される事象進展と格納容器破損モード

第 2-2 図 シビアアクシデントで想定される事象進展と格納容器破損モード

第 2-3 図 内部事象運転時レベル 1.5PRA イベントツリー

第 2-3 図 内部事象レベル１．５ＰＲＡにおけるイベントツリー

第 2-4 図 内部事象運転時レベル 1.5PRA の定量化結果

第 2-4 図 格納容器破損モードごとの寄与割合

第 3-1 図 運転停止中の原子炉における事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の 第 3-1 図 運転停止中原子炉における事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全
全体プロセス体プロセス

第 3-2 図 定期検査時のプラント状態と主要パラメータの推移

第 3-2 図 施設定期検査時のプラント状態と主要パラメータの推移
第 3-3 図 停止時ＰＲＡにおけるプラント状態の分類及び定期検査工程

第 3-3 図 運転停止時における燃料損傷に至る事故シーケンスのグループ化(停止時 PRA イベントツ 第 3-4 図 停止時ＰＲＡにおけるイベントツリー
リー)

・第 3-3 図は内部事象停止時
レベル１ＰＲＡの審査資料の図を参考に再掲したもの

第 3-4 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合

第 3-5 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合であり，重要事故シーケンスの選定に用いていないた

別紙

別紙

め，実質的な相違ではない。

1 有効性評価の事故シーケンスグループ選定における外部事象の考慮について

1.

有効性評価の事故シーケンスグループ等の選定に際しての外部事象の考慮について

2 外部事象(地震)に特有の事故シーケンスについて

2.

外部事象（地震）に特有の事故シーケンスについて

シーケンスはＢＷＲ−５プ

3 重大事故防止に関係する設備についての諸外国の調査結果

3.

諸外国における炉心損傷防止対策の調査結果について

ラントのみ。

4.

ＴＢＷシーケンスの炉心損傷防止対策及び着眼点に基づく評価を踏まえた重要事故シーケンス

4 内部事象 PRA における主要なカットセットと FV 重要度に照らした重大事故等防止対策の対応状況

遡上する津波への対応方針

5.

重大事故等対処設備の津波からの防護について

及び防護対象設備について

6.

内部事象ＰＲＡにおける主要なカットセット及びＦＶ重要度に照らした重大事故等防止対策の記載。

7 格納容器隔離の分岐確率の根拠と格納容器隔離失敗事象への対応

・（東海第二：別紙 8）Ｍａｒ

7.

地震ＰＲＡ，津波ＰＲＡにおける主要な事故シーケンスの対策について

ｋ−Ⅱの特徴を踏まえた格8.

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の想定及びその対策について

納容器破損モード「溶融炉

格納容器直接接触（シェルアタック）を格納容器破損モードの評価対象から除外する理由につい心・コンクリート相互作用」ての整理について記載。

6 「水素燃焼」及び「溶融物直接接触(シェルアタック)」を格納容器破損モードの評価対象から除外 9.
する理由

10. 格納容器隔離失敗の分岐確率の根拠と格納容器隔離失敗事象への対応について
11. 溶融炉心・コンクリート相互作用の評価対象プラント損傷状態について

8 炉内溶融燃料−冷却材相互作用(炉内 FCI)に関する知見の整理
9 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉 PRA ピアレビュー実施結果について・（東海第二：別紙 5）敷地にの選定について有効性について5 地震 PRA、津波 PRA から抽出される事故シーケンスと対策の有効性

・（東海第二：別紙 4）ＴＢＷ

・（柏崎：別紙 8）レベル１．
５ＰＲＡの審査資料の再掲
・（東海第二：別紙 11）「溶融

12. 「ＰＲＡの説明における参照事項（平成 25 年 9 月 原子力規制庁）」への東海第二発電所のＰＲ
Ａの対応状況について

炉心・コンクリート相互作用」の評価対象ＰＤＳの考10「PRA の説明における参照事項(平成 25 年 9 月 原子力規制庁)」への柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の 13. 東海第二発電所 ＰＲＡピアレビュー実施結果及び今後の対応方針について

え方について記載。

PRA の対応状況
別添
柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号炉 確率論的リスク評価(PRA)について

別添
東海第二発電所 確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について

3

3

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
はじめに「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」(平成 25

東二
はじめに「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25

年 6 月 19 日)(以下、「解釈」という。) に基づき、重大事故対策の有効性評価に係る事故シーケンス 年 6 月 19 日）（以下「解釈」という。）に基づき，重大事故対策の有効性評価に係る事故シーケンス
グループ等の選定に際しては、個別プラントの確率論的リスク評価 (PRA) を活用している。

グループ等の選定に際しては，個別プラントの確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）を活用している。

当社は従来から定期安全レビュー (PSR) 等の機会に内部事象レベル 1PRA(出力運転時、停止時)、

ＰＲＡの実施範囲は，一般社団法人日本原子力学会において実施基準が標準化されている等，現段「内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡ」，
レベル 1.5PRA(出力運転時)を実施してきており、これらの PRA 手法を今回も適用した。また、外部事 階で実施可能な「内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ」，「地震レベル１ＰＲＡ」及び「津波レベル１ＰＲＡ」を対象とし象としては、現段階で PRA 手法を適用可能な事象として、日本原子力学会において実施基準が標準化 「内部事象停止時レベル１ＰＲＡ」，
され、試評価等の実績を有する地震レベル 1PRA 及び津波レベル 1PRA を対象とし、これらの外部事 た。また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については，定性的な検討から分析を実施し
象 PRA から抽出される建屋・構築物及び大型機器等の大規模な損傷から発生する事象についても事故 た。
シーケンスグループ等の選定に係る検討対象範囲とした。
今回実施する PRA の目的が重大事故対策設備の有効性評価を行う事故シーケンスグループ等の選定

今回実施するＰＲＡの目的が重大事故対策の有効性評価を行う事故シーケンスグループ等の選定への活用にあることを考慮し、これまで整備してきたアクシデントマネジメント策 (以下、「AM 策」 への活用にあることを考慮し，これまでに整備したアクシデントマネジメント策（以下「ＡＭ策」とという。) や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策等を含めず、プラント運転開始時よ いう。）や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策等を含めず，設計基準事故対処設備の処設備のみに期待していり備えている手段・設備に期待する仮想的なプラント状態を評価対象として PRA モデルを構築した。 機能に期待したＰＲＡモデルを構築した。
なお、今回の PRA の実施に際しては、原子力規制庁配布資料「PRA の説明における参照事項(平成25 年 9 月)」を参照した。

・東海第二は設計基準事故対

なお，今回のＰＲＡの実施に際しては，原子力規制庁配布資料「ＰＲＡの説明における参照事項（平る。プラント運開時から整備されている設備・対策で成 25 年 9 月）」を参照した。

あっても，設計基準事故対＜今回の PRA の対象＞

処設備ではない場合，考慮＜今回のＰＲＡの評価対象＞
対象
設計基準事故対処設備

今回のＰＲＡでの取り扱い

しない。

考慮する
考慮しない

ＡＭ要請（H4）以前から整備しているＡＭ
策（「ＥＣＣＳ手動起動」，「原子炉手動減圧」，「残留熱除去系の手動起動」等の「設計基準事故対処設備の機能を作動させるための手動操作」は考慮）

ＡＭ要請（H4）以降に整備したＡＭ策

考慮しない

緊急安全対策設備

考慮しない

重大事故等対処設備考慮しない

1 炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定につ 1. 炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定にいてついて炉心損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シー

炉心損傷防止対策の有効性評価に係る事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンス

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

ケンス選定の全体プロセスを第 1-1 図に示す。本プロセスに従い、各検討ステップにおける実施内容

選定の全体プロセスを第 1-1 図に示す。本プロセスに従い，各検討ステップにおける実施内容を整を整理した。

理した。

【概要】

【概要】
(1) 事故シーケンスの抽出① 内部事象 PRA、外部事象 PRA(適用可能なものとして地震、津波を選定)及び PRA を適用できない外部事象等についての定性的検討から事故シーケンスグループの抽出を実施した。

内部事象ＰＲＡ，外部事象ＰＲＡ（適用可能なものとして地震及び津波を選定）及びＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象についての定性的検討から事故シーケンスの抽出を実施した。
(2) 抽出した事故シーケンスの整理② 抽出した事故シーケンスグループと必ず想定する事故シーケンスグループとの比較を行い、必ず抽出した事故シーケンスと必ず想定する事故シーケンスグループとの比較を行い，必ず想定す想定する事故シーケンスグループ以外に抽出された外部事象特有の事故シーケンスグループにつる事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンスについては，頻度，影響等を確認し，事いて、頻度、影響等を確認し、事故シーケンスグループとしての追加は不要とした。

故シーケンスグループとしての追加要否を検討した。また，抽出した事故シーケンスグループ内③ 抽出した事故シーケンスグループ内の事故シーケンスについて、国内外の先進的な対策を講じても炉心損傷防止が困難なものは、格納容器破損防止対策の有効性評価にて取り扱うこととした。

の事故シーケンスについて，国内外の先進的な対策を講じても炉心損傷防止が困難な事故シーケ
ンスは，格納容器破損防止対策の有効性評価にて取り扱うこととした。
(3) 重要事故シーケンスの選定④ 炉心損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケンスグループ毎に、審査ガイドに記

炉心損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケンスグループごとに，「実用発電載の観点(共通原因故障・系統間依存性、余裕時間、設備容量、代表性)に基づき、有効性評価の対用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド

象とする重要事故シーケンスを選定した。

（以下「審査ガイド」という。）」に記載の観点（共通原因故障・系統間依存性，余裕時間，設備
容量，代表性）に基づき，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定した。

1.1 事故シーケンスグループの分析について
解釈には、炉心損傷防止対策の有効性評価に係わる事故シーケンスグループの、個別プラント評価
による抽出に関して以下の通りに示されている。

1.1 事故シーケンスの抽出
解釈には，炉心損傷防止対策の有効性評価に係る事故シーケンスグループの個別プラント評価による抽出に関し，以下のとおり示されている。

１−１

１−１

(a) 必ず想定する事故シーケンスグループ(a) 必ず想定する事故シーケンスグループ

① BWR

①ＢＷＲ

・高圧・低圧注水機能喪失

・高圧・低圧注水機能喪失

・高圧注水・減圧機能喪失

・高圧注水・減圧機能喪失

・全交流動力電源喪失

・全交流動力電源喪失

・崩壊熱除去機能喪失

・崩壊熱除去機能喪失

・原子炉停止機能喪失

・原子炉停止機能喪失

・LOCA 時注水機能喪失

・ＬＯＣＡ時注水機能喪失

・格納容器バイパス(インターフェイスシステム LOCA)

・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）(b) 個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ① 個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価(PRA)及び外部事象に関する PRA(適用可能なもの)又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
② その結果、上記１−１(a)の事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響をもたら(b) 個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ①個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事象に関する
ＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
②その結果、上記１−１(a)の事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響を55赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

す事故シーケンスグループが抽出された場合には、想定する事故シーケンスグループとして追もたらす事故シーケンスグループが抽出された場合には、想定する事故シーケンスグル

加すること。なお、「有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループ」については、上ープとして追加すること。なお、「有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグルー

記１−１(a)の事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるかプ」については、上記１−１(a)の事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の等から総合的に判断するものとする。

観点から同程度であるか等から総合的に判断するものとする。

上記１−１(b)①に関して、PRA の適用可能な外部事象については日本原子力学会における PRA 実

上記１−１(b)①に関して，内部事象レベル１ＰＲＡに加えてＰＲＡの適用可能な外部事象とし施基準の標準化の状況、試評価実績の有無等を考慮し、地震及び津波とした。したがって、内部事象て，一般社団法人日本原子力学会において実施基準が標準化され，試評価等の実績を有する地震レ

レベル 1PRA、地震レベル 1PRA 及び津波レベル 1PRA を実施し、事故シーケンスグループを評価した。

ベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡを実施し，事故シーケンスグループの抽出を行った。

実施した各 PRA の詳細は「柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉 重大事故対策の有効性評価に係る確率論的リスク評価(PRA)の結果について」に示す。
また、PRA の適用が困難と判断した地震、津波以外の外部事象については定性的な検討により発生する事故シーケンスの分析を行った。
実施した事故シーケンスグループに係る分析結果を以下に示す。

また，ＰＲＡの適用が困難と判断した地震及び津波以外の外部事象（以下「その他の外部事象」という。）については，定性的な検討により発生する事故シーケンスの分析を行った。
事故シーケンスグループの抽出及び分析結果を以下に示す。

1.1.1 炉心損傷に至る事故シーケンスの抽出、整理(1) PRA に基づく整理(1) ＰＲＡに基づく抽出

内部事象レベル 1PRA では、各起因事象の発生後、炉心損傷を防止するための緩和手段等の組み合

内部事象レベル１ＰＲＡでは，各起因事象の発生後，炉心損傷を防止するための緩和手段等のわせを評価し、第 1-2 図のイベントツリーを用いて分析することで炉心損傷に至る事故シーケンスを組合せを評価し，第 1-2 図のイベントツリーを用いて分析することで炉心損傷に至る事故シーケ抽出している。

ンスを抽出している。

外部事象に関しては、PRA が適用可能な事象として地震レベル 1PRA 及び津波レベル 1PRA を実施

地震ＰＲＡ及び津波ＰＲＡに関しては，建屋・構築物，大型機器等の大規模な損傷が発生し，し、内部事象と同様にイベントツリー分析を行い、炉心損傷に至る事故シーケンスを抽出した。第 1-

直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスや複数の機器等が同時に損傷し炉心損傷に至る事故シ

3 図に地震 PRA の階層イベントツリーを、第 1-4 図に地震 PRA のイベントツリーを、第 1-5 図に津ーケンスについても取り扱っており，プラントへ与える影響度の高い順に起因事象階層イベント

波 PRA の津波高さ別イベントツリーを、第 1-6 図に津波 PRA のイベントツリーを示す。

ツリーの形で整理することで，複合的な事象発生の組合せも含めた事故シーケンスの抽出を実施

地震や津波の場合、各安全機能の喪失に至るプロセスは異なるものの、起因事象が内部事象と同じしている。また，直接的に炉心損傷に至る事故シーケンス以外の事象については，内部事象ＰＲであれば、炉心損傷を防止するための緩和手段も同じであるため、事故シーケンスも内部事象と同様

Ａと同様に各起因事象の発生から炉心損傷に至ることを防止するための緩和機能等の組合せをである。また、地震レベル 1PRA 及び津波レベル 1PRA では、内部事象レベル 1PRA では想定していな

イベントツリーで分析し，事故シーケンスを抽出している。

い複数の安全機能や緩和機能を有する機器が同時に損傷する事象や、建屋・構築物等の大規模な損傷の発生により直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスも扱っている。
各 PRA により抽出した事故シーケンスを第 1-1 表に、評価結果を第 1-7 図及び第 1-8 図に示す。
(2) PRA に代わる検討に基づく整理

地震ＰＲＡの起因事象階層イベントツリー及びイベントツリーを第 1-3 図及び第 1-4 図に，津波ＰＲＡの起因事象階層イベントツリー及びイベントツリーを第 1-5 図及び第 1-6 図に示す。
また，各ＰＲＡより抽出した事故シーケンスを第 1-1 表に示す。
(2) ＰＲＡに代わる検討に基づく分析

PRA の適用が困難な地震、津波以外の外部事象(以下、「その他外部事象」と言う。)については、そ

ＰＲＡの適用が困難と判断したその他の外部事象については，その他の外部事象によって誘発の他外部事象により誘発される起因事象について検討した。内部溢水及び内部火災では、小破断 LOCA

される事象について検討した。内部火災及び内部溢水では，同一区画内に近接設置されている安や全給水喪失等の起因事象の発生が想定される。また、洪水、風(台風)、竜巻、凍結、降水、積雪、

全施設や制御回路が共通要因で機能喪失する可能性があり，過渡事象等の発生が想定される。ま落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災、人為事象等において想定される事象は、いずた，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森れも内部事象レベル 1PRA で想定する起因事象に包絡されるため、その他の外部事象を考慮しても新林火災,人為事象等において想定される事象は，いずれも今回のＰＲＡで想定する起因事象に包たな事故シーケンスグループは抽出されないと推定した。(別紙 1)

絡されるため，その他の外部事象を考慮しても新たな事故シーケンスグループは抽出されないと

66

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
推定した。
したがって，その他の外部事象を考慮しても新たな事故シーケンスは抽出されないと判断した（別紙 1）。

1.1.2 抽出した事故シーケンスの整理

1.2 抽出した事故シーケンスの整理

今回実施したレベル 1PRA により抽出した各事故シーケンス(第 1-1 表参照)を、炉心損傷防止のた

今回実施したＰＲＡにより抽出した各事故シーケンス（第 1-1 表）について，緩和機能の喪失状めの緩和機能の喪失状況、プラントの状態及び炉心損傷に至る主要因の観点で分類した結果と、解釈況，プラントの状態及び炉心損傷に至る要因等の観点で分類した結果と，解釈１−１(a)に示されの１−１(a)に示されている必ず想定する事故シーケンスグループとの関係及び解釈の１−２に示さている必ず想定する事故シーケンスグループとの関係及び解釈１−２に示されている要件との関れている要件との関係等を第 1-2 表に整理した。また、整理の内容を 1.1.2.1〜1.1.2.3 に示す。

係等を第 1-2 表，第 1-7 図及び第 1-8 図に整理した。また，整理の内容を以下に示す。

1.1.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

1.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応

今回実施したレベル 1PRA により抽出した各事故シーケンス(第 1-1 表参照)について、炉心損傷防今回実施したＰＲＡにより抽出した各事故シーケンス（第 1-1 表）のうち，緩和機能の喪失状況，

止のための緩和機能の喪失状況、プラントの状態及び炉心損傷に至る主要因の観点で分類した。具体

炉心損傷に至る要因及びプラントへの影響等の観点で，解釈１−１(a)の必ず想定する事故シーケ

的には次の(a)〜(g)及びこれ以外のシーケンスに分類した。緩和機能の喪失状況、プラントの状態のンスグループに対応する事故シーケンスについて以下に示す。

観点で、(a)〜(g)は、解釈１−１(a)の必ず想定する事故シーケンスグループに対応するものとして整理した。
(a) 高圧・低圧注水機能喪失(TQUV)(1) 高圧・低圧注水機能喪失（ＴＱＵＶ）

運転時の異常な過渡変化等の発生後、高圧注水機能を喪失し、原子炉の減圧には成功するが、低圧運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，炉心の冷却が注水機能が喪失して、炉心の著しい損傷に至るシーケンスを、事故シーケンスグループ「高圧・低圧

十分に行われずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載の「高圧・低注水機能喪失」に分類する。

圧注水機能喪失」に分類する。

(b) 高圧注水・減圧機能喪失(TQUX)
運転時の異常な過渡変化等の発生後、高圧注水機能及び原子炉減圧機能を喪失し、炉心の著しい損傷に至るシーケンスを、事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に分類する。

(2) 高圧注水・減圧機能喪失（ＴＱＵＸ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能及び原子炉減圧機能が喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載の「高圧注水・減圧機能喪失」に分類する。

(c) 全交流動力電源喪失(長期 TB, TBD, TBP, TBU)

(3) 全交流動力電源喪失（長期ＴＢ，ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ）

外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の確保に失敗する等、全交流動力電源喪失の発生後に、安外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の確保に失敗する等，全交流動力電源喪失の発生によ

全機能を有する系統及び機器が機能喪失することによって、炉心の著しい損傷に至るシーケンスを、り，原子炉注水機能を有する系統及び機器が機能喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心の事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に分類する。

著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載の「全交流動力電源喪失」に分類する。
なお，ＰＲＡでは電源喪失に至る事故シーケンスとして長期ＴＢ，ＴＢＤ，ＴＢＰ及びＴＢＵ

なお、PRA では電源喪失のシーケンスを長期 TB、TBD、TBP 及び TBU に詳細化して抽出しているが、いずれも全交流動力電源喪失を伴う事故シーケンスグループであるため、解釈１−１(a)に記載の事を抽出しているが，いずれも全交流動力電源喪失を伴う事故シーケンスであるため，解釈１−１(a)に記載の「全交流動力電源喪失」に該当するものとして整理する。

故シーケンスグループでは「全交流動力電源喪失」に該当するものとして整理した。
(d) 崩壊熱除去機能喪失(TW)(4) 崩壊熱除去機能喪失（ＴＷ，ＴＢＷ）

運転時の異常な過渡変化等の発生後、原子炉の注水等の炉心の冷却に成功するものの、格納容器か運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉の注水等の炉心冷却に成功するものの，格納容器

らの崩壊熱除去機能が喪失し、炉心損傷前に格納容器が過圧により破損、その後、炉心の著しい損傷からの崩壊熱除熱機能が喪失することで，炉心損傷前に格納容器が破損し，その後，炉心の冷却・ＴＢＷシーケンスはＢＷＲ−５プラントのみ。

77

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）に至る恐れのあるシーケンスを、事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」として分類する。

東二が十分に行われずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載の「崩壊熱除去機能喪失」に分類する。

(e) 原子炉停止機能喪失(TC)
運転時の異常な過渡変化の発生後、原子炉停止機能を喪失し、炉心の著しい損傷に至るシーケンスを、事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」として分類する。

(5) 原子炉停止機能喪失（ＴＣ）
運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉停止機能が喪失し，設計上の除熱能力を超える熱が格納容器に負荷されることで炉心損傷前に格納容器が破損し，その後，炉心の冷却が十分に行われずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載の「原子炉停止機能喪失」に分類する。

(f) LOCA 時注水機能喪失(AE, S1E, S2E)

(6) ＬＯＣＡ時注水機能喪失（ＡＥ，Ｓ１Ｅ，Ｓ２Ｅ）

大破断 LOCA の発生後の高圧注水機能及び低圧注水機能の喪失、又は、中小破断 LOCA の発生後の「高ＬＯＣＡの発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失，又は高圧注水機能及び原子炉減圧

圧注水機能及び低圧注水機能」又は「高圧注水機能及び原子炉減圧機能」の喪失により、炉心の著し機能が喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１

い損傷に至るシーケンスを、事故シーケンスグループ「LOCA 時注水機能喪失」として分類する。

−１(a)に記載の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に分類する。

なお、PRA では LOCA 時の注水機能喪失シーケンスを、破断口の大きさに応じて AE(大破断 LOCA)、S1E(中破断 LOCA)及び S2E(小破断 LOCA)に詳細化して抽出しているが、いずれも LOCA 時の注水機能喪失を伴う事故シーケンスグループであるため、解釈１−１(a)に記載の事故シーケンスグループでは「LOCA 時注水機能喪失」に該当するものとして整理した。
(g) 格納容器バイパス(インターフェイスシステム LOCA)(ISLOCA)(7) 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）（ＩＳＬＯＣＡ）

インターフェイスシステム LOCA の発生後、破断箇所の隔離に失敗し、ECCS による原子炉水位の確

インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，破損箇所の隔離に失敗し，格納容器貫通配管か保に失敗することで炉心の著しい損傷に至るシーケンスを、事故シーケンスグループ「格納容器バイらの漏えいが防止できずに炉心の著しい損傷に至る事故シーケンスを解釈１−１(a)に記載のパス(インターフェイスシステム LOCA)」に分類する。

「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」に分類する。

1.1.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討

1.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討(1) 必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンス

今回実施したレベル 1PRA により抽出した各事故シーケンス(第 1-1 表参照)のうち、喪失する緩和

今回実施したＰＲＡにより抽出した各事故シーケンス（第 1-1 表）のうち，緩和機能の喪失状

機能及び発生する事象の観点で解釈１−１(a)の必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない

況，炉心損傷に至る要因及びプラントへの影響等の観点で解釈１−１(a)に示されている必ず想事故シーケンスとしては、地震に伴い発生する地震特有の事象として以下の事故シーケンスグループ

定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンスグループとして，地震・津波特有のを抽出した。

事象である以下の事故シーケンスを抽出した。
ａ．津波浸水による注水機能喪失
防潮堤を越流した津波により非常用海水ポンプが被水・没水し，最終ヒートシンクが喪失す

・東海第二は津波特有の事故
シーケンスを抽出。

ることにより，炉心損傷に至る事故シーケンスである。この事故シーケンスグループは，防潮堤の健全性が維持され，津波による影響の程度が特定できる事故シーケンスグループであり，炉心損傷頻度が有意であることを考慮し，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事象として抽出した。
ｂ．防潮堤損傷
津波波力により防潮堤が損傷し，多量の津波が敷地内に浸水することで，非常用海水ポンプ
が被水・没水して最終ヒートシンクが喪失するとともに，屋内外の施設が広範囲にわたり機能喪失して炉心損傷に至る事故シーケンスである。この事故シーケンスは，防潮堤の損傷による

8

8

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
津波の影響を特定することが困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

(5) 原子炉建屋損傷

ｃ．原子炉建屋損傷

大規模な地震では、原子炉建屋または、原子炉建屋を支持している基礎地盤が損傷することで、建地震による原子炉建屋の損傷により，建屋内の格納容器，原子炉圧力容器等の構造物及び機屋内の原子炉格納容器、原子炉圧力容器等の機器及び構造物が大規模な損傷を受ける可能性がある。

器が広範囲にわたり損傷する可能性のある事故シーケンスである。この事故シーケンスは原子

この場合、損傷の規模や緩和系に期待できる可能性を詳細に考慮することが困難なことから、炉心損

炉建屋の損傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困傷に直結する事象として抽出した。

難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

(4) 格納容器・圧力容器損傷

ｄ．格納容器損傷

大規模な地震では、原子炉圧力容器又は原子炉格納容器の損傷が発生する可能性がある。この場合、地震による格納容器の損傷により，格納容器内の機器及び原子炉圧力容器等の構造物が広範

損傷の規模や緩和系による事象収束可能性の評価が困難なことから、炉心損傷に直結する事象として囲にわたり損傷する可能性のある事故シーケンスである。この事故シーケンスは格納容器の損抽出した。

傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。
ｅ．原子炉圧力容器損傷
地震による原子炉圧力容器の支持機能喪失等により，原子炉圧力容器に接続されている原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の損傷や，原子炉冷却材の流路閉塞が発生することにより，非常用炉心冷却系による炉心冷却効果が期待できなくなる可能性のある事故シーケンスである。この事故シーケンスは原子炉圧力容器の損傷程度の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

(3) 格納容器バイパス

ｆ．格納容器バイパス

大規模な地震では、格納容器外で配管破断等が発生し、格納容器をバイパスした冷却材の流出が発

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続している主蒸気隔離弁，原子炉冷却材浄化系隔離弁，給生する可能性がある。格納容器バイパス事象はインターフェイスシステム LOCA とバイパス破断に細水系隔離弁等の損傷とそれらの弁に接続している格納容器外配管の破損が地震によって同時分化され、バイパス破断は常時開などの隔離弁に接続している配管が格納容器外で破損すると同時にに発生することにより，原子炉冷却材が格納容器外へ流出する事故シーケンスである。この事

隔離弁が閉失敗することで冷却材が流出する事象である。配管破断の程度や破断箇所の特定、影響緩故シーケンスは高温・高圧の蒸気や溢水により原子炉建屋内の他の機器への悪影響を及ぼす可和措置の成立性等に応じた網羅的な事象進展の評価が困難なことから炉心損傷に直結する事象とし能性があるが，格納容器外への流出量や他の機器へ及ぼす悪影響の程度の特定が難しく，どのて抽出した。

程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケ
ンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

(1) Excessive LOCA

ｇ．原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡ）

大規模な地震では、原子炉格納容器内の一次冷却材圧力バウンダリにおいて、大破断 LOCA を超え

地震による原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する格納容器内配管の破断，又は逃がし安全

る規模の損傷に伴う冷却材喪失(ExcessiveLOCA)が発生する可能性がある。具体的には、SRV の開放失

弁の開放失敗による原子炉圧力上昇により，大破断ＬＯＣＡ（再循環配管の両端破断）を超え敗による原子炉圧力上昇または地震による直接的な荷重により、原子炉格納容器内の一次冷却材配管る規模の原子炉冷却材の流出（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅが損傷に至るシナリオを想定している。大規模な地震において LOCA が発生した場合であっても、破ある。大規模な地震においてＬＯＣＡが発生した場合であっても，原子炉冷却材圧力バウンダ

断の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが、原子リの損傷規模によっては炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，発生した場合の損傷規

炉冷却材圧力バウンダリの損傷の規模や緩和系に応じた事象収束の評価が困難なため、保守的に模及び漏えい量の特定が困難なため，保守的にＥｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡ相当のＬＯＣＡ

ＬＯＣＡ）が発生する事故シーケンスで

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
Excessive LOCA 相当の LOCA が発生するものとし、炉心損傷に直結する事象として抽出した。

東二が発生することを想定し，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

なお、後述するシーケンス選定の結果、大 LOCA については国内外の先進的な対策を考慮しても炉

なお，後述するシーケンス選定の結果，内部事象ＰＲＡにより抽出されるＥＣＣＳにより炉心損傷防止対策を講じることが困難なシーケンスとして格納容器の機能に期待している。破断の規模

心損傷防止が可能な規模のＬＯＣＡ（大，中，小破断ＬＯＣＡ）を起因とする事故シーケンスや使用可能な緩和設備の状況によっては格納容器の機能に期待できる場合も考えられる。

については，破断の規模に応じて炉心損傷防止が可能な事故シーケンスと国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講じることが困難であり，格納容器の機能に期待する事故

・記載場所の相違（柏崎は 1.2
節に記載）

シーケンスに分類して整理している（「1.2.4 有効性評価の対象となる事故シーケンス」
参照）。

(2) 計測・制御系喪失

ｈ．計装・制御系喪失

大規模な地震の発生により、計測・制御機能が喪失することで、プラントの監視及び制御が不能に地震による計装・制御系が損傷することにより，プラントの監視及び各種制御が広範に不能陥る可能性がある。この事象が発生した際のプラント挙動が明確でないことから、炉心損傷に直結すに陥る可能性のある事故シーケンスある。この事故シーケンスは計装・制御系喪失による影響る事象として抽出した。

の特定が難しく，どの程度緩和設備に期待できるか厳密に特定することは困難であるため，必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事象として抽出した。

(2) 追加の要否の検討
上記の事故シーケンスグループについて、解釈に従い、有効性評価における想定の要否を頻度又は影響等の観点から分析した。

(1)ａ．〜ｈ．の必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケンスグループ
について，解釈に従い，新たに想定する事故シーケンスグループとしての追加の要否を頻度及び影響の観点から分析した。
津波特有の事象である「ａ．津波浸水による注水機能喪失」の事故シーケンスグループについては，炉心損傷頻度が 4.0×10−６／炉年と有意な値であり，また，本事故シーケンスグループは敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が他の事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，新たに追加する事故シーケンスグループとして抽出した。
また，地震・津波特有の事象であるｂ．〜ｈ．の各事故シーケンスについては，以下に示すと
おり頻度及び影響の観点から検討した結果，解釈に基づき想定する事故シーケンスグループと比較して新たに追加する必要はないと総合的に判断した。

① 炉心損傷頻度の観点（頻度の観点）(1)〜(5)の各事故シーケンスグループの炉心損傷頻度には、必ずしも炉心損傷に直結する程の損傷

ｂ．〜ｈ．の外部事象特有の各事故シーケンスについては，これらの事故シーケンスの中で炉に至らない場合も含んでいる。別紙 2 の通り、これらの事故シーケンスグループは評価方法にかなり

心損傷頻度が最も大きい「ｂ．防潮堤損傷」の炉心損傷頻度においても，3.3×10−７／炉年であの保守性を有している。また、地震動に応じた詳細な損傷の程度や影響を評価することは困難なこと

り，全炉心損傷頻度に対して 0.4％程度と小さい寄与となっている。また，これらの事故シーケから、現状、対象とする機器等や建屋の損傷を以て炉心損傷直結事象として整理しているが、実際にンスは別紙 2 に示すとおり，炉心損傷に至らない小規模な事象も含まれた結果であることを考慮

は地震の程度に応じ、機能を維持した設計基準事故対処設備等が残る場合も想定される。機能を維持すると，現実的な炉心損傷頻度は更に小さくなると推定される。

した設計基準事故対処設備等がある場合、それを用いた対応に期待することにより、炉心損傷を防止できる可能性もあると考える。これらを整理すると以下の様になる。

1010

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二a) 炉心損傷直結と整理している事象が発生したが、損傷の程度が軽微であったり、機能喪失を免れた緩和機能によって炉心損傷を回避できる場合。
b) 炉心損傷直結と整理している事象が発生したが、緩和機能による損傷の防止が可能な程度の損傷であり、機能喪失を免れた緩和機能があったものの、それらのランダム故障によって炉心損傷に至る場合。
c) 緩和機能の有無に係らず炉心損傷を防止できない規模の炉心損傷直結事象が発生し、炉心損傷に至る場合。
a)〜c)の整理の通り、a)の場合は炉心損傷を防止できると考えられるため、評価を詳細化することで(1)〜(5)の各事故シーケンスグループの炉心損傷頻度は現在の値よりも更に小さい値になると推定される。また、機能を維持した設計基準事故対処設備等に期待した上で、そのランダム故障により炉心損傷に至る場合のシーケンスは、内部事象運転時レベル 1PRA の結果から抽出された既存の事故
シーケンスグループに包絡されるものと考える。これらの事故シーケンスグループに対して、炉心損
傷頻度の観点では、地震 PRA の精度を上げることが望ましいと考える。
② 影響(事象の厳しさ)の観点（影響度の観点）(1)〜(5)の各事故シーケンスグループが発生した際の事象の厳しさについて、建屋や機器の損傷のｂ．〜ｈ．の各事故シーケンスが発生した際の影響については，具体的には炉心損傷に至るま程度や組み合わせによって事象の厳しさに幅が生じると考えられ、定量的に分析することは難しいとでの時間余裕，炉心損傷の発生規模，放射性物質の放出量等の着眼点が考えられるが，外部ハザ

考えるものの、地震と同時に炉心が損傷する状況は考え難い。現状、対象とする機器等や建屋の損傷ードによる建屋や機器の損傷程度や組合せを特定することは困難であり，炉心損傷に至らない小を以て炉心損傷直結事象として整理しているが、実際には機能を維持した設計基準事故対処設備や重規模な事象から，建屋全体が崩壊し内部の安全系機器・配管のすべてが機能を喪失するような深大事故等対処設備、可搬型の機器等で炉心損傷防止を試みるものと考える。この様に、事象の厳しさ

刻な事故まで，事象発生時にプラントに及ぼす影響は大きな幅を有する。したがって，これらのの観点では、高圧・低圧注水機能喪失や全交流動力電源喪失等と同等となる場合もあると考える。ま

外部事象特有の事故シーケンスは，炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスとして単独た、損傷の程度が大きく、設計基準事故対処設備や重大事故等対処設備に期待できない場合には、大で定義するものではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応していくべきものである。

規模損壊対策を含め、使用可能な設備によって臨機応変に影響緩和を試みる。

具体的には，炉心損傷に至らない小規模な事象の場合には，使用可能な炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用するとともに，建屋全体が崩壊し内部の安全系機器・配管のすべてが機能喪失するような深刻な事故の場合には，可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した大規模損壊対策による対応も含め，臨機応変に影響緩和を試みる。

③炉心損傷防止対策の観点

・記載箇所の相違（東海第二現状、対象とする機器等や建屋の損傷を以て炉心損傷直結として整理している(1)〜(5)の各事故シ

は別紙 2 に記載）

ーケンスグループについて、炉心損傷直結としていることの保守性を踏まえて定性的に考察すると、①及び②で述べた通り、(1)〜(5)の事象が発生するものの、機能を維持した設計基準事故対処設備等が残る場合も考えられる。この場合、炉心損傷に至るか否かは地震によって機能を喪失した設備及び機能を維持した設計基準事故対処設備等のランダム故障によるため、内部事象運転時レベル 1PRA の結果から抽出された既存の事故シーケンスグループに包絡されると考えられる。また、炉心損傷を防

1111

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二止できる場合も考えられるため、炉心損傷頻度は現在の値よりも低下するものと考えられる。
損傷の程度が大きく、設計基準事故対処設備や重大事故等対処設備に期待できない場合には、大規模損壊対策を含め、建屋以外に分散配置した設備や可搬型の機器を駆使し、臨機応変に対応することによって、炉心損傷や格納容器破損を防止することになる。
上記の様に、(1)〜(5)の各事故シーケンスグループは、実際のところプラントへの影響に不確かさが大きく、具体的なシーケンスを特定することが困難である。このため、外部事象に特有の事故シー
ケンスグループについては、炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループとしてシーケンスを特定して評価するのではなく、発生する事象の程度や組合せに応じて炉心損傷防止対策や格納容器破損防止対策を柔軟に活用するとともに、建屋全体が崩壊し内部の安全系機器・配管の全てが機能を喪失するような深刻な損傷の場合には可搬型のポンプ、電源、放水設備等などを駆使した大規模損壊対策による影響緩和を図ることで対応するべきものと考える。
以上の検討を踏まえ、(1)〜(5)の各事故シーケンスグループは、一定の安全系の機器の機能喪失に対する有効性を評価するシナリオとしては適当でない事象であり、新たに追加するシーケンスとはしないことを確認した。また、(1)〜(5)の各事故シーケンスグループを頻度及び影響の観点から総合的に判断した結果、解釈に基づき想定する事故シーケンスグループと比較して有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループとして、新たに追加するシーケンスには該当しないと判断した。
また、上記の検討及び別紙 2 の通り、大規模な地震を受けた場合であっても、炉心損傷に直結するほどの損傷が生じることは考えにくいが、仮に損傷を受けたと想定した場合の事象収束対応については、参考としての評価実施を検討している。
1.1.2.3 炉心損傷後の原子炉格納容器の機能への期待可否に基づく整理

1.2.3 解釈に基づく事故シーケンスグループの分類

内部事象レベル 1PRA、PRA が適用可能な外部事象として地震及び津波レベル 1PRA を実施し、地震、津波以外の外部事象については PRA に代わる方法で概略評価を実施した結果、追加すべき新たな事故
シーケンスグループは無いことを確認した。
従って、柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉の有効性評価で想定する事故シーケンスグループは、解釈１−１(a)の必ず想定する事故シーケンスグループのみとなる。これについて、以下に示す解釈１−２の想定する事故シーケンスグループについて，以下に示す解釈１−２の要件との対応を確認し，各要件に基づいて整理し、各事故シーケンスグループの対策の有効性の確認における要件を整理した。

事故シーケンスグループの対策の有効性確認における要件を整理した。

１−２ 第１項に規定する「炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，

１−２ 第１項に規定する「炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは、以下に掲げる要件を満たすものであること。

以下に掲げる要件を満たすものであること。

(a) 想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待(a) 想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能にできるものにあっては，炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画されており，か期待できるものにあっては、炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画されてつ，その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。

おり、かつ、その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。

(b) 想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待(b) 想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能にすることが困難なもの(格納容器先行破損シーケンス，格納容器バイパス等)にあっては，炉心期待することが困難なもの（格納容器先行破損シーケンス、格納容器バイパス等）にあっ1212

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。
１−４ 上記１−２(a)の「十分な対策が計画されており」とは，国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることをいう。
整理の結果は以下の通り。
○解釈１−２(a)に分類される事故シーケンスグループ

東二ては、炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。
１−４ 上記１−２(a)の「十分な対策が計画されており」とは、国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることをいう。
上記要件に基づいて，事故シーケンスグループを分類した結果は以下のとおりとなる。
解釈１−２(a)に分類される事故シーケンスグループ

・高圧・低圧注水機能喪失

・高圧・低圧注水機能喪失

・高圧注水・減圧機能喪失

・高圧注水・減圧機能喪失

・全交流動力電源喪失

・全交流動力電源喪失

・LOCA 時注水機能喪失

・ＬＯＣＡ時注水機能喪失

シーケンスを新たな事故シ・津波浸水による注水機能喪失

ーケンスグループとして抽○解釈１−２(b)に分類される事故シーケンスグループ

解釈１−２(b)に分類される事故シーケンスグループ

・崩壊熱除去機能喪失

・崩壊熱除去機能喪失

・原子炉停止機能喪失

・原子炉停止機能喪失

・格納容器バイパス(インターフェイスシステム LOCA)

・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

・東海第二は津波特有の事故出。

解釈では１−２(a)に分類される事故シーケンスグループは，炉心損傷後に格納容器の機能に期待できるものであり，炉心損傷を防止するための十分な対策（国内外の先進的な対策と同等のもの）
が講じられており，その有効性を確認することとされている。一方，１−２(b)に分類される事故
シーケンスグループは，炉心損傷後の格納容器の機能に期待することが困難なもの（格納容器先行
破損又は格納容器バイパスの事故シーケンス）であり，炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認することとされている。

1.2 有効性評価の対象となる事故シーケンスについて
事故シーケンスグループ別に事故シーケンス、炉心損傷防止対策について整理した結果を第 1-3 表に示す。

1.2.4 有効性評価の対象となる事故シーケンス
事故シーケンスグループ別に事故シーケンス及び炉心損傷防止対策等を整理した結果を第 1-3 表に示す。

解釈１−２(a)の事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスに対しては、炉心の著しい損

解釈１−２(a)に分類される事故シーケンスグループに対しては．炉心の著しい損傷を防止する

傷を防止するための対策として、国内外の先進的な対策と同等のものを講じることが要求されていための対策として，国内外の先進的な対策と同等のものが講じられていることが要求されている。

る。
一方で、事故シーケンスの中には、国内外の先進的な対策を考慮しても、炉心損傷防止対策を講じ

一方で，第 1-3 表に整理した事故シーケンスの中には，国内外の先進的対策を考慮しても，炉心ることが困難なシーケンスが存在する。具体的には以下の 2 つの事故シーケンスが該当する。なお、損傷防止対策を講ずるものが困難な事故シーケンスも存在する。具体的には以下に示す事故シーケ

国内外の先進的な対策と柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉の対策の比較を別紙 3 に示す。

ンスが，国内外の先進的な対策を考慮してもすべての条件に対応できるような炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスに該当する。なお，国内外の先進的な対策と東海第二発電所の対策の比較については別紙 3 に示すとおりである。

13

13

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）①大LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧ECCS 注水失敗
②全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋原子炉停止失敗①の事故シーケンスは、原子炉圧力容器から多量の冷却材が短時間で失われていく事象であり、大LOCA 後は数分以内に多量の注水を開始しなければ炉心損傷を防止することができない。今回の調査
では、事象発生から極めて短時間に多量の注入が可能な対策(インターロックの追設等)は確認できなかったことから、このシーケンスを国内外の先進的な対策を考慮しても、炉心損傷防止対策を講じる
ことが困難なシーケンスとして整理した。

東二① 大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗② 直流電源喪失＋原子炉停止失敗③ 交流電源喪失＋原子炉停止失敗①の事故シーケンスは，大破断ＬＯＣＡの発生により原子炉圧力容器から多量の冷却材が失われていく事象であり，ＬＯＣＡの破断規模が大きい場合は，極めて短時間のうちに多量の注水を開始しなければ炉心損傷を防止することができない。今回の先進的対策の調査では，事象発生から極めて短時間のうちに多量の注水が可能な対策（インターロックの追設等）は確認できなかったことから，本事故シーケンスを国内外の先進的対策を考慮しても，炉心損傷防止対策を講じることが困難な事故シーケンスとした。
また，本事故シーケンスについては，「2.3.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性」に示すとおり，格納容器破損防止対策の有効性評価の対象とする
こととし，格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認する。
②，③の事故シーケンスは，地震により炉内構造物等が損傷して原子炉停止機能が喪失する事故
シーケンスグループと，直流電源喪失又は全交流動力電源喪失が重畳する事故シーケンスであり，代替の原子炉停止手段であるほう酸水注入系が機能喪失することから，炉心損傷を防止することができない（別紙 7）。これらの事故シーケンスを抽出した地震レベル１ＰＲＡでは，炉内構造物等が地震発生と同時に最大加速度を受けるものとして評価しているが，実機のスクラム信号「地震加速度大」は，最大加速度よりも十分小さな加速度で発信し，炉内構造物等が損傷する前に制御棒の挿入が完了すると考えられる。このため，現実的にはこれらの事故シーケンスは発生し難いと考えられ，炉心損傷防止対策の有効性を確認する事故シーケンスとしては取り扱わないこととした。
なお，第 1-3 表に示すとおり，①〜③の事故シーケンスの全炉心損傷頻度への寄与割合は，小さく，これらを除く全炉心損傷頻度の約 99.6％以上の事故シーケンスが炉心損傷防止対策の有効性
評価の対象範囲に含まれていることを確認している。
以上より．炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスの選定については，これ以上より、①の事故シーケンスについては、格納容器破損防止対策の有効性評価の対象とすること

らを除く事故シーケンスを対象に実施することとする。

とし、炉心損傷防止対策の有効性評価の対象とする事故シーケンスから除外した(重要事故シーケンス選定の対象とする事故シーケンスから除外する)。
・記載箇所の相違（東海第二①の事故シーケンスについても、炉心損傷後の原子炉への注水や格納容器スプレイなどの実施によは別紙 2 に記載）

り、事象の緩和に期待できる。また、今回整備した格納容器破損防止対策により原子炉格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認している(「2.2.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性」参照)。
②の事故シーケンスは、原子炉スクラムの失敗と全交流動力電源の喪失が重畳する事故シーケンスである。制御棒による原子炉停止に期待できない場合の代替の原子炉停止手段としてはほう酸水注入系を設けているが、全交流動力電源の喪失によってほう酸水注入系が機能喪失に至ることから、炉心1414赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

損傷を防ぐことができない。今回の調査では、原子炉停止機能について、ほう酸水注入系に期待できない場合のバックアップとなる対策は確認できなかったことから、このシーケンスを、国内外の先進的な対策を考慮しても、炉心損傷防止対策を講じることが困難なシーケンスとして整理した。
②の事故シーケンスは地震レベル 1PRA から抽出された事故シーケンスである。原子炉スクラムの失敗の支配的な理由として、カットセットの分析結果(別紙 5)からは、地震による炉内構造物の損傷等が抽出されている。今回の地震レベル 1PRA では、事象発生と同時に最大の地震加速度を受けるものとして評価しているが、事象発生と同時にどの程度の地震加速度が加えられるかについて、実際には不確かさが大きい。炉内構造物の HCLPF は「地震加速度大」のスクラム信号が発信される地震加速
度よりも大幅に高い値であり、実際に大規模な地震が発生した場合には、地震による炉内構造物の損傷等が生じる前にスクラム信号が発信されると考えられる。また、地震レベル 1PRA では同種系統間での完全相関を設定していることから、例えば 1 本のみの制御棒挿入に失敗する場合であってもスクラム失敗により炉心損傷するものとして評価している。評価の詳細は別紙 2 に示す。
以上の通り、②の事故シーケンスの CDF は保守的な設定のもとに評価したものであるが、現実的に想定すると、本事故シーケンスによって炉心損傷に至る頻度は十分に小さいと判断したことから、本事故シーケンスは、炉心の著しい損傷を防止する対策の有効性を確認するシーケンスに該当しないと判断した。
なお、第 1-3 表に示すとおり、これらの事故シーケンスの全炉心損傷頻度への寄与割合は小さく、
全炉心損傷頻度の約 96.5%以上の事故シーケンスが炉心損傷防止対策の有効性評価の対象範囲に含まれることを確認している。
1.3 重要事故シーケンスの選定について

1.3 重要事故シーケンスの選定

1.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方

1.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方(1) 重要事故シーケンス選定の着眼点にもとづく整理
設置変更許可申請における炉心損傷防止対策の有効性評価の実施に際しては、事故シーケンスグル

設置変更許可申請書における炉心損傷防止対策の有効性評価の実施に際しては，事故シーケンス

ープ毎に重要事故シーケンスを選定している。重要事故シーケンスの選定にあたっては、「実用発電グループごとに重要事故シーケンスの選定を実施している。重要事故シーケンスの選定に当たって用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」(以は，審査ガイドに記載の 4 つの着眼点を考慮している。なお，各着眼点については，事故シーケン下、「審査ガイド」と言う。) に記載の 4 つの着眼点を考慮している。今回の重要事故シーケンスのスグループごとに関係が強いと考えられるものから「高」，「中」，「低」と分類して整理している。

選定に係る具体的な考え方は以下のとおりである。また、シーケンスグループ毎に、シーケンスと各

今回の重要事故シーケンスの選定に係る具体的な考え方は以下のとおりである。

着眼点との関係を整理し、関係が強いと考えられるものから「高」、「中」、「低」と分類して整理した。
【審査ガイドに記載されている重要事故シーケンス選定の着眼点】
a. 共通原因故障又は系統間の機能の依存性によって複数の設備が機能喪失し、炉心の著しい損傷に至る。

【審査ガイドに記載の着眼点】
ａ．共通原因故障又は系統間の機能の依存性によって複数の設備が機能喪失し、炉心の著しい損傷に至る。

b. 炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。

ｂ．炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。

c. 炉心損傷防止に必要な設備容量(流量又は逃がし弁容量等)が大きい。

ｃ．炉心損傷防止に必要な設備容量（流量又は逃がし弁容量等）が大きい。

d. 事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。

ｄ．事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。

1515

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
a. 共通原因故障、系統間の機能依存性の観点
本 PRA では、多重化された機器の共通原因故障を考慮しており、システム信頼性評価におけるフォ

東二ａ．共通原因故障，系統間機能依存性の観点
系統間の機能の依存性について，ある安全機能のサポート機能の喪失によって，複数の機器がールトツリーの中でモデル化している。このため、原子炉建屋損傷等の炉心損傷直結事象を除き、緩機能喪失に至る場合を系統間機能依存性が高いと評価した。

和系の失敗によって炉心損傷に至るシーケンスでは、共通原因故障が炉心損傷の原因の 1 つとして抽【例 1．事故シーケンスグループ(a) 高圧・低圧注水機能喪失】

出され得ることから、これらのシーケンスについては、炉心損傷頻度への寄与が大きい場合、共通原
因故障の影響ありと判断する。
系統間の機能依存性については、ある安全機能の機能喪失によって必然的に別の系統も機能喪失に至る場合を系統間の機能依存性有りと判断する。例えば、2 つのフロントライン系に共通のサポート系が機能喪失し、それが炉心損傷頻度に大きく寄与する場合は機能依存性有りと判断する。
b. 余裕時間の観点
炉心損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間を厳しくするため、事象が早く進展し、炉心損傷に至サポート系喪失を起因とするシーケンスは，系統間機能依存性によって多重性を有する機能の片区分の設備が機能喪失することから「中」とした。
【例 2．事故シーケンスグループ(c) 全交流動力電源喪失】
いずれのシーケンスでも全交流動力電源喪失に至り，電源を必要とする多くの設備が機能喪失することから「高」とした。
ｂ．余裕時間の観点
余裕時間について，炉心損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間を厳しくするため，事象が早る時間が短い事故シーケンスを選定する。

く進展し，炉心損傷に至る時間が短い事故シーケンスを余裕時間が短いと評価した。

【例 1：LOCA 時注水機能喪失】【例．事故シーケンスグループ(a) 高圧・低圧注水機能喪失】

破断口径が大きい方が、原子炉冷却材の系外への流出量が多くなるため、炉心損傷防止対策の対応

事象発生により原子炉が自動停止する過渡事象及びサポート系喪失（自動停止）については，操作のための余裕時間が短くなる。

崩壊熱が高く事象進展が早いことから「高」とした。原子炉を通常停止させる過程において事象【例 2：高圧・低圧注水機能喪失】が発生する手動停止／サポート系喪失（手動停止）については，崩壊熱が低く事象進展が遅いこ

過渡事象(全給水喪失事象)は原子炉水位低(L3)が事象進展の起点となるため、通常水位から原子炉とから「低」とした。

停止に至る手動停止、サポート系喪失と比較して事象進展が早い。手動停止、サポート系喪失は通常水位から原子炉停止に至るため、水位の低下後に原子炉停止に至る過渡事象よりも事象進展が遅い。
このため過渡事象を起因とするシーケンスの余裕時間が短い。
c. 設備容量の観点
炉心損傷防止に際して炉心の冷却に必要となる注水量等、設備容量への要求が大きくなる事故シーｃ．設備容量の観点
設備容量について，炉心損傷防止に際して，喪失した安全機能に係る対策の設備容量が大きくケンスを選定する。

なる事故シーケンスを設備容量が大きいと評価した。

【例：LOCA 時注水機能喪失(中小 LOCA)】【例．事故シーケンスグループ(a) 高圧・低圧注水機能喪失】

中小 LOCA 後の緩和措置としては減圧及び低圧注水があるが、減圧に用いる SRV は十分な台数が備

事象進展が早く余裕時間が短い場合，崩壊熱が高く必要な設備容量が大きくなることから，

えられている一方、低圧注水の代替となる設備容量は低圧 ECCS より少ない。このため代替となる設

着眼点 b.と同様に，事象発生により原子炉が自動停止する過渡事象及びサポート系喪失（自動

備容量の観点で低圧 ECCS 失敗を含むシーケンスが厳しいと考える。

停止）については「高」，原子炉を通常停止させる過程において事象が発生する手動停止／サポート系喪失（手動停止）については「低」とした。

d. 事故シーケンスグループ内の代表性の観点
当該事故シーケンスグループの代表的な事故シーケンスとして、炉心損傷頻度が大きく、事故進展
が事故シーケンスグループの特徴を有しているものを選定する。但し、
「高」、
「中」、
「低」の分類については炉心損傷頻度のみに着目して整理した。

ｄ．事故シーケンスグループ内での代表性の観点
代表性について，各事故シーケンスグループにおいて炉心損傷頻度が大きく，事象進展が事故
シーケンスグループの特徴を有しているものを代表性が高いと評価した。
【例．事故シーケンスグループ(a) 高圧・低圧注水機能喪失】
事故シーケンスグループの中で最もＣＤＦの高いドミナントシーケンスを「高」，事故シー

16

16

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
ケンスグループ別ＣＤＦに対して 1％以上の寄与を持つシーケンスを「中」，1％未満のシーケ
ンスを「低」とした。

今回の内部事象レベル 1PRA、地震レベル 1PRA 及び津波レベル 1PRA の結果のうち、シーケンスをなお，上記の代表性に係る評価においては，同じ事故シーケンスとして分類されたものについ選定するにあたって同一に整理できると考えられるものについては、炉心損傷頻度を足し合わせて上ては，内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ，地震レベル１ＰＲＡ及び津波レベル１ＰＲＡに関わ記の分類を実施した。本来、各 PRA は扱う事象が異なるため、結果の不確かさや評価の精度が異なる

らず，同一の事故シーケンスとして扱い，炉心損傷頻度の比較を行っている。本来，各ＰＲＡはものであり、結果を足し合わせて用いることの可否(比較可能性)については、PRA の結果を活用する

扱う事象が異なるため，結果の不確かさや評価の精度が異なるものであり，同一の事故シーケン際の目的に照らして十分留意する必要がある。今回は重要事故シーケンスの選定の考え方を以下の通スとして扱った上で炉心損傷頻度の比較を行うことの可否（比較可能性）については，ＰＲＡのりとしていることから、結果の不確かさや PRA 間の評価の精度の違いを考慮しても、炉心損傷頻度を結果を活用する際の目的に照らして十分留意する必要がある。今回は重要事故シーケンスの選定

足し合わせて用いることによる問題は生じないものと考えた。

を目的としており，各ＰＲＡにおいて安全機能が喪失する要因となる事象は異なるが，同じ分類として整理される事故シーケンスについては，炉心状態や機能喪失している系統，使用可能な系
統等に差異がなく，同じ炉心損傷防止対策が有効であると考えられることから，同一の事故シーケンスとして取り扱うことに問題は生じないものと判断した。

○今回の抽出された事故シーケンスについては、第 1-4 表に示す通り、結果的に、事故シーケンスグ
ループ内において選定対象とした全ての事故シーケンス対して、概ね同じ重大事故等対処設備で対応できるものと考えている。このため、重要事故シーケンスの選定にあたっては、その対応の厳しさに重きを置いて選定することが適切と考え、主に着眼点 b 及び c によって重要事故シーケンスを選定している。これは、決定論的な評価である有効性評価においては、対応が厳しい事故シーケ
ンスを評価することで、選定対象とした全ての事故シーケンス対しても重大事故等対処設備の有効性を確認できると考えたためである。
○着眼点 d については、対応の厳しさ等の選定理由が同等とみなせる場合にのみ重要事故シーケンスの選定の基準として用いており、結果的に崩壊熱除去機能喪失の事故シーケンスグループにおいてのみ、重要事故シーケンスの選定の理由としている。なお、崩壊熱除去機能喪失で選定した重要事
故シーケンスは内部事象レベル 1PRA 及び地震レベル 1PRA から抽出されたシーケンスであったが、第 1-3 表に示す通り、いずれの PRA においても、事故シーケンスグループ内で最も高い炉心損傷頻度となったシーケンスである。
(2) 同一のシーケンスグループ内で対策が異なる場合の整理事故シーケンスグループは、基本的に喪失した機能あるいはその組み合わせによって決定されるものであり、起因事象や機能喪失の原因には依存しない。しかしながら、事故シーケンスへの対策の観点では、同じ事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスでも、喪失した機能の機能喪失の原因が異なる場合、有効な対策が異なることがある。
具体的には、高圧・低圧注水機能喪失及び全交流動力電源喪失がこれに該当すると考える。これらについては、内的又は地震を原因として各機能の喪失が生じる場合と、津波による浸水によって各機能の喪失が生じる場合がある。内的及び地震を原因とする場合は、重大事故等対処設備により、喪失した機能を代替することが有効と考えられる。一方、津波を原因とする場合について、今回評価対象

1717

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二としたプラント状態においては、浸水防止対策が最も有効であり、これにより機能喪失の原因自体を取り除くことができる。
これらの対策の観点での相違も踏まえ、今回は重大事故等対処設備の有効性を評価するにあたって適切と考えられるシーケンスを選定した。各々の事故シーケンスグループに対して考慮した内容の詳細は次の 1.3.2 項に示す。
1.3.2 重要事故シーケンスの選定結果

1.3.2 重要事故シーケンスの選定結果

1.3.1 項の選定の着眼点を踏まえ、同じ事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まれ1.3.1 項の選定の着眼点を踏まえ，同じ事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まる場合には、事故進展が早いものなど、より厳しいシーケンスを重要事故シーケンスとして以下の通れる場合には，事象進展が早いもの等，より厳しい事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選りに選定している。また、「(3)全交流動力電源喪失」では機能喪失の状況が異なるシーケンスが抽出定した。なお，「(3) 全交流動力電源喪失」では，安全機能の喪失状況が異なる事故シーケンスがされたため、4 つの事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。選定理由及び選定結果の抽出されたため，複数の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。各事故シーケンス

詳細については第 1-4 表に示す。

グループに対する重要事故シーケンスの選定理由及び選定結果について，第 1-4 表及び以下に示す。

(1) 高圧・低圧注水機能喪失(1) 高圧・低圧注水機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗③手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗④手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗⑤サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗⑥サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能及び低圧注水機能を喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)
・低圧代替注水系(常設)(復水補給水系)

ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した高圧・低圧注水機能に対する代替注水手段として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・低圧代替注水系（常設）・手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置

・東海第二は有効性評価において期待する全ての対策を
記載。

18

18

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗」③ 選定理由ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗ⅴ) 選定理由

本事故シーケンスグループには津波に伴って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンス

・東海第二は津波特有の事故

グループの⑦〜⑩)が含まれている。いずれも炉心損傷頻度への寄与割合が高く、d. の着眼点ではシーケンスを新たな事故シ「高」又は「中」に分類されるが、その対策は防潮堤の設置や建屋内止水等の止水対策であり、事象ーケンスグループとして抽進展に応じた重大事故等対処設備の有効性の確認には適さないと判断したため、これらの事故シーケ

出。

ンスは重要事故シーケンスとして選定していない。
このため、ランダム故障又は地震に伴って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグ
ループの①〜⑥)から、着眼点「高」が多く、「高」の数が同じ場合は「中」の数が多いシーケンス(第着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

1-4 表の本事故シーケンスグループの①)を選定した。
なお、ランダム故障又は地震に伴って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグルー

なお，本事故シーケンスグループは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策

プの①〜⑥)は有効と考えられる対策に差異が無い。このため、起因事象発生後の事象進展が早いと考に差異がない。このため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因としえられる過渡事象を起因とし、減圧時に必要な減圧幅の観点で厳しいと考えられる、SRV 再閉失敗をた①の事故シーケンスは，②〜⑥の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考え含まない事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)は、ランダム故障又は地震に伴る。

って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの②〜⑥)に対して包絡性を有しているものと考える。
(2) 高圧注水・減圧機能喪失(2) 高圧注水・減圧機能喪失
ⅰ) 事故シーケンス①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗②手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗③サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，高圧注水機能及び原子炉減圧機能を喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，代替減圧手段による原子炉減圧後の低圧ＥＣＣＳによる原子炉冷却が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)・減圧自動化ロジックⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した高圧注水・減圧機能に対する代替減圧手段として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・低圧炉心スプレイ系
・過渡時自動減圧機能・残留熱除去系① 重要事故シーケンスⅳ) 選定した重要事故シーケンス

1919

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗」③ 選定理由着眼点「高」が多く、「高」の数が同じ場合は「中」の数が多いシーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)を選定した。

東二①過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

なお、本事故シーケンスグループは、各事故シーケンスに対して有効と考えられる対策に差異が無

なお，本事故シーケンスグループは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策

い。このため、起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とし、減圧時に必要なに差異がない。このため，起因事象発生後の事象進展が早いと考えられる過渡事象を起因とし減圧幅の観点で厳しいと考えられる、SRV 再閉失敗を含まない事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シた①の事故シーケンスは，②〜③の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考えーケンスグループの①)は、本事故シーケンスは本事故シーケンスグループの他の事故シーケンスにる。

対して(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの②〜⑥)に対して包絡性を有しているものと考える。
(3) 全交流動力電源喪失(3) 全交流動力電源喪失

本事故シーケンスグループからは、機能喪失の状況が異なるシーケンスが抽出されたため、4 つの本事故シーケンスグループからは，安全機能の喪失状況が異なるシーケンスが抽出されたた

事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。4 つの事故シーケンスは、PRA から抽出されめ，原子炉圧力，余裕時間及び対応する主な炉心損傷防止対策に着目して事故シーケンスグルー

・東海第二は原子炉圧力，余た電源喪失の事故シーケンスである、長期 TB、TBD、TBP 及び TBU と一致することから、この名称でプを以下の 3 つに細分化した。なお，ＴＢＵは，全交流動力電源喪失の発生後，高圧炉心冷却に裕時間及び対応する主な炉事故シーケンスグループを詳細化した。

も失敗する事故シーケンスであり，ＴＢＤは，区分Ｉ及び区分Ⅱの直流電源の喪失により非常用

心損傷防止対策に着目してまた、第 1-4 図に示す通り、各重要事故シーケンスそれぞれに対し、地震 PRA からは、全交流動力

ディーゼル発電機が機能喪失して全交流動力電源喪失に至り，区分Ⅰの直流電源喪失により原子事故シーケンスグループを

電源最終ヒートシンク喪失の重畳を伴う事故シーケンスも抽出されるが、全交流動力電源喪失時に炉隔離時冷却系が機能喪失し，高圧炉心スプレイ系にも失敗する事故シーケンスである。ＴＢＵ

3 つに細分化は、最終ヒートシンクの機能を有する設備も電源喪失によって機能喪失に至るため、地震による損傷においては直流電源が健全であるため，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の計装設の有無に係らず最終ヒートシンクの喪失が生じる。交流電源の復旧後については、電源供給に伴う最備は健全である。一方，ＴＢＤにおいては区分Ｉ及び区分Ⅱの直流電源の喪失により，設計基準

終ヒートシンクの復旧可否の観点で対応に違いが表れると考えられ、設備損傷によって最終ヒートシ

事故対処設備の計装設備が機能喪失するが，重大事故等対処設備の計装設備は緊急用直流母線かンクの機能喪失が生じている場合の方が緩和手段が少なくなる。但し、設備損傷によって最終ヒート

ら給電されるため，計装設備の機能は維持される。また，ＴＢＤ，ＴＢＵはいずれも事象発生初

シンクの喪失が生じている場合においても格納容器圧力逃がし装置による除熱が可能であり、交流電期に高圧注水機能が喪失する事故シーケンスであること，主な炉心損傷防止対策はいずれも高圧源の復旧によって最終ヒートシンクの機能を復旧可能な場合には、これに加えて代替原子炉補機冷却代替注水系であることから，ひとつのグループとした。

系の有効性を確認することができる。これを考慮し、重要事故シーケンスには、設備損傷による最終①長期ＴＢ（ＲＣＩＣ成功）

ヒートシンクの喪失を設定していない。

②ＴＢＤ，ＴＢＵ（ＲＣＩＣ失敗）③ＴＢＰ（ＲＣＩＣ機能喪失）
上記①は，全交流動力電源の喪失のみの事故シーケンスグループであるが，②，③は全交流動・東海第二は，審査ガイドに

力電源の喪失に加えて炉心注水機能が喪失する事故シーケンスグループであり，他の事故シーケ

おける全交流動力電源喪失

ンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」又は「高圧・低圧注水機能喪失」が重畳する。

の主要解析条件（交流動力

審査ガイドでは，全交流動力電源喪失の事故シーケンスグループの主要解析条件として，交流

電源は 24 時間使用できな

動力電源は 24 時間使用できないものとすることが記載されているが，この条件は，全交流動力

いものとする）の扱いにつ

電源喪失のみの①の事故シーケンスグループに対する条件と考えられる。このため，全交流動力

いて記載

電源喪失に，高圧注水・減圧機能喪失又は高圧・低圧注水機能喪失が重畳する②及び③の事故シーケンスグループについては，全交流動力電源喪失とは異なる新たな事故シーケンスグループとして追加することも考えられるが，①〜③の事故シーケンスグループに対する炉心損傷防止対策である常設代替直流電源設備，高圧代替注水系及び低圧代替注水系（可搬型）は，全交流動力電
源喪失に，高圧注水・減圧機能喪失又は高圧・低圧注水機能喪失が重畳した場合においても炉心2020赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
損傷が防止できる対策として整備することから，②及び③の事故シーケンスグループを全交流動
力電源喪失の事故シーケンスグループとして取り扱うこととし，交流動力電源が 24 時間使用できない条件を適用し，対策の有効性を確認する。

a) 長期 TB

(3-1) 長期ＴＢ
ⅰ) 事故シーケンス①外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）②サポート系喪失（直流電源故障）＋（外部電源喪失＋）ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩ
Ｃ成功）ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心スプレイ系による炉心冷却に失敗するが，原子炉隔離時冷却系による炉心冷却に成功する事故シーケンスであり，交流電源が復旧しない場合
は蓄電池が枯渇することにより原子炉隔離時冷却系の運転継続が不能となり，炉心の冷却が十分に行われずに原子炉が高圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンス
グループに対する対策としては，交流電源に依存しない代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

② 主な炉心損傷防止対策ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策

・原子炉隔離時冷却系(所内直流電源設備の 24 時間確保)

本事故シーケンスグループの対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。

・高圧代替注水系(常設代替直流電源設備)

・原子炉隔離時冷却系

・格納容器圧力逃がし装置

・低圧代替注水系（可搬型）・手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「外部電源喪失＋DG 喪失」③ 選定理由シーケンスとしては 1 種類のみ(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)抽出されたことからこれを選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）ⅴ) 選定理由「長期ＴＢ」に分類される①，②の事故シーケンスのうち，着眼点における「高」の数が多い①のシーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「長期ＴＢ」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，①の事故シーケンスは②の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

b) TBU(3-2) ＴＢＤ，ＴＢＵ

2121

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二ⅰ) 事故シーケンス③外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗⑤サポート系喪失（直流電源故障）＋（外部電源喪失＋）ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，外部電源喪失の発生後，直流電源又は非常用ディーゼル
発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心冷却にも失敗することにより，炉心の冷却が十分に行われずに原子炉が高圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事
故シーケンスグループに対する対策としては，交流電源に依存しない高圧代替注水手段による
原子炉注水，又は代替直流電源による原子炉減圧後の低圧代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

② 主な炉心損傷防止対策ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策

・高圧代替注水系(常設代替直流電源設備)

本事故シーケンスグループの対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。

・格納容器圧力逃がし装置

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（可搬型）・手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「外部電源喪失＋DG 喪失＋RCIC 失敗」③ 選定理由シーケンスとしては 1 種類のみ(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)抽出されたことからこれを選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス③外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い③の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「ＴＢＤ，ＴＢＵ」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異はないが，③の事故シーケンスは緊急用蓄電池への直流電源の切替操作が必要となることから，④，⑤の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考えd) TBDる。

① 重要事故シーケンス「外部電源喪失＋直流電源喪失」② 炉心損傷防止対策
・高圧代替注水系(常設代替直流電源設備)
・格納容器圧力逃がし装置③ 選定理由本事故シーケンスグループには 2 つの事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの22

22

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二①, ②)が含まれている。
しかしながら、浸水による電源設備の機能喪失を含む事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケン
スグループの②)は津波 PRA から抽出されたシーケンスであり、頻度の観点で支配的であるものの、その発生原因が津波に伴う浸水によるものであり、対策としては防潮堤の設置や建屋内止水等の止水対策となるため、重大事故防止対策の有効性の確認には適さないと考える。
以上より、「外部電源喪失＋直流電源喪失」を重要事故シーケンスとして選定した。
c) TBP(3-3)ＴＢＰ
ⅰ) 事故シーケンス⑥外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗⑦サポート系喪失（直流電源故障）＋（外部電源喪失＋）ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗
ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，外部電源喪失の発生後，非常用ディーゼル発電機の故障により全交流動力電源喪失が発生し，高圧炉心スプレイ系に失敗するとともに逃がし安全弁再閉鎖失敗により原子炉圧力が徐々に低下することで，原子炉隔離時冷却系が運転不能となることにより，炉心の冷却が十分に行われずに，原子炉が低圧状態で炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，交流電源に依存しない代替注水手段による原子炉注水が考えられる。

② 主な炉心損傷防止対策ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策

・原子炉隔離時冷却系(動作可能な範囲に原子炉圧力が保たれる間)

本事故シーケンスグループの対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。

・高圧代替注水系(動作可能な範囲に原子炉圧力が保たれる間)

・原子炉隔離時冷却系

・低圧代替注水系(常設)(復水補給水系)

・高圧代替注水系

・格納容器圧力逃がし装置

・低圧代替注水系（可搬型）・手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・残留熱除去系
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「外部電源喪失＋DG 喪失＋SRV 再閉失敗」③ 選定理由シーケンスとしては 1 種類のみ(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)抽出されたことからこれを選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス⑥外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い⑥の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。なお，「ＴＢＰ」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，⑥の事故シーケンスは，⑦の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

23

23

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）(4) 崩壊熱除去機能喪失

東二(4) 崩壊熱除去機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①過渡事象＋ＲＨＲ失敗②過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗③外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）④外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）⑤外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）⑥手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗⑦手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗⑧サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗⑨サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗⑩サポート系喪失（直流電源故障）＋（外部電源喪失＋）ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）⑪サポート系喪失（直流電源故障）＋（外部電源喪失＋）ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）⑫中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗⑬大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗
ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉の注水等の炉心冷却に成功するものの，原子炉格納容器からの崩壊熱除熱機能が喪失することで，炉心損
傷前に原子炉格納容器が破損し，その後，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シー
ケンスグループに対する対策としては，代替除熱手段による格納容器除熱が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)

ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した崩壊熱除去機能に対する代替除熱手段として，ＲＨＲ故障時及び取水機能喪失時の状況を想定し，それぞれ以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。

a. RHR フロント系故障の場合
・格納容器圧力逃がし装置[ＲＨＲ故障時]
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系（常設）・手動減圧

b. RHR サポート系故障の場合
・代替原子炉補機冷却系(熱交換ユニット＋代替原子炉補機冷却海水ポンプ)・東海第二の補機冷却系は海・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

水直接通水のため，代替の・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント

熱交換ユニットは不要であ・常設代替高圧電源装置

る。また，敷地に遡上する

・常設代替直流電源設備

津波への対応として，常設[取水機能喪失時]
・原子炉隔離時冷却系の緊急用海水系を整備する。

・低圧代替注水系（常設）2424赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
・手動減圧
・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「過渡事象＋崩壊熱除去失敗」(RHR 失敗については、RHR フロント系故障またはサポート系故障ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋ＲＨＲ失敗（ＴＷ，ＴＢＷ）

を考慮)③ 選定理由ⅴ) 選定理由

本事故シーケンスグループには LOCA に伴う事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグルー
プの⑦〜⑨)が含まれており、いずれも格納容器圧力の上昇が早く、圧力上昇の抑制に必要な設備容量の観点でも厳しいことから、b. c. の着眼点では「高」に分類されるが、これらは LOCA から派生した
シーケンスである。LOCA を起因とするシーケンスについては、崩壊熱除去機能の代替手段の有効性も含めて他のシーケンスグループで評価することから、これらの事故シーケンスは重要事故シーケンスの選定対象から除外した。
このため、この他の事故シーケンスから、着眼点「高」が多く、「高」の数が同じ場合は「中」の数が多いシーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)を選定した。

着眼点における「高」の数が最も多い事故シーケンスのうち，事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表する観点から，①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定

なお、ランダム故障又は地震に伴って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグルー

した。なお，ａ．の着眼点について，⑥〜⑨のシーケンスはサポート系 1 区分の喪失を起因とプの①〜⑥)は有効と考えられる対策に差異が無い。このため、起因事象発生後の事象進展が早いと考しており，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態ではない。また，③，

えられる過渡事象を起因とし、減圧時に必要な減圧幅の観点で厳しいと考えられる、SRV 再閉失敗を④，⑤，⑨，⑩のシーケンスは交流電源の喪失により崩壊熱除去機能が喪失しているものの，含まない事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)は、ランダム故障又は地震に伴代替電源により崩壊熱除去機能の回復が可能であることから，対応手段が著しく制限される状って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①〜⑥)に対して包絡性を有し態ではない。

ているものと考える。

以上を踏まえ，本事故シーケンスグループに対する主要な炉心損傷防止対策の電源を代替電源とすると，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，①の事故シーケンスは，②〜⑬の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える（別紙 4）。

(5) 原子炉停止機能喪失(5) 原子炉停止機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①過渡事象＋原子炉停止失敗②サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止失敗③中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗④大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗
ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，運転時の異常な過渡変化等の発生後，原子炉停止機能を

25

25

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二喪失し，設計上の除熱能力を超える熱が格納容器に負荷されることで炉心損傷前に原子炉格納容器が破損し，その後，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，代替原子炉停止手段による原子炉出力抑制が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)
・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
・ほう酸水注入系ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した原子炉停止機能に対する代替原子炉停止手段として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・代替原子炉再循環ポンプトリップ
・ほう酸水注入系
・原子炉隔離時冷却系
・高圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系① 重要事故シーケンス「過渡事象＋原子炉停止失敗」③ 選定理由着眼点「高」の数が最も多いシーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)を選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①過渡事象＋原子炉停止失敗ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

なお、本事故シーケンスグループでは、過渡事象を起因とする事故シーケンスと LOCA を起因とす

なお，本事故シーケンスグループではＬＯＣＡを起因とする③，④の事故シーケンスについる事故シーケンスが抽出されている。本事故シーケンスグループに対しては、重大事故等対処設備とても抽出されている。ＬＯＣＡを起因とする場合，水位低下の観点では厳しいものの，水位低して代替制御棒挿入機能が整備されており、これに期待する場合、LOCA を起因とする事故シーケン

下及びＬＯＣＡに伴う減圧によってボイド率が上昇し，負の反応度が投入されると考えられるス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの②〜④)の事象進展は LOCA 時注水機能喪失の事故シーケことから，事象発生直後の反応度投入に伴う出力抑制の観点では，過渡事象を起因とする①のンスグループに包絡される。また、LOCA を起因とする場合、水位低下の観点では厳しいものの、水位事故シーケンスが厳しいと考えられる。また，ＬＯＣＡを起因とする場合，原子炉冷却材の流低下及び LOCA に伴う減圧によってボイド率が上昇し，負の反応度が投入されると考えられることか

出により，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，本事故シーケンスグルー

ら、事象発生直後の反応度投入に伴う出力抑制の観点では過渡事象を起因とする事故シーケンスがプに対する対策である代替制御棒挿入機能期待することにより対応可能である。さらに，ＬＯ(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)厳しいと考えられる。

ＣＡと原子炉停止機能喪失が重畳する③，④の事故シーケンスのＣＤＦはいずれも 1×10−１０

また、本事故シーケンスグループでは、非常用炉心冷却系が確保されているシーケンスが抽出され／炉年未満であり，重要事故シーケンスである①の事故シーケンスと比較しても極めて小さていることから、水位低下に対しては一定の対応が可能と考えられるため、反応度制御の観点で厳しい。これらを踏まえると，反応度制御の観点で厳しい過渡事象を起因とする①の事故シーケン

い事故シーケンスを選定することが妥当であると考える。更に、LOCA と原子炉停止機能喪失が重畳

スは，本事故シーケンスグループにおいて代表性を有しているものと考える。

する事故シーケンスの CDF は 1×10-13 /炉年未満であり、他の事故シーケンスグループの事故シーケ
ンスの CDF と比較しても極めて小さい。これらを踏まえると、反応度制御の観点で厳しい、過渡事象を起因とする事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)は、本事故シーケンスグル
ープにおいて代表性を有しているものと考える。
(6) LOCA 時注水機能喪失(6) ＬＯＣＡ時注水機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗②中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗

26

26

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，ＬＯＣＡの発生後，高圧注水機能の喪失に加え，低圧注
水機能又は原子炉減圧機能を喪失し，炉心の冷却が十分に行われずに炉心損傷に至る事故シー
ケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，代替注水手段による原子炉
注水が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)・手動減圧・低圧代替注水系(常設)(復水補給水系)

ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
機能喪失した注水機能に対する代替注水手段として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・低圧代替注水系（常設）・手動減圧・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント
・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗」③ 選定理由着眼点「高」の数が最も多いシーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの③)を選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

なお、LOCA に伴って生じる事故シーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①〜④)は、

なお，本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，重畳する機能喪失が低圧炉配管破断規模の大きさ及び重畳する機能喪失が原子炉減圧機能喪失又は低圧注水機能喪失である点

心冷却機能喪失又は原子炉減圧機能喪失である点で異なっているが，ⅲ）で示したとおり有効で異なっている。配管破断規模の大きさの観点では、中 LOCA の方が水位の低下が早く、厳しい事象と考えられる主な対策に差異がない。このため，重要事故シーケンスとして選定した低圧炉心と考えられる。重畳する機能喪失の観点では、減圧に用いる SRV は十分な台数が備えられている。一冷却機能が喪失する①の事故シーケンスは，原子炉減圧機能が喪失する②の事故シーケンスに方、低圧注水の代替となる注水設備の容量は低圧 ECCS より少ない。このため代替となる設備容量の対して包絡性を有しているものと考える。

観点で低圧注水機能喪失を含むシーケンスが厳しいと考える。これらのことから、配管破断規模が大
きく、低圧注水機能喪失を含むシーケンス(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの③)は、本事故シーケンスグループの他の事故シーケンスに対しても包絡性を有しているものと考える。
また、(4)の崩壊熱除去機能喪失においても LOCA を含む事故シーケンス(第 1-4 表の事故シーケン
スグループ「崩壊熱除去機能喪失」の⑦〜⑨)が抽出されている。これについて、重要事故シーケンスによる包絡性を考えると、重要事故シーケンスに低圧 ECCS 注水失敗が含まれており、低圧 ECCS の機能喪失は残留熱除去系による格納容器除熱にも期待できないこととほぼ同義であることから、本重要事故シーケンスでは、格納容器除熱に関する重大事故等対処設備の有効性についても評価することとなる。このことから、本重要事故シーケンスは、事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の LOCA を起因とする事故シーケンスに対しても包絡性を有しているものと考える。
(7) 格納容器バイパス(インターフェイスシステム LOCA)(7) 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

27

27

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二ⅰ) 事故シーケンス①インターフェイスシステムＬＯＣＡⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，破損箇所の隔離に失敗し，格納容器貫通配管からの漏えいが防止できずに炉心損傷に至る事故シーケンスである。本事故シーケンスグループに対する対策としては，破損系統の隔離及び破損系統を除くＥＣＣＳによる原子炉注水が考えられる。

② 炉心損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)・高圧炉心注水系ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する。
・破損系統を除く原子炉注水機能・手動減圧・破損系統の隔離・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備① 重要事故シーケンス「ISLOCA」③ 選定理由シーケンスとしては 1 種類のみ(第 1-4 表の本事故シーケンスグループの①)抽出されたことからこれを選定した。

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①インターフェイスシステムＬＯＣＡⅴ) 選定理由抽出された事故シーケンスが 1 つであることから，①を重要事故シーケンスとして選定し・東海第二は津波特有の事故
シーケンスを新たな事故シーケンスグループとして抽た。

出。
(8) 津波浸水による注水機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失②最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）③最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗④最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗
ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，防潮堤を越流した津波により非常用海水ポンプが被水・没水し，最終ヒートシンクが喪失することにより，炉心損傷に至る事故シーケンスである。本
事故シーケンスグループに対する対策としては，津波防護対策が考えられる。
ⅲ) 有効性を確認する主な炉心損傷防止対策
津波浸水による注水機能喪失発生時における対策として，以下の炉心損傷防止対策の有効性を確認する（別紙 5）。
・津波防護対策
・原子炉隔離時冷却系

2828

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二・低圧代替注水系（常設）・手動減圧
・残留熱除去系
・緊急用海水系・常設代替高圧電源装置
・常設代替直流電源設備ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い①の事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。
なお，「津波浸水による注水機能喪失」に分類される事故シーケンスは，各事故シーケンスに対して有効と考えられる主な対策に差異がない。このため，①の事故シーケンスは②〜④の事故シーケンスに対して包絡性を有しているものと考える。

なお、各事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスについて、炉心損傷に至る要因をカッ

なお，各事故シーケンスグループにおける内部事象を起因とする事故シーケンスについて，炉心トセットレベルまで展開し、炉心損傷頻度の事故シーケンスに占める割合の観点で主要なカットセッ

損傷に至る要因をカットセットレベルまで展開し，炉心損傷頻度の事故シーケンスに対する寄与割トに対する炉心損傷防止対策の整備状況等を確認した。(別紙 4)

合の観点で主要なカットセットに対して，炉心損傷防止対策が概ね有効であることを確認している（別紙 6）。

また、地震又は津波レベル 1PRA から抽出される事故シーケンスは、地震又は津波によって起因事

また，各事故シーケンスグループにおける地震又は津波を起因とする事故シーケンスについて象が引き起こされるものの、起因事象の後のシーケンスは緩和系の成功・失敗(地震又は津波によっても，地震により直接炉心損傷に至る事故シーケンスを除いて，炉心損傷に至る要因をカットセット

起因事象発生と同じタイミングで機能喪失している場合を含む)の分岐によって決定されることかレベルまで展開し，主要なカットセットに対して炉心損傷防止対策が概ね有効であることを確認しら、整理される事故シーケンスグループは内部事象 PRA で抽出される事故シーケンスグループと同等ている（別紙 7）。

となる。内部事象では喪失時の炉心損傷頻度への影響の大きな機器・系統等の信頼性向上や系統機能を代替する設備の設置が対策となるが、外部事象では内部事象の対策に加えて外部事象への対策(津波に対する止水対策等)も挙げられる。外部事象自体による損傷(起因事象)の発生防止対策を実施することによっても当該事故シーケンスの発生頻度は低下すること、及び、地震又は津波によって起因事象が発生した場合であってもその後の対応は内部事象による事故シーケンスに対する有効性評価
で代表できることから、地震または津波レベル 1PRA から抽出された事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定していない。(別紙 5)2929

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 1-1 表 イベントツリーにより抽出した事故シーケンス3030

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

31

31

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

32

32

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

33

33

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

34

34

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

35

35

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

36

36

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

37

37

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

38

38

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

39

39

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

40

40

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

41

41

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

42

42

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

43

43

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

44

44

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

45

45

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

46

46

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

47

47

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

48

48

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

49

49

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

50

50

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 1-7 図 プラント全体の CDF

5151

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 1-8 図 各 PRA の結果と事故シーケンスグループ毎の寄与割合5252赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

２ 格納容器破損防止対策の有効性評価における格納容器破損モード及び評価事故シーケンスの選定 2.

格納容器破損防止対策の有効性評価の格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンスの選定

について

について

格納容器破損防止対策の有効性評価の格納容器破損モード及び評価事故シーケンス選定の全体プ

格納容器破損防止対策の有効性評価に係る格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選

ロセスを第 2-1 図に示す。また、以下に各検討ステップにおける実施内容を整理した。
【概要】

定における全体プロセスを第 2-1 図に，全体プロセスの概要を以下に示す。
【概要】(1) 格納容器破損モードの抽出① 内部事象レベル 1.5PRA 及び PRA を適用できない外部事象に係る定性的検討から格納容器破損モードを抽出し、解釈の記載との比較検討・分類を実施した。

内部事象レベル１．５ＰＲＡを用いて格納容器破損モードを抽出した。また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については定性的検討から格納容器破損モードを抽出した。
(2) 抽出した格納容器破損モードの整理② 抽出された格納容器破損モードのうち、炉心損傷発生時点で格納容器機能に期待できない格納容

抽出した格納容器破損モードのうち，炉心損傷発生時点で格納容器機能に期待できない格納容器バイパス、格納容器先行破損に該当するものは、解釈 1-2(b)に基づき炉心損傷防止対策の有効器先行破損又は格納容器バイパスに該当するものは，解釈に基づき炉心損傷防止対策の有効性評

性評価の対象とした。

価の対象とした。また，解釈に示されている必ず想定する格納容器破損モードに対応しない格納③ 国内外で得られている知見や実プラントでの運用等も踏まえた検討を行い、新たに追加すべき格
納容器破損モードはないものと判断した。

容器破損モードについては，国内外で得られている知見や実プラントでの運用等も踏まえた確認を行い，新たな格納容器破損モードとしての追加の要否を検討した。
(3) 評価事故シーケンスの選定④ 格納容器破損モード毎に格納容器破損モード発生の観点で厳しいプラント損傷状態(PDS)を選定

格納容器破損モードごとに格納容器破損モード発生の観点で厳しいプラント損傷状態（ＰＤし、その中で厳しい事故シーケンスを検討し、格納容器破損防止対策の有効性評価の評価事故シーＳ）を選定し，その中で最も事象進展が厳しい事故シーケンスを有効性評価における評価事故シケンスとして選定した。

ーケンスとして選定した。
なお，評価事故シーケンスの選定に当たっては，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスも含めて実施した。

・記載場所の相違（柏崎は2.2.3 節に記載）。

2.1 格納容器破損モードの抽出
解釈には，格納容器破損防止対策の有効性評価に係る格納容器破損モードの個別プラント評価に解釈には、格納容器破損防止対策の有効性評価に係る格納容器破損モードの選定に係る個別プラン

2.1 格納容器破損モードの分析について

ト評価による抽出に関して以下の通りに示されている。

よる抽出に関し，以下のとおり示されている。

２−１

２−１

(a) 必ず想定する格納容器破損モード(a) 必ず想定する格納容器破損モード

・雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)

・ 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

・高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱

・ 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

・原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

・ 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

・水素燃焼

・ 水素燃焼・格納容器直接接触(シェルアタック)・ 格納容器直接接触（シェルアタック）・溶融炉心・コンクリート相互作用

・ 溶融炉心・コンクリート相互作用(b) 個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード(b) 個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード

53

53

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）① 個別プラントの内部事象に関する PRA 及び外部事象に関する PRA(適用可能なもの)又はそれに代わる方法で評価を実施すること。

東二① 個別プラントの内部事象に関するＰＲＡ及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）
又はそれに代わる方法で評価を実施すること。

② その結果、上記２−１(a)の格納容器破損モードに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす格② その結果，上記２−１（a)の格納容器破損モードに含まれない有意な頻度又は影響をもた

納容器破損モードが抽出された場合には、想定する格納容器破損モードとして追加すること。

らす格納容器破損モードが抽出された場合には，想定する格納容器破損モードとして追加すること。

上記２−１(b)①に基づき、内部事象レベル 1.5PRA を実施し、格納容器破損モードを評価した。外

上記２−１(b)①に関して，内部事象レベル１．５ＰＲＡを用いて格納容器破損モードの抽出を行部事象について、地震レベル 1.5PRA は建屋、格納容器等の損傷から格納容器の閉じ込め機能喪失にった。また，ＰＲＡが適用可能でないと判断した外部事象については，定性的な検討により発生す至る過程の不確かさが大きく、定量評価結果の活用に際しては損傷箇所、損傷モード等の精緻化検討

る格納容器破損モードの分析を行った。なお，地震レベル１．５ＰＲＡについては，原子炉建屋，が必要な段階であるため、現段階では事故シーケンス選定の検討に適用しないこととした。

格納容器，格納容器隔離弁等の損傷から格納容器の閉じ込め機能喪失に至る過程に不確かさが大き

また、PRA の適用が困難と判断した外部事象については定性的な検討により発生する事故シーケンスの分析を行った。
実施した内部事象レベル 1.5PRA の詳細は「柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉 重大事故対くなる傾向にあり，国内でも試解析例はあるものの，定量評価結果の活用に際しては損傷箇所，損
傷モード等の精緻化検討が必要であるため，現段階では事故シーケンス選定の検討に適用可能でないものと判断している。実施した格納容器破損モード抽出に係る分析結果を以下に示す。

策の有効性評価に係る確率論的リスク評価(PRA)の結果について」に示す。
実施した事故シーケンスグループに係る分析結果を以下に示す。
2.1.1 格納容器破損モードの抽出、整理(1) PRA に基づく整理
内部事象レベル 1.5PRA を実施し、事故の進展に伴い生じる格納容器の健全性に影響を与える負荷の分析から、以下の①〜⑫に示す格納容器破損モードの抽出を行った。

(1) ＰＲＡに基づく整理
内部事象レベル１．５ＰＲＡにおいては，事故の進展に伴い生じる格納容器の健全性に影響を与える負荷を分析し，格納容器破損モードを抽出した。

具体的には第 2-2 図の通り炉心損傷前、原子炉圧力容器破損前、原子炉圧力容器破損直後、原子炉

具体的には第 2-2 図のとおり炉心損傷前，原子炉圧力容器破損前，原子炉圧力容器破損直後，圧力容器破損以降の各プラント状態に分類し、それぞれの状態で発生する負荷を抽出している。また、

事故後期の各プラント状態に分類し，それぞれの状態で発生する負荷を抽出している。また，事事故進展中に実施される緩和手段等を考慮し、第 2-3 図に示す格納容器イベントツリーを作成し、格故進展中に実施される緩和手段等を考慮し，第 2-3 図に示すイベントツリーを作成し，格納容器

納容器破損に至る格納容器破損モードを整理している。内部事象レベル 1.5PRA から抽出された格納破損に至る格納容器破損モードを整理している。内部事象レベル１．５ＰＲＡから抽出された各

容器破損モード及び定量化結果を第 2-1 表に示す。また、格納容器破損モード毎の格納容器破損頻度

格納容器破損モードを以下に示す。また，格納容器破損モードにおける定量化結果を第 2-1 表及(以下、「CFF」と言う。) への寄与割合を第 2-4 図に示す。

び第 2-4 図に示す。

①原子炉未臨界確保失敗時の過圧破損

ａ．未臨界確保失敗時の過圧破損（炉心損傷前）

原子炉停止失敗時に、炉心で発生した大量の水蒸気が格納容器へ放出され、格納容器圧力が早期に上昇して、格納容器が過圧破損に至る事象として分類する。

原子炉の未臨界達成に失敗した場合に，原子炉出力が維持されることで炉心で大量に発生する水蒸気により格納容器圧力が上昇し，格納容器が早期に過圧されて破損する格納容器破損モードとして抽出した。

②過圧破損(炉心損傷前)
炉心の冷却が達成される中で、水蒸気の蓄積による準静的加圧で格納容器が炉心損傷前に破損する事象として分類する。

ｂ．崩壊熱除去失敗時の過圧破損（炉心損傷前）
炉心冷却に成功し崩壊熱除去に失敗した場合に，崩壊熱によって炉心で発生する水蒸気により格納容器圧力が徐々に上昇し，格納容器が過圧されて破損する格納容器破損モードとして抽出した。

③インターフェイスシステム LOCA

ｃ．格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

54

54

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
インターフェイスシステム LOCA の発生により、格納容器をバイパスして冷却材が原子炉建屋内に放出される事象として分類する。

東二
インターフェイスシステムＬＯＣＡの発生後，原子炉冷却材の流出が継続して炉心損傷に至り，格納容器をバイパスして放射性物質等が原子炉建屋内に放出される格納容器破損モードとして抽出した。

④格納容器隔離失敗
炉心が損傷した時点で、格納容器の隔離に失敗しており、格納容器の閉じ込め機能を喪失している事象として分類する。
⑨過圧破損(炉心損傷後)

ｄ．格納容器バイパス（格納容器隔離失敗）
炉心損傷時点で，格納容器の隔離に失敗しており，隔離失敗箇所から放射性物質等が原子炉建屋内に放出される格納容器破損モードとして抽出した。
ｅ．崩壊熱除去失敗時の過圧破損（炉心損傷後，サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

炉心損傷後に溶融物の冷却が達成される中で、崩壊熱によって発生する水蒸気によって格納容器が

炉心損傷後，溶融物の崩壊熱によって発生する水蒸気，溶融炉心・コンクリート相互作用に過圧され、破損に至る事象、又は、デブリが冷却されない場合に、溶融炉心・コンクリート相互作用

よって発生する非凝縮性ガス等により格納容器圧力が徐々に上昇し，格納容器が過圧されて破による非凝縮性ガスの発生が継続し、格納容器内が過圧されて格納容器の破損に至る事象として分類損する格納容器破損モードとして抽出した。

する。
・（柏崎の⑤，⑧について）柏

⑤水蒸気爆発(原子炉圧力容器内での水蒸気爆発)
高温の溶融物が下部プレナムの冷却水中に落下して水蒸気爆発が発生し、その際の発生エネルギー

崎の審査資料では格納容器

によって原子炉圧力容器の蓋がミサイルとなって格納容器に衝突し、格納容器破損に至る事象としての健全性に影響を与える負分類する。

荷全般を記載しており，東⑩過温破損

ｆ．過温破損（炉心損傷後，サプレッション・プールへの溶融物落下なし）

海第二の審査資料では格納

原子炉圧力容器破損後、格納容器内で溶融物への注水がない場合に、溶融物からの輻射及び対流に

炉心損傷後に，溶融物の崩壊熱によって格納容器雰囲気温度が徐々に上昇し，格納容器が加容器の健全性に影響を与え

よって格納容器雰囲気が加熱され、格納容器貫通部等が熱的に損傷し、格納容器の破損に至る事象と熱されることにより，格納容器貫通部の取付部又はフランジシール部などが熱的に損傷し，格る負荷のうち，ＰＲＡにおして分類する。

納容器が破損する格納容器破損モードとして抽出した。

いて想定した格納容器破損⑥格納容器雰囲気直接加熱

ｇ．高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

モードのみを記載している。

高圧状態で原子炉圧力容器が破損した場合に、溶融物が格納容器雰囲気中を飛散する過程で微粒子

原子炉圧力容器が高圧状態で破損し，微粒子化した溶融物が格納容器空間部に飛散すること化し、雰囲気ガスとの直接的な熱伝達等による急激な加熱・加圧の結果、格納容器内圧力が上昇し格で，格納容器雰囲気が直接加熱されて急速な圧力上昇が生じることにより格納容器が破損する

なお，柏崎は⑤の炉内ＦＣ

納容器破損に至る事象として分類する。

格納容器破損モードとして抽出した。

Ｉを 2.1.1(4)においてスク⑦水蒸気爆発(格納容器内での水蒸気爆発)

ｈ．原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用（ペデスタル）

高温の溶融物が格納容器下部ドライウェルの冷却水中に落下し、水蒸気爆発または水蒸気による圧

原子炉圧力容器破損後，溶融物がペデスタル（ドライウェル部）内の冷却水中に落下した場

力スパイクが発生する可能性がある。このときに格納容器に付加される機械的エネルギーによって格合又はペデスタル（ドライウェル部）内に放出された溶融物に対して注水を実施した場合に，納容器破損に至る事象として分類する。

溶融物と水の接触に伴い水蒸気爆発または水蒸気による圧力スパイクが発生する可能性があ

リーンアウトしている。

り，その際に生じる荷重により格納容器が破損する格納容器破損モードとして抽出した。
⑧格納容器直接接触
原子炉圧力容器破損後に格納容器下部ドライウェルへ落下した溶融物が格納容器下部ドライウェ
ルの床からその外側のドライウェルの床に広がり、高温の溶融物がドライウェルの壁(バウンダリ)に接触してドライウェル壁の一部が溶融貫通し、格納容器破損に至る事象として分類する。

55

55

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
ｉ．崩壊熱除去失敗時の過圧破損（炉心損傷後，サプレッション・プールへの溶融物落下あり）

・（東二の i. 〜l. について）格

原子炉圧力容器破損後，ペデスタル（ドライウェル部）内に放出された溶融物が冷却できな納容器の型式の違い（東海い場合，ペデスタル（ドライウェル部）床面のコンクリートが侵食され，溶融物はペデスタル

第二のレベル１．５ＰＲＡ（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・プールに落下する。その後，サプレッシから抽出された，ペデスタョン・プールにおける溶融物の崩壊熱によって発生する水蒸気，及び溶融炉心・コンクリート

ル床破損後の格納容器破損相互作用によって発生する非凝縮性ガス等により格納容器圧力が徐々に上昇し，格納容器が過モードについて記載）。

圧されて破損する格納容器破損モードとして抽出した。
ｊ．過温破損（炉心損傷後，サプレッション・プールへの溶融物落下あり）
原子炉圧力容器破損後，ペデスタル（ドライウェル部）内に放出された溶融物が冷却できな
い場合，ペデスタル（ドライウェル部）床面のコンクリートが侵食され，溶融物はペデスタル（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・プールに落下する。その後，溶融物の崩壊熱によって格納容器雰囲気が加熱され，格納容器貫通部の取付部又はフランジシール部などが熱的に損傷し，格納容器が破損する格納容器破損モードとして抽出した。
ｋ．原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用（サプレッション・プール）
原子炉圧力容器破損後，ペデスタル（ドライウェル部）内に放出された溶融物が冷却できな
い場合，ペデスタル（ドライウェル部）床面のコンクリートが侵食され，溶融物はペデスタル（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・プールに落下する。溶融物がサプレッション・プールに落下した時に，溶融物と水の接触に伴い水蒸気爆発または水蒸気による圧力ス
パイクが発生する可能性があり，その際に生じる荷重により格納容器が破損する格納容器破損
モードとして抽出した。
⑪コア・コンクリート反応継続

ｌ．溶融炉心・コンクリート相互作用

原子炉圧力容器の破損後、格納容器内に放出された溶融物が冷却できない場合に、下部ドライウェ

原子炉圧力容器破損後，ペデスタル（ドライウェル部）内に放出された溶融物が冷却できな

ル側壁のコンクリートが浸食され、原子炉圧力容器支持機能が喪失する事象又は格納容器のベースマ

い場合，ペデスタル（ドライウェル部）床面のコンクリートが浸食され，溶融物はペデスタル

ットが溶融貫通し、格納容器破損に至る事象として分類する。

（ドライウェル部）床面を貫通してサプレッション・プールに落下する。その後，サプレッション・プールにおける溶融物の冷却ができない場合，溶融炉心・コンクリート相互作用が継続
し，ベースマット溶融貫通に先行してペデスタル（ドライウェル部）側壁の侵食により原子炉
圧力容器支持機能が喪失することで格納容器が破損する格納容器破損モードとして抽出した。

・（柏崎の⑫について）柏崎の審査資料では格納容器の健全性に影響を与える負荷全般を記載しており，東海第二の審査資料では格納容器⑫水素燃焼の健全性に影響を与える負格納容器内に酸素等の反応性のガスが混在していた場合にジルコニウム-水反応等によって発生し荷のうち，ＰＲＡにおいてた水素と反応して激しい燃焼が生じ、原子炉格納容器破損に至る事象として分類する。

想定した格納容器破損モー(2) PRA に代わる検討に基づく整理(2) ＰＲＡに代わる検討に基づく整理

地震、津波及びその他の外部事象等に対する格納容器破損モードについて、内部事象運転時レベル

外部事象の影響としては，地震時には原子炉建屋損傷等の直接炉心損傷に至る事象が発生した

1.5PRA の知見等を活用して検討した結果、地震、津波及びその他の外部事象等についても、炉心損傷場合に格納容器破損への影響が想定されるが，当該事象については地震レベル１ＰＲＡの知見か

後の格納容器内の事象進展は内部事象と同等であると考えられることから、格納容器破損モードは内ら解釈に基づき想定する事故シーケンスグループと比較して新たに追加する必要はないと総合

部事象と同等であり、今回、内部事象 PRA から選定した格納容器破損モードに追加すべきものはない

的に判断しており，内部事象レベル１．５ＰＲＡから抽出した格納容器破損モードに追加すべき

ドのみを記載している。
なお，東二は⑫の水素燃焼を 2.3(4)において評価事
故シーケンスに選定してい
る。

56

56

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
ものと判断した。(別紙 1)

東二
ものはないと判断した。
また，津波やその他の自然現象については，格納容器が直接損傷する可能性は低く，炉心損傷後の格納容器内の部地理現象は内部事象と同等と考えられるため、内部事象レベル１．５ＰＲＡから抽出された格納容器破損モードに追加すべきものはないものと判断した（別紙 1）。

2.1.2 レベル 1.5PRA の定量化結果及び影響度を踏まえた格納容器破損モードの検討

2.2 抽出した格納容器破損モードの整理
2.2.1 必ず想定する格納容器破損モードとの対応

第 2-1 表に示す格納容器破損モードについて、2.1.1 項に示すレベル 1.5PRA から抽出された格納容器破損モードと解釈に基づき必ず想定する以下の格納容器破損モードとの対応について検討を行抽出した格納容器破損モードについて，以下の解釈に基づき必ず想定する格納容器破損モードとの対応の確認を第 2-1 表に示すとおり行った。

った。
２−１

２−１

(a) 必ず想定する格納容器破損モード(a) 必ず想定する格納容器破損モード

・雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)

・ 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

・高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱

・ 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

・原子炉圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用

・ 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

・水素燃焼

・ 水素燃焼・格納容器直接接触(シェルアタック)・ 格納容器直接接触（シェルアタック）・溶融炉心・コンクリート相互作用

・ 溶融炉心・コンクリート相互作用

確認の結果、上記の必ず想定する格納容器破損モードに分類されない以下(1)〜(5)の破損モードが抽出されたため，これを新たな格納容器破損モードとして追加することの要否について検討を実施した。

なお、必ず想定する格納容器破損モードのうち、格納容器直接接触(シェルアタック)は、格納容器

なお，レベル１．５ＰＲＡより抽出した溶融物がサプレッション・プールへ落下した後に発生する・柏崎は溶融物がサプレッシ

格納容器破損モードについては，ペデスタル（ドライウェル部）床における溶融炉心・コンクリートョン・プールに落下しない相互作用に引き続いて発生する格納容器破損モードであること，及び当該格納容器破損モードの防止

格納容器構造であるが，東のためにはペデスタル（ドライウェル部）床における溶融炉心・コンクリート相互作用を防止するこ海第二は溶融物がサプレッとが有効であることを考慮し，解釈に基づき必ず想定する格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリ

ション・プールへ落下するート相互作用」として整理した（別紙 8）。

格納容器構造であるため，また，必ず想定する格納容器破損モードのうち「格納容器直接接触（シェルアタック）」については，

下部ドライウェルの床面とその外側のドライウェルの床面とが同一レベルに構成されている BWR 原子炉格納容器下部のペデスタル床とドライウェル床の高さが同じ高さで構成されているＭａｒｋ

抽出される格納容器破損モードが異なっている。

MARK-I 型の格納容器に特有の破損モードであり、柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉の RCCV 型格納容 −Ⅰ型格納容器に特有の事象であり，東海第二発電所のＭａｒｋ−Ⅱ型格納容器では，溶融物が直接器では、デブリが原子炉格納容器バウンダリに直接接触することはない構造であることから、格納容 ドライウェル壁面に接触しない構造であることから，レベル１．５ＰＲＡにおいて格納容器破損モー
器破損モードとして考慮しない。(別紙 6)
また、柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉では、運転中、格納容器内を窒素で置換し、酸素濃度を低くドとして考慮していない。
（別紙 9）
また，必ず想定する格納容器破損モードのうち「水素燃焼」については，東海第二発電所では運転管理しているため、水素及び酸素が可燃限界に至る可能性が十分小さい。このため、本破損モードは 中は格納容器内を窒素置換により酸素濃度を低く管理しており，起因事象発生後 24 時間のうちに水レベル 1.5PRA の定量化において想定する格納容器破損モードからは除外した。一方、格納容器内の 素及び酸素が可燃限界に至る可能性が十分に小さいことから，今回のレベル１．５ＰＲＡでは格納容

57

57

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

窒素置換が水素燃焼の発生防止対策であることを踏まえ、窒素置換対策の有効性として炉心の著しい 器破損モードとして考慮していない。ただし，炉心の著しい損傷が起こるような重大事故時において，損傷が起こるような重大事故時においても格納容器内雰囲気が水素の可燃限界以下(水素濃度がドラ 実際に長期（事象発生から 7 日間）にわたって格納容器内雰囲気が水素の可燃限界以下（水素濃度がイ条件に換算して 4%以下又は酸素濃度 5%以下)に維持できることを確認する必要があると考える。よ 13vol％以下又は酸素濃度が 5vol％以下）に維持可能であることを確認する必要があると考える。そって、水素燃焼については、有効性評価の評価対象とする格納容器破損モードとした。(別紙 6)のため，「水素燃焼」については，有効性評価の評価対象とする格納容器破損モードとした。
2.2.2 追加すべき格納容器破損モードの検討
抽出した格納容器破損モードについて，必ず想定する格納容器破損モードに対応しない以下の(1)〜(3)の破損モードが抽出されたため，これらを有効性評価の評価対象とする新たな格納容器破損モードとして追加することの必要性について検討を実施した。

(1) 原子炉未臨界確保失敗時の過圧破損(1) 過圧破損（未臨界確保失敗）

本破損モードはレベル 1.5PRA 上の破損モードとして抽出されたが、解釈の要求事項に「炉心の著

本破損モードはレベル１．５ＰＲＡ上の破損モードとして抽出されたが，格納容器先行破損シ

しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの(格納容器先行破損シーケンス、格ーケンスである本破損モードは，解釈１−２（b）に従い炉心損傷防止対策の事故シーケンスグル

納容器バイパス等)にあっては、炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。」

ープ「原子炉停止機能喪失」にて炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認すと記載されており、炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」にて有効性る。

評価の対象としている。なお、当該破損モードの CFF(5.1×10-12 /炉年)の全 CFF に対する寄与割合は0.1%未満である。
従って、当該破損モードを個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故
シーケンスに追加する必要はないと判断した。
(2) 過圧破損(炉心損傷前)したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
(2) 過圧破損（崩壊熱除去失敗）

本破損モードはレベル 1.5PRA 上の破損モードとして抽出されたが、解釈の要求事項に「炉心の著

本破損モードはレベル１．５ＰＲＡ上の破損モードとして抽出されたが，格納容器先行破損シ

しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの(格納容器先行破損シーケンス、格ーケンスである本破損モードは，解釈１−２（b）に従い炉心損傷防止対策の事故シーケンスグル

納容器バイパス等)にあっては、炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。」

ープ「崩壊熱除去機能喪失」にて炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認すと記載されており、炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」にて有効性る。

評価の対象としている。なお、当該破損モードの CFF(8.7×10-6 /炉年)の全 CFF に対する寄与割合は
約 99.9%である。
従って、当該破損モードを個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故
シーケンスに追加する必要はないと判断した。
(3) 格納容器隔離失敗及びインターフェイスシステム LOCA

したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
(3) 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ，格納容器隔離失敗）

これらの破損モードは、事象の発生と同時に格納容器の隔離機能を喪失している事象であり、解釈

これらの破損モードは，事象発生と同時に格納容器の隔離機能を喪失している事象であり，格の要求事項における「炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの(格納容器バイパスであるこれらの破損モードに対して講じるべき対策は炉心損傷防止対策となる。

納容器先行破損シーケンス、格納容器バイパス等)にあっては、炉心の著しい損傷を防止する対策に有

このため，これらの破損モードを有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必効性があることを確認する。
」に該当する事故シーケンスグループである。

要はないと判断した。

このため、講じるべき対策は炉心損傷防止であり、これらの破損モードを個別プラント評価により

58

58

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

抽出された格納容器破損モードとして評価事故シーケンスに追加する必要はないと判断した。
以下に、格納容器隔離失敗及びインターフェイスシステム LOCA で想定した事象及び評価事故シー

以下にインターフェイスシステムＬＯＣＡ及び格納容器隔離失敗について，評価シーケンスにケンスに追加する必要はないと判断した理由を示す。

追加する必要はないと判断した理由を示す。

(3)-2 インターフェイスシステム LOCA

ａ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ

本破損モードは、発生と同時に格納容器の隔離機能は喪失しているものの、炉心損傷までには時間本破損モードは，レベル１．５ＰＲＡ上の破損モードとして抽出されたが，格納容器バイパ

・インターフェイスシステム

余裕のある事象である。対策としては炉心損傷の防止又は炉心損傷までに格納容器の隔離機能を復旧スである本破損モードは，解釈１−２（b）に従い炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループ

ＬＯＣＡを格納容器破損モすることが挙げられる。炉心損傷防止の観点では内部事象運転時レベル 1PRA の結果から重要事故シ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」にて炉心の著しい損傷を防止するードとして追加する必要はーケンスとして抽出し、有効性評価の対象としている。

対策に有効性があることを確認する。

ないとした考え方は異なる
ものの，対策の有効性を炉

格納容器の隔離機能を復旧したものの、炉心損傷を防止できなかった場合、その後の事象進展は原心損傷防止対策の事故シー

子炉圧力容器内の状況に応じて、評価対象とした評価事故シーケンスに包絡されるものと考える。
従って、当該破損モードを個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故
シーケンスに追加する必要はないと判断した。

したがって，本破損モードを有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。

ｂ．格納容器隔離失敗

本破損モードは炉心が損傷した時点で格納容器の隔離に失敗している事象を想定したものである。

本破損モードは，炉心が損傷した時点で格納容器隔離に失敗している破損モードとして抽出

格納容器隔離失敗は炉心損傷の発生に伴う物理的な現象に由来するものではなく、炉心損傷時点でされており，事象の進展に伴う物理的な現象に由来するものではなく，炉心損傷時点で格納容

格納容器が隔離機能を喪失している事象を示している。隔離機能喪失の原因として、ランダム要因による貫通部の機器の破損や人的過誤を考慮している。

るという方針は同様である。

なお、当該破損モードの CFF(9.5×10-11 /炉年)の全 CFF に対する寄与割合は 0.1%未満である。
(3)-1 格納容器隔離失敗

ケンスグループにて確認す

器が隔離機能を喪失している事象となる。
隔離失敗の原因としては，格納容器貫通部，アクセス部等からの漏えい等の機械的破損や格現状の運転管理として格納容器内の圧力を日常的に監視している他、格納容器圧力について 1 日 1

納容器漏えい試験後の弁の復旧忘れ等の人的過誤が考えられる。これらの隔離失敗を防止する

回記録を採取していることから、格納容器隔離失敗に伴う大規模な漏えいが生じた場合、速やかに検ため，定期試験時及び原子炉起動前における格納容器隔離機能の確認や手順書に基づく確実な知できる可能性が高いと考える。(別紙 7)操作を実施している。さらに出力運転中は格納容器内を窒素置換し管理しているため，格納容器からの漏えいが存在する場合は，格納容器圧力の低下等により速やかに検知できる可能性が高いと考える。

今回実施したレベル 1.5PRA では、国内 BWR プラントの格納容器隔離失敗の実績が無いことから、

また，今回実施したレベル１．５ＰＲＡでは，国内ＢＷＲプラントの格納容器隔離失敗の実

NUREG/CR-4220 で評価された隔離失敗確率を固定分岐確率として設定し当該破損モードの CFF(5.5×

績がないことから，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−４２２０に記載された米国における通常運転時の長期

10-11 /炉年、全 CFF に対する寄与割合 0.1%未満)を定量化した。国内の運転管理実績を考慮すれば、間の格納容器隔離失敗実績に基づき，本破損モードのＣＦＦ（5.5E-10／炉年）を定量化してい当該破損モードの CFF はさらに小さくなると推定される。(別紙 7)

るが，国内の運転管理実績を考慮すれば，本破損モードのＣＦＦはさらに小さくなると推定される。

以上、本事象は発生と同時に格納容器が隔離機能を喪失している事象であり、格納容器内で発生す以上より，本破損モードは事象の進展に伴い発生するものではなく，事象発生前に格納容器

る物理化学現象を重大事故等対処設備を用いて抑制し、格納容器の機能喪失を防止する対策とはならの隔離機能が喪失している事象であり，通常の運転管理において格納容器の状態を確認する運ない。通常の運転管理において格納容器の状態を確認する運用とすることが対策であり、本事象の分用とすることが対策であること，また，本破損モードにより格納容器隔離機能が喪失する頻度

岐に至る前の事故シーケンスによる炉心損傷を防止することが重要な事象と考えることから、格納容は十分に低いことから，重大事故等対処設備の有効性評価の対象とする格納容器破損モードと器隔離失敗を個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故シーケンスにして追加する必要はないと判断した（別紙 10）。

追加する必要はないと判断した。

5959

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

また、格納容器隔離失敗については地震レベル 1PRA においても抽出されており、地震レベル 1PRA

また，格納容器隔離失敗については，地震レベル１ＰＲＡにおいても抽出されており，地震

では、地震によって格納容器を貫通する高圧及び低圧設計の配管が格納容器外で破断する事象を想定

レベル１ＰＲＡでは，地震によって格納容器を貫通する配管が格納容器外で破断する事象を想している。

定している。

破断箇所や破断の程度の組み合わせを特定することは困難であるため、定量的に分析することは難
しいが、破断箇所及び喪失した機能に応じて炉心損傷防止を試みる対応が発生するものと考える。

しかしながら，地震による配管の破断箇所や破断の程度の組合せを特定することは困難であり，本破損モードについては，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして単独で定炉心損傷の後に格納容器の破損に至る事象ではなく、地震により格納容器の隔離機能が先行して喪義するものではなく，発生する事象の程度や組合せに応じて対応していくべきものと考える。

失する事象であるため、その対応は炉心損傷防止が重要となる。この観点から、地震レベル 1PRA でまた，地震レベル１ＰＲＡの評価から，本破損モードにより格納容器隔離機能が喪失する頻度抽出された格納容器隔離失敗についても、評価事故シーケンスに追加する必要はないと判断した。

は十分に低いことを確認している。
以上のことから，地震ＰＲＡから抽出される格納容器隔離失敗についても，重大事故等対処
設備の有効性評価の対象とする格納容器破損モードとして追加する必要はないと判断した。
・（柏崎の(4)について）柏崎の(4) 水蒸気爆発(原子炉圧力容器内での水蒸気爆発)

審査資料では格納容器の健

本破損モードについては各種研究により得られた知見から格納容器破損に至る可能性は極めて低全性に影響を与える負荷全いと評価されており、国内においてもリスクの観点からは大きな影響がないものと認識されている。

般を記載しており，東海第(別紙 8)

二の審査資料では格納容器

従って、当該破損モードを個別プラント評価により抽出された格納容器破損モードとして評価事故の健全性に影響を与える負シーケンスに追加する必要はないと判断した。

荷のうち，ＰＲＡにおいて想定した格納容器破損モー以上から、PRA の知見等を踏まえて、格納容器破損防止対策の有効性評価において、追加すべき新たな格納容器破損モードはないことを確認した。

以上より，ＰＲＡの知見等を踏まえ，格納容器破損防止対策の有効性評価において，解釈にドのみを記載している。

基づき想定する格納容器破損モードに追加すべき新たな格納容器破損モードはないと判断した。

2.2 評価事故シーケンスの選定について
設置変更許可申請における格納容器破損防止対策の有効性評価の実施に際しては、格納容器破損モード毎に評価事故シーケンスを選定している。
評価事故シーケンス選定にあたっては、審査ガイド「3.2.3 格納容器破損モードの主要解析条件等」

2.3 評価事故シーケンスの選定
格納容器破損防止対策の有効性評価の実施に際しては，格納容器破損モードごとに評価事故シー
ケンスを選定している。
評価事故シーケンス選定に当たっては，審査ガイド「3.2.3

格納容器破損モードの主要解析条件の各破損モードの主要解析条件に示されている、当該破損モードの観点で厳しいシーケンスの選定を等」の各破損モードの主要解析条件に示されている，当該破損モードの観点で厳しい事故シーケン考慮している。

スの選定を考慮している。

(1) 雰囲気圧力・温度による静的負荷(1) 雰囲気圧力・温度による静的負荷

PRA に基づく格納容器破損シーケンスの中から、過圧及び過温の観点で厳しいシーケンスを選定す

過圧及び過温の観点で厳しい事故シーケンスを選定する。また，炉心損傷防止対策における想る。また、炉心損傷防止対策における「想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の格納容器の機能に期待できるものの原子炉格納容器の機能に期待できるもの」を包絡するものとする。

を包絡するものとする。

(2) 高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱
PRA に基づく格納容器破損シーケンスの中から、原子炉圧力が高く維持され、減圧の観点で厳しいシーケンスを選定する。

(2) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力が高く維持される事故シーケンスの中から，減圧までの余裕時間の観点から厳しいシーケンスを選定する。

60

60

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）(3) 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
PRA に基づく格納容器破損シーケンスの中から、原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の東二(3) 原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用
原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用の観点から厳しい事故シーケンスを選定する。

観点で厳しいシーケンスを選定する。
(4) 水素燃焼(4) 水素燃焼

水素燃焼の観点で厳しいシーケンスを選定する。柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号炉では、運転中、格水素燃焼の観点から厳しい事故シーケンスを選定する。東海第二発電所では，運転中，格納容

納容器内を窒素で置換し、酸素濃度を低く管理しているため、水素が可燃限界に至る可能性が十分小器内を窒素で置換し，酸素濃度を低く管理しており，炉心損傷に伴い水素濃度は容易に可燃限界

さいことから、本破損モードはレベル 1.5PRA の定量化において想定する格納容器破損モードから除を超えることから，可燃限界到達の観点では酸素濃度の上昇が律速となる。このため，格納容器外しているが、評価事故シーケンスとしては炉心損傷後の格納容器内の酸素濃度上昇の観点で厳しい

内の酸素濃度上昇の観点で厳しい事故シーケンスを選定する。

シーケンスを選定する。
(5) 溶融炉心・コンクリート相互作用
PRA に基づく格納容器破損シーケンスの中から、溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)の観点から厳しいシーケンスを選定する。

(5) 溶融炉心・コンクリート相互作用
ペデスタル（ドライウェル部）における溶融炉心・コンクリート相互作用の観点から厳しい事
故シーケンスを選定する（別紙 11）。

上記に基づき、レベル 1.5PRA の知見を活用した格納容器破損防止対策に係る評価事故シーケンス

上記に基づき，レベル１．５ＰＲＡの知見を活用した格納容器破損防止対策に係る評価事故シの選定では、先ず格納容器破損モード毎に格納容器破損の際の結果が厳しくなると判断されるプランーケンスの選定では，先ず，格納容器破損モードごとに格納容器破損の際の結果が厳しくなるとト損傷状態(PDS)を選定し、その後、選定した PDS を含むシーケンスの中から結果が厳しくなると判判断されるプラント損傷状態（ＰＤＳ）を選定し，その後，選定したＰＤＳを含む事故シーケン断されるシーケンスを評価事故シーケンスとして選定することとした。この選定プロセスにより、有スの中から余裕時間，設備容量及び代表性の観点より，評価事故シーケンスを選定することとし効性評価に適した、厳しいシーケンスが選定されるものと考える。

た。

2.2.1 評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定

2.3.1 評価対象とするプラント損傷状態の選定

レベル 1.5PRA では、レベル 1PRA で炉心損傷に至る可能性があるものとして抽出された事故シー

レベル１．５ＰＲＡでは，レベル１ＰＲＡで炉心損傷に至る可能性があるものとして抽出されケンスから、さらに事象が進展して格納容器破損に至る事故シーケンスを定量化している。その際、た事故シーケンスから，さらに事象が進展して格納容器破損に至る事故シーケンスを定量化して格納容器内の事故進展の特徴を把握するために「格納容器破損時期」、「原子炉圧力容器圧力」、「炉心いる。その際，格納容器内の事故進展の特徴を把握するため，「格納容器破損時期」，「原子炉圧損傷時期」及び「電源確保」の 4 つの属性に着目してレベル 1PRA から抽出された事故シーケンスグ

力」，「炉心損傷時期」及び「電源の状態」の 4 つの項目を用いて，レベル１ＰＲＡから抽出されループを分類し、PDS として定義している。PDS の分類結果を第 2-2 表に示す。

た事故シーケンスグループを分類し，分類したものをＰＤＳとして，第 2-2 表に示すとおり定義した。

ここで、AE、S1E、S2E は LOCA として 1 つのプラント損傷状態とした。これは事故進展解析の結
果、冷却材の流出口の大きさが炉心損傷後の事象の進展速度に大きな影響を及ぼすものではないと考えたためである。
この PDS の定義に従い、格納容器破損モード毎に格納容器破損頻度、当該破損モードに至る可能性

上記のＰＤＳの定義に従い，格納容器破損モードごとに余裕時間，設備容量及び格納容器破損のある全ての PDS を整理した。また、各格納容器破損モードの発生の観点で事象進展が最も厳しくな

モードの発生の観点で最も厳しくなると考えられるＰＤＳを 2.3(1)〜(5)に示した観点で検討ると考えられる PDS を検討し、評価対象とする PDS を選定した。選定結果を第 2-3 表に示す。

し，評価対象とするＰＤＳを第 2-3 表に示すとおり選定した。

61

61

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
なお，原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用のＰＤＳ選定については，溶融炉心・コン・東海第二のレベル１．５ＰＲ

クリート相互作用の対策であるペデスタル（ドライウェル部）への事前水張りが与える影響を考Ａでは，ペデスタル（ドライ慮し，ＰＲＡから抽出されないＰＤＳも対象に含めて選定を実施した。また，雰囲気圧力・温度

ウェル部）の事前水張は実による静的負荷（過圧・過温）のＰＤＳ選定については，過圧・過温の各々において損傷炉心冷

施しない前提で評価してい却までは同じシーケンスとなり，各事故シーケンスの対策は損傷炉心への注水（損傷炉心冷却）るが，有効性評価ではＭＣの点で同じとなることから，有効性評価では過圧・過温を同じ事故シーケンスで評価している。

ＣＩ対策として事前水張を

なお、第 2-2 表において、格納容器破損時期が炉心損傷前と分類されている TW、TC、ISLOCA につ

さらに，格納容器破損時期が炉心損傷前に分類されているＴＷ，ＴＢＷ，ＴＣ及びＩＳＬＯＣ実施するため，ＰＲＡから

いては、格納容器先行破損の事故シーケンスであることから、解釈の要求事項を踏まえ、事故シーケ

Ａについては，格納容器先行破損又は格納容器バイパスに該当するＰＤＳとなることから，解釈抽出されるＰＤＳ以外も含ンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」、「原子炉停止機能喪失」、「格納容器バイパス(インターフェイスの要求事項を踏まえ，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」，「原子炉停止機能喪失」

めてＰＤＳを選定することシステム LOCA)」にて炉心損傷防止対策の有効性評価の対象としている。したがって、これらの PDS

及び「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）にて炉心損傷防止対策の有効性を記載。

は、第 2-3 表に示す評価対象とする PDS の選定では考慮していない。

評価の対象としている。したがって，これらのＰＤＳは，格納容器破損防止対策の有効性評価の評価対象とするＰＤＳとして考慮していない。

・有効性評価では過圧・過温を同じ事故シーケンスで評価していることを記載。

2.2.2 評価事故シーケンスの選定の考え方及び選定結果

2.3.2 評価事故シーケンスの選定

2.2.1 項で格納容器破損モード毎に選定した PDS に属する事故シーケンスを比較し、格納容器破損

2.3.1 で格納容器破損モードごとに選定したＰＤＳに属する事故シーケンスを整理し，余裕時間，モードの発生の観点で事象進展が最も厳しくなると考えられる事故シーケンスを検討し、評価事故シ

設備容量及び代表制の観点から評価事故シーケンスを選定した。各格納容器破損モードに対する評ーケンスを選定した。選定結果を第 2-4 表に示す。

価事故シーケンスの選定理由及び選定結果について，第 2-4 表に示す。

なお、重大事故対処設備により、「雰囲気圧力・温度による静的負荷」のシーケンスを除いた評価事

なお，原子炉圧力容器の破損が前提となる「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣ

故シーケンスに至るシナリオは全て防止できるため、有効性評価においては重大事故対処設備に期待

Ｈ）」，「原子炉圧力容器外溶融燃料−冷却材相互作用（ＦＣＩ）」，「溶融炉心・コンクリート相互作

せず、「雰囲気圧力・温度による静的負荷」のシーケンスを除いた評価事故シーケンス炉心損傷に至る用（ＭＣＣＩ）」の格納容器破損モードについては，物理現象及びその対策の有効性を確認する観点

状況を仮定している。

から，一部の重大事故等対処設備による対応に期待せず，原子炉圧力容器破損まで事象が進展する状況を仮定して評価することとする。

また、各格納容器破損モードについて、格納容器破損頻度が支配的となる PDS と主要なカットセッ

また，各格納容器破損モードについて，格納容器破損頻度が支配的となるＰＤＳと主要なカット

トの整理を実施し、格納容器破損頻度の観点で支配的となるカットセットに対して今回整備した格納セットの整理を行い，格納容器破損頻度の観点で支配的となるカットセットに対して，今回整備し容器破損防止対策が有効であることを確認した。(別紙 4)た格納容器破損防止対策が概ね有効であることを確認している（別紙 6）。

2.2.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等に対する格納容器破損防止対策の有効性
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスグル
ープのうち、格納容器破損防止対策に期待できるものについては、今回整備した格納容器破損防止対

2.3.3 炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等における格納容器破損防止対策の有効性
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスのうち，格納容器破損防止対策に期待できるものについては，以下の事故シーケンスである策により格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認している。
国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンス及び該当する PDS は以下の通り。以下の事故シーケンスは、「炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できる」事故シーケンスである。(1.2 項参照)
・大 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗①

大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

2.2.1 項の PDS 選定では、上記の PDS を含めて格納容器破損モード毎に厳しい PDS を選定してい格納容器破損防止対策の有効性評価における評価シーケンスの選定では，上記シーケンスを含める。従って、炉心損傷防止が困難な事故シーケンス等についても、今回整備した格納容器破損防止対て選定を実施しており，有効性評価において格納容器破損防止対策が有効に機能することを確認す

62

62

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
策により、格納容器の閉じ込め機能に期待できることを確認している。
2.2.4 直接的に炉心損傷に至る事故シーケンスに対する対策

東二
る。
2.3.4

必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない炉心損傷に直結する事故シーケンスに対する対応

1.1.2.2 項において、炉心損傷防止に係る有効性評価において想定する事故シーケンスグループと

1.2.2 で炉心損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケンスグループとして新たにして新たに追加する必要がないと判断した事故シーケンスグループについては、炉心損傷後の格納容追加する必要がないと判断した事故シーケンスグループについては，炉心損傷後の格納容器の閉じ

器の閉じ込め機能に期待することが困難な場合が考えられる。一方で、プラントの損傷規模によって込め機能に期待することが困難な場合が考えられる。一方で，プラントの損傷規模によっては，使は、設計基準事故対処設備や今回整備した重大事故等対処設備により格納容器破損の防止が可能な場

用可能な設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を柔軟に活用することにより，格納容器破合も考えられる。

損の防止が可能な場合も考えられる。

格納容器の閉じ込め機能が喪失するような大規模損傷が生じた場合は、可搬型設備(消防車、電源車

格納容器の閉じ込め機能が喪失するような深刻な事故が生じた場合は，可搬型のポンプ・電源，等)による対応や放射性物質の拡散を防止する対策(放水設備、シルトフェンス等)により敷地外への放水砲等を駆使した大規模損壊対策による対応も含め，敷地外への放射性物質の拡散抑制等を実施

放射性物質の拡散抑制等を行い、事故の影響緩和を図る。

し，臨機応変に影響緩和を試みる。

63

63

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

64

64

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

65

65

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

66

66

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

67

67

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

68

68

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

69

69

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 2-3 図 内部事象運転時レベル 1.5PRA イベントツリー(1/2)※※ 本イベントツリーでは炉心損傷後の物理現象の不確かさを踏まえて分岐及び格納容器破損モードを表示している。

7070

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 2-3 図 内部事象運転時レベル 1.5PRA イベントツリー(2/2)※※ 本イベントツリーでは炉心損傷後の物理現象の不確かさを踏まえて分岐及び格納容器破損モードを表示している。

71

71

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 2-4 図 内部事象運転時レベル 1.5PRA の定量化結果

72

72

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

３ 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグループ 3.
及び重要事故シーケンスの選定について

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグルー
プ抽出及び重要事故シーケンスの選定について

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ及び重要事

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価において想定する事故シーケンスグ

故シーケンス選定の全体プロセスは第 3-1 図に示すとおりであり、本プロセスにより各検討ステップ

ループの抽出及び重要事故シーケンスの選定における全体プロセスと実施結果の概要を第 3-1 図における実施内容を整理した。

に，全体プロセスの概要を以下に示す。
【概要】(1) 事故シーケンスの抽出
運転停止中における内部事象レベル１ＰＲＡ及びＰＲＡを適用できない外部事象についての定性的検討から事故シーケンスを抽出した。
(2) 抽出した事故シーケンスの整理抽出した事故シーケンスについて，解釈に示されている必ず想定する事故シーケンスグループとの比較検討・分類を実施した。
(3) 重要事故シーケンスの選定
有効性評価の対象とする事故シーケンスグループごとに「実用発電用原子炉に係る運転停止中
原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド（以下「停止時審査ガイド」という。）」に記載の観点（余裕時間，設備容量，代表性）に基づき，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定した。

3.1 運転停止中事故シーケンスグループの分析について解釈において、運転停止中原子炉における燃料破損防止対策の有効性評価に係る運転停止中事故シーケンスグループの個別プラント評価による抽出に関し、以下の通り記載されている。

3.1 事故シーケンスの抽出
解釈には，運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に係る運転停止中事故シー
ケンスグループの個別プラント評価による抽出に関し，以下のとおり示されている。

４−１

４−１

(a)必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ(a) 必ず想定する運転停止中事故シーケンスグループ

・崩壊熱除去機能喪失(RHR の故障による停止時冷却機能喪失)

・崩壊熱除去機能喪失（ＲＨＲの故障による停止時冷却機能喪失）

・全交流動力電源喪失

・全交流動力電源喪失

・原子炉冷却材の流出

・原子炉冷却材の流出

・反応度の誤投入・反応度の誤投入(b)個別プラント評価により抽出した運転停止中事故シーケンスグループ(b) 個別プラント評価により抽出した運転停止中事故シーケンス
グループ①個別プラントの停止時に関する PRA(適用可能なもの)又はそれに代わる方法で評価を実施すること。

①個別プラントの停止時に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。

②その結果、上記４−１(a)の運転停止中事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影②その結果，上記４−１(a)の運転停止中事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又響をもたらす運転停止中事故シーケンスグループが抽出された場合には、想定する運転停止中事は影響をもたらす運転停止中事故シーケンスグループが抽出された場合には，想定する運故シーケンスグループとして追加すること。

転停止中事故シーケンスグループとして追加すること。

7373

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
上記４−１(b)を踏まえて、柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉を対象とした内部事象停止時レベル 1PRA評価を実施し、事故シーケンスグループの検討を行った。

東二上記４−１(b)に関して，内部事象停止時レベル１ＰＲＡを実施し，事故シーケンスグループの抽出を行った。

なお、事故シーケンスグループの選定は、炉心損傷防止対策に係る事故シーケンスグループの分析と同様、従来の設置許可取得時の設計で考慮していた設備のみ期待できる条件＊で評価した停止時Ｐ
ＲＡの結果を用いた。
＊従来から整備してきたアクシデントマネジメント策や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策、新規制基準に基づき配備する重大事故対策設備などを含めない条件
3.1.1 炉心損傷に至る運転停止中事故シーケンスグループの検討・整理
定期検査期間中はプラントの状態が大きく変化することから、停止時レベル 1PRA においては、定停止時ＰＲＡにおいては，施設定期検査中はプラントの状態が大きく変化することから，原子炉期検査における評価対象期間を設定し、原子炉の水位、温度、圧力などのプラントパラメータの類似の水位・温度・圧力，崩壊熱除去等に対する余裕時間及び使用可能な設備の組み合わせ等によって，性、保守点検状況などに応じた緩和設備の使用可能性、起因事象、成功基準に関する類似性によって、評価対象期間をいくつかのプラント状態を分類して評価する。分類したプラント状態を，状態ごと

評価対象期間を幾つかのプラント状態(以下 POS という)に分類し評価を行う。分類したプラント状態のプラントの主要パラメータとともに第 3-2 図に示す。また，今回の停止時ＰＲＡにおけるプラン

を、状態ごとのプラントの主要なパラメータとともに第 3-2 図に示す。

ト状態の分類及び定期検査工程を第 3-3 図に示す。

停止時 PRA においては、原子炉停止後の運転停止中の各プラント状態において炉心損傷へ波及する

停止時ＰＲＡにおいては，原子炉の運転停止中の各プラント状態において燃料損傷へ波及する可可能性のある起因事象について、マスターロジックダイヤグラム、過去の国内プラントのトラブル事

能性のある起因事象をマスターロジックダイアグラム及び過去の国内プラントのトラブル事例等

例等から選定し、ここから炉心損傷に至ることを防止するための緩和手段の組み合わせ等を第 3-3 図から選定し，ここから燃料損傷に至ることを防止するための緩和手段の組合せ等を第 3-4 図のイベのイベントツリーで分析し、炉心損傷に至る各事故シーケンスを抽出している。

ントツリーで分析することにより，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出している。

抽出された事故シーケンス別の炉心損傷頻度を整理し、審査ガイドの「必ず想定する運転停止中事
故シーケンスグループ」に含まれるか、それ以外の事故シーケンスグループであるかを確認すると共停止時ＰＲＡより抽出した事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度を第 3-1 表，事故シーケン
スグループ別の炉心損傷頻度への寄与割合を第 3-5 図に示す。

に、炉心損傷状態を分類した。事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度を第 3-1 表に示す。事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度への寄与割合を第 3-4 図に示す。
3.2 抽出した事故シーケンスの整理
3.2.1 必ず想定する事故シーケンスグループとの対応
第 3-1 表に示す停止時ＰＲＡにより抽出した各事故シーケンスについて，緩和機能の喪失状況，
プラントの状態及び燃料損傷に至る要因の観点で必ず想定する事故シーケンスグループに対応す＜選定した起因事象＞

る(1)から(3)の事故シーケンスとして整理した。

a. 崩壊熱除去機能喪失(RHR 機能喪失[フロントライン]、代替除熱機能喪失[フロントライン]、補機(1) 崩壊熱除去機能喪失

冷却系機能喪失)
運転中の除熱・代替除熱設備が弁やポンプの故障により機能喪失する事象。

運転中の残留熱除去系の故障が発生した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至る
事故シーケンスを解釈４−１(a)に記載の「崩壊熱除去機能喪失」に分類する。

b. 外部電源喪失(2) 全交流動力電源喪失

送電系統のトラブル等により外部電源が喪失する事象。発生した場合には、非常用所内電源(非常外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の電源確保に失敗する等，全交流動力電源喪失の発生

用ディーゼル発電機)が起動して交流電源を供給するが、非常用ディーゼル発電機の起動に失敗し後に，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗により，燃料損傷に至る事故シーケンスを解釈４−１(a)に記た場合に注水又は崩壊熱除去機能が喪失する可能性がある。

載の「全交流動力電源喪失」に分類する。

・柏崎は起因事象を記載しているが，東二は事故シーケ
ンスグループを記載。

74

74

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
c. 一次冷却材バウンダリ機能喪失(RIP・CRD・LPRM 点検時及び CUW ブロー時における作業・操作誤

東二(3) 原子炉冷却材の流出りによる冷却材流出)配管破断や運転員の弁の誤操作、点検時の人的過誤などにより原子炉冷却材が系外へ流出する事

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出象。停止時には配管破断による原子炉冷却材の流出の可能性は低いため、弁の誤操作などによる原後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至る事故シーケンスを解釈４−１(a)に記載の

子炉冷却材流出を対象とする。

「原子炉冷却材の流出」に分類する。

3.2 重要事故シーケンスの選定について
設置変更許可申請における運転停止中原子炉における燃料破損防止対策設備の有効性評価の実施

なお，必ず想定する事故シーケンスグループのうち「反応度の誤投入」については，プラント停に際しては、３．１で抽出した 3 つの運転停止中事故シーケンスグループに、必ず想定する運転停止

止時には原則として全制御棒が挿入されており，複数の人的過誤や機器故障が重畳しない限り反応中事故シーケンスグループである「反応度の誤投入」＊を追加した４つのグループについて重要事故

度事故に至る可能性はないこと，万一反応度事故が起こり臨界に至った場合でも，局所的な事象でシーケンスの選定を実施した。

収束し，燃料の著しい損傷に至ることは考え難いことから，今回の停止時ＰＲＡでは考慮していな＊プラント停止時には原則として全制御棒が挿入されており、複数の人的過誤や機器故障が重畳しない。

い限り反応度事故に至る可能性はない。また万一、反応度事故が起こり臨界に至った場合でも、局所

ただし，万一上記のような反応度事故が起こった場合においても，実際に局所的な事象で収束し，的な事象で収束し、燃料の著しい破損又は大規模な炉心損傷に至ることは考え難いことから停止時Ｐ

燃料の著しい損傷に至らないことを確認するため，「反応度の誤投入」については，有効性評価の評

ＲＡの起因事象から除外した(報告書 添付資料 3.1.2.b-1)。

価対象とする事故シーケンスグループとした。
3.2.2 追加すべき事故シーケンスグループの検討
今回実施したＰＲＡでは，緩和機能の喪失状況，プラントの状態及び燃料損傷に至る要因の観点で解釈４−１（ａ）に示されている必ず想定する事故シーケンスグループに対応しない事故シーケ
ンスは抽出されなかった。そのため，解釈に基づき想定する事故シーケンスグループに追加すべき
新たな事故シーケンスグループはないと判断した。

3.2.1 重要事故シーケンスの選定の考え方

3.3 重要事故シーケンスの選定
3.3.1 重要事故シーケンス選定の考え方

重要事故シーケンスの選定にあたっては、以下に示す審査ガイドに記載の着眼点に沿って実施しており、具体的な検討内容を以下に示す(第 3-2 表)。

運転停止中原子炉における燃料破損防止対策の有効性評価の実施に際しては，事故シーケンスグ
ループごとに重要事故シーケンスの選定を実施している。重要事故シーケンスの選定に当たっては，審査ガイドに記載の 3 つの着眼点を考慮している。今回の重要事故シーケンスの選定に係る具体的な考え方は以下のとおりである。

【審査ガイドに記載の着眼点】【審査ガイドに記載の着眼点】

a．燃料損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。

ａ．燃料損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い。

b．燃料損傷回避に必要な設備容量(流量等)が大きい。

ｂ．燃料損傷回避に必要な設備容量（流量等）が大きい。

c．運転停止中事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。

ｃ．運転停止中事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表している。

a. 余裕時間

ａ．余裕時間の観点

プラントの状態や起因事象等によって炉心損傷までの余裕時間(第 3-2,3-3 表)は異なるものの、いずれも緩和措置の実施までに掛かる時間に比べて十分時間がある。

余裕時間について，燃料損傷防止対策の対応操作に係る余裕時間を厳しくするため，事象が早く進展し，燃料損傷に至る時間が短い事故シーケンスを余裕時間が短いと評価した。燃料損

・東二は重要事故シーケンスの選定に係る考え方を記
載。

75

75

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
反応度の誤投入については、事象発生後も崩壊熱除去や注水機能は喪失しないため、それらの緩和

東二傷までの余裕時間を第 3-3 表に示す。

措置実施までの余裕時間の考慮は不要である。
b. 設備容量プラントの状態や起因事象等によって必要となる注水量は異なるものの、いずれも緩和措置の設備容量に比べて十分ある(第 3-2,3-3 表)。

ｂ．設備容量の観点
設備容量について，燃料損傷防止に際して，喪失した安全機能に係る対策の設備容量が大きくなる事故シーケンスを設備容量が大きいと評価した。

反応度の誤投入については、事象発生後も崩壊熱除去や注水機能は喪失しないため、それらの緩和措置実施までの余裕時間の考慮は不要である。
c. 代表シーケンス
第 3-1 表の主要シーケンス毎の燃料損傷頻度を比較し、事故シーケンスグループ内での寄与割合が支配的なものを「高」、支配的ではないが 1%以上のものを「中」、1%に満たないものを「低」と３つにｃ．事故シーケンスグループ内での代表性の観点
代表性について，各事故シーケンスグループにおいて炉心損傷頻度が大きく，事象進展が事
故シーケンスグループの特徴を有しているものを代表性が高いと評価した。

分類した。
3.2.2 重要事故シーケンスの選定結果

3.3.2 重要事故シーケンスの選定結果
3.3.1 項の選定の着眼点を踏まえ，同じ事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まれる場合には，事象進展が早いもの等，より厳しい事故シーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。各事故シーケンスグループに対する重要事故シーケンスの選定理由及び選定結果について，第 3-2 表及び以下に示す。

(1) 崩壊熱除去機能喪失(1) 崩壊熱除去機能喪失ⅰ) 事故シーケンス①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③外部電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，運転中の残留熱除去系に故障等が発生した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。

燃料損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)
・待機中の残留熱除去系[低圧注水モード]ⅲ) 有効性を確認する主な燃料損傷防止対策ⅱ）の特徴を有する事故シーケンスの対応として，以下の燃料損傷防止対策の有効性を確認する。
・待機中の残留熱除去系

重要事故シーケンス：崩壊熱除去機能喪失（RHR 機能喪失[フロントライン]）＋崩壊熱除去・注水
系失敗ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

7676

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
選定理由：代表性の観点から、RHR 機能喪失[フロントライン]を起因事象とする事故シーケンスを選定した。

東二ⅴ) 選定理由
着眼点における「高」の数が最も多い①のシーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

有効性評価では外部電源喪失との重畳を考慮しており、外部電源喪失時に原子炉補機冷・東海第二は，ＥＣＣＳの補機

却系(海水ポンプを含む)が故障した場合については事象進展が全交流動力電源喪失と同冷却系と非常用ＤＧの補機様となるため、「補機冷却系機能喪失」及び「外部電源喪失」を起因事象とする事故シ

冷却系が独立しているたーケンスの対策の有効性については全交流動力電源喪失の事故シーケンスにて確認す

め，ＥＣＣＳの補機冷却系る。

を喪失しても全交流動力電
源喪失に至らない。

(2)全交流動力電源喪失(2) 全交流動力電源喪失ⅰ) 事故シーケンス①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の電源確保に失敗する等，全交流動力電源喪失の発生後に，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。

燃料損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)
・常設代替交流電源設備
・低圧代替注水系（常設）・代替原子炉補機冷却系

重要事故シーケンス：外部電源喪失＋交流電源喪失＋崩壊熱除去・注水系失敗ⅲ) 有効性を確認する主な燃料損傷防止対策ⅱ）の特徴を有する事故シーケンスの対応として，以下の燃料損傷防止対策の有効性を確認する。
・常設代替直流電源設備
・常設代替高圧電源装置

・東海第二は，設計基準事故対・低圧代替注水系（常設）

処設備の補機冷却系である

ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗

選定理由：代表性の観点から外部電源喪失とともに非常用ディーゼル発電機が機能喪失し、全交流動ⅴ) 選定理由

力電源喪失に至る事故シーケンスを選定する。

着眼点における「高」の数が最も多い①のシーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

「外部電源喪失＋直流電源喪失」は炉心損傷頻度が低く、常設代替交流電源設備や可搬

なお，直流電源が喪失する②のシーケンスについては，炉心損傷頻度が低く，ⅲ）に示した型代替直流電源設備、常設代替直流電源設備による電源供給、隣接プラントからの電源対策により①のシーケンスと同様に燃料損傷防止が可能であり，さらに可搬型代替直流電源設

供給、可搬型代替注水ポンプ（消防車）による注水等により炉心損傷が防止できること

備による非常用ディーゼル発電機の起動による対応にも期待できることから選定しない。

残留熱除去系海水系を代替の交流電源により運転する対策としている。

から選定しない。
(3)原子炉冷却材の流出(3) 原子炉冷却材の流出
ⅰ) 事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗②原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）

77

77

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗③原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗④原子炉冷却材の流出（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗ⅱ) 事故シーケンスグループの特徴ⅰ)に含まれる事故シーケンスは，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作
等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。
ⅲ) 有効性を確認する主な燃料損傷防止対策

燃料損傷防止対策(有効性評価で主に考慮)ⅱ）の特徴を有する事故シーケンスの対応として，原子炉冷却材の流出を補う，以下の燃料

・待機中の残留熱除去系[低圧注水モード]

損傷防止対策の有効性を確認する。
・待機中の残留熱除去系
重要事故シーケンス：原子炉冷却材流出(RHR 切り替え時のミニフロー弁操作誤り)＋崩壊熱除去・ⅳ) 選定した重要事故シーケンス①原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）

注水系失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗
選定理由：「RHR 切り替え時のミニフロー弁操作誤り」は、発生しても燃料の露出に至らないために

ⅴ) 選定理由

PRA で起因事象の選定の際に除外した事象であるが審査ガイドにおける有効性評価の評

着眼点における「高」の数が最も多い①のシーケンスを重要事故シーケンスとして選定した。

価項目である「放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること」を考慮し、改めて重大事

また，事象発生時の原子炉水位については，対策実施の余裕時間及び燃料損傷回避に必要な設

故シーケンスの選定対象として追加した。

備容量を厳しく評価する観点から，通常水位の状態でＲＨＲ切替時のＬＯＣＡが発生すること「RIP 点検時の作業誤り」等の点検作業に伴う冷却材流出事象は、運転操作に伴う冷却を想定する。

材流出事象と異なり、作業・操作場所と漏洩発生箇所が同一であるため、認知が容易で
3

なお，流出流量の大きい③（ＣＲＤ点検時ＬＯＣＡ），④（ＬＰＲＭ点検時のＬＯＣＡ）のシあること、また「RHR 切り替え時のミニフロー弁操作誤り」は流出流量が87m /h と他のーケンスについては，ＬＯＣＡによる流出流量と比較して，燃料損傷防止対策となる待機中の漏洩事象より大きいことから、事故シーケンスを重大事故シーケンスとして選定した。

ＥＣＣＳ・低圧代替注水系（常設）の設備容量が十分大きいこと，作業・操作場所と漏えい発生個所が同一であるため認知が容易であることから選定しない。また，②のシーケンスについては，原子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜監視されており，中央制御室の運転員の他にＮＲ／Ｗの運転員も廃液収集タンク等の水位高を認知することができるため，認知が容易であることから選定しない。

(4)反応度の誤投入(4) 反応度の誤投入

重要事故シーケンス：反応度の誤投入
ⅰ) 事故シーケンスグループの特徴
選定理由：代表性の観点から停止余裕検査や停止時冷温臨界試験などの制御棒が２本以上引き抜ける

反応度事故により，燃料損傷に至る事故シーケンスとなる。本評価では，代表性の観点から，試験時に、制御棒１本が全引き抜きされている状態から、他の１本の制御棒が操作量の制

停止余裕検査や冷温臨界試験等の制御棒が 2 本以上引き抜ける試験において，制御棒 1 本が全限を超える誤った操作によって引き抜かれ、臨界近接を認知出来ずに臨界に至る事象を想引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって定する。

引き抜かれ，臨界近接を認知できずに臨界に至る事象を想定する。

78

78

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二ⅱ) 有効性を確認する主な燃料損傷防止対策ⅰ）の特徴を有する事故シーケンスの対応として，以下の燃料損傷防止対策の有効性を確認する。
・起動領域モニタペリオド短々（10 秒）による原子炉自動スクラム
なお、各事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスについて、炉心損傷に至る要因をカ

なお，各事故シーケンスグループに分類される事故シーケンスについて，燃料損傷に至る要因

ットセットレベルまで展開し、燃料損傷頻度の事故シーケンスに占める割合の観点で主要なカットセをカットセットレベルまで展開し，炉心損傷頻度の事故シーケンスに占める割合の観点で，主ットに対する重大事故防止対策の整備状況等を確認している。(別紙４)

要なカットセットに対する重大事故防止対策の整備状況等を確認している（別紙 6）
。

79

79

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

80

80

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

81

81

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

82

82

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

83

83

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

85

85

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

86

86

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

87

87

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 3-3 図 運転停止時における燃料損傷に至る事故シーケンスのグループ化(停止時ＰＲＡイベントツリー)

8888

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

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

第 3-4 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合（Ｋ６）

第 3-4 図 事故シーケンスグループごとの寄与割合（Ｋ７）8989赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

シーケンス選定比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
4 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用した PRA の実施プロセスについ 4.

東二事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用したＰＲＡの実施プロセスにてついて事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に際して適用可能とした PRA は、一般社

事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に際して適用可能としたＰＲＡは，一団法人 日本原子力学会において標準化された実施基準を参考に実施した。
これらの PRA について、PRA の実施プロセスの確認及び更なる品質向上を目的とし、一般社団法人
日本原子力学会の実施基準への対応状況及び PRA の手法の妥当性について、海外のレビュアーを含む

般社団法人 日本原子力学会において標準化された実施基準を参考に実施し，各実施項目について「ＰＲＡの説明における参照事項」（原子力規制庁 平成25年9月）の記載事項への適合性を確認した。（別紙12）

専門家によるピアレビューを実施した。なお、本ピアレビューでは、第三者機関から発行されている

また，今回のＰＲＡの評価プロセスの確認及び更なる品質向上を目的として，専門家によるピア「PSA ピアレビューガイドライン」(平成 21 年 6 月 一般社団法人 日本原子力技術協会)を参考にしレビューを実施した。その結果，今回実施したＰＲＡにおいて，事故シーケンスグループ及び重要た。ピアレビューの結果、実施した PRA において、事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス

事故シーケンス等の選定結果に影響を及ぼすような技術的な問題点がないことを確認した。
（別紙 13）

等の選定結果に影響を及ぼすような技術的な問題点が無いことを確認した。(別紙 9)・東海第二においても PRA び

また、各 PRA について、「PRA の説明における参照事項」(平成 25 年 9 月原子力規制庁)への対応

説明における参照事項への状況を確認した。(別紙 10)対応状況を別紙 14 で確認
している。

90

90

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
別紙１

別紙１
有効性評価の事故シーケンスグループ選定における外部事象の考慮について

有効性評価の事故シーケンスグループ等の選定に際しての外部事象の考慮について

重大事故の有効性評価に係る個別プラントの事故シーケンスグループ選定に際しては、実用発電用

重大事故の有効性評価に係る個別プラントでの事故シーケンスグループの選定に際しては，「実用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準を定める規則の解釈（以下、「解釈」という。） 発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（以下「解釈」とに「個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（PRA）及び外部事象に関する PRA（適用可いう。）に，「個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事象に関す能なもの）又はそれに代わる方法で評価すること。」と記載されている。

るＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。」と記載されている。

今回の申請書作成にあたって、外部事象に関しては PRA 手法が適用可能な段階にあると判断した地
震、津波を対象に出力運転時レベル 1PRA を実施した。

今回の申請に当たって，外部事象に関しては手法が適用可能な段階にあると判断した地震，津波を対象に出力運転時レベル１ＰＲＡを実施した。

内部溢水、内部火災及びその他の外部事象については、PRA 手法の確立に向けた検討が進められて内部溢水，内部火災及びその他外部事象に関するレベル１ＰＲＡ及び外部事象レベル１．５ＰＲＡいる段階であったり、現実的な定量評価の実施に向けて必要なデータ整備を進めていく段階であるこ並びに停止時レベル１ＰＲＡについては，ＰＲＡ手法の確立に向けた検討が進められている段階，又とから、現段階では「適用可能なもの」に含まれないと判断し、「それに代わる方法」として、これは現実的な定量評価の実施に向けて必要なデータ整備を進めていく段階であることから，現段階ではらの外部事象に誘発される起因事象について検討することで、これらの外部事象の影響を考慮した場「適用可能なもの」に含まれないと判断し，「それに代わる方法」として，これら外部事象の影響を合の事故シーケンスグループ選定への影響について以下の通り、整理した。

考慮した場合の事故シーケンスグループ選定への影響について以下のとおり整理した。

1．炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループの選定に係る検討

1.

1.1 内部溢水、内部火災の影響

1.1 内部溢水，内部火災の影響

炉心損傷防止対策の事故シーケンスグループ抽出に係る検討

今回は PRA の適用を見合わせたが、内部溢水、内部火災についてはレベル 1PRA の手法確立・個

今回はＰＲＡの適用を見合わせたが，内部溢水，内部火災についてはレベル１ＰＲＡの手法確別プラントへの展開に係わる検討作業がある程度進んでいる。このことを踏まえ、PRA を念頭にし

立・個別プラントへの展開に係わる検討作業がある程度進んでいる。このことを踏まえ，ＰＲＡをて、内部溢水、内部火災の発生によって誘発される可能性がある起因事象を、定性的な分析によっ念頭にして，内部溢水，内部火災の発生によって誘発される可能性がある起因事象を，定性的な分て抽出した。

析によって抽出した。抽出結果を表 1 に示す。

抽出結果を表 1 に示す。
表 1 に示す起因事象が発生した場合、屋内に設置されている安全機器の機能喪失を経て炉心損傷

表 1 に示す起因事象が発生した場合，屋内に設置されている安全機器の機能喪失を経て炉心損傷に至る可能性があるが、これらを起因とする事故シーケンスは、同機器のランダム故障・誤操作をに至る可能性があるが，これらを起因とする事故シーケンスは，同機器のランダム故障・誤操作を想定する内部事象レベル 1PRA に用いた起因事象に含まれている。

想定する内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡにおいて評価対象とした起因事象に含まれている。

また、設計基準対象施設によって、溢水、火災の影響拡大防止対策が図られることで、異なる区画等、広範囲における重畳的な安全機器の同時機能喪失発生を防止できると考える。

また，設計基準対象施設によって，内部溢水，内部火災の影響拡大防止が図られることで，異なる区画等，広範囲における重畳的な安全機器の同時機能喪失発生を防止できると考える。

従って、溢水・火災を起因とした炉心損傷頻度の定量化には上記の課題が残るものの、定性的なしたがって，内部溢水・内部火災を起因とした炉心損傷頻度の定量化には上記の課題が残るもの

起因事象の抽出結果から想定される事故シーケンスは、内部事象レベル 1PRA の検討から得られるの，定性的な起因事象の抽出結果から想定される事故シーケンスは，内部事象出力運転時レベル１

事故シーケンスの一部として分類出来るため、新たに追加が必要となる事故シーケンスグループがＰＲＡの検討から得られる事故シーケンスの一部として分類できるため，新たに追加が必要となる発生する可能性は低いと考える。

事故シーケンスグループが発生する可能性は低いと考える。

191

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

表1 内部溢水／火災により誘発される起因事象の例

表1 内部溢水及び内部火災により誘発される起因事象

起因事象

起因事象を誘発する要因の例

起因事象

外部電源喪失・内部溢水／火災による常用母線などの機能喪失

等

非隔離事象

・内部溢水／火災による原子炉冷却材流量制御系の誤動作

・内部溢水／火災による主蒸気隔離弁の誤閉止

全給水喪失

起因事象を誘発する要因の例

外部電源喪失内部溢水及び内部火災による常用母線等の機能喪失 等

非隔離事象

内部溢水及び内部火災による原子炉冷却材流量制御系の誤動作

・内部溢水／火災による工学的安全施設制御系の誤動作 等
隔離事象

相違理由

内部溢水及び内部火災による工学的安全施設制御系の誤動作

等

隔離事象

内部溢水及び内部火災による主蒸気隔離弁の誤閉止 等

・内部溢水／火災による給水ポンプの機能喪失 等

全給水喪失

内部溢水及び内部火災による給水流量の全喪失

等

大ＬＯＣＡ

・火災によるＡＤＳ作動回路の誤動作 等

逃がし安全弁誤

内部火災による逃がし安全弁作動回路の誤動作

等

ＲＰＳ誤動作・内部溢水／火災による原子炉保護系の故障 等

開放

原子炉補機冷却系故障

・内部溢水／火災による原子炉補機冷却系ポンプの機能喪失

手動停止

・内部溢水／火災の発生による安全機能への影響の可能性に伴う等

等

ＳＲＶの誤開放を大ＬＯＣＡとして整理している

手動停止

内部溢水及び内部火災による安全機能への影響の可能性に伴う計画外停止

計画外停止

1.2 その他の外部事象の影響
その他の外部事象としては、設置許可基準の解釈第六条第２項に具体的な自然現象として以下が記載されている。

1.2 その他の外部事象の影響
その他の外部事象としては，解釈第６条第２項に自然現象，及び第８項に外部人為事象として，具体的に以下が記載されている。

敷地の自然環境を基に、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）

火山の影響、生物学的事象又は森林火災等から適用されるもの（中略）
２ 第１項に規定する「想定される自然現象」とは、敷地の自然環境を基に、洪水、また、設置許可基準規則の解釈第六条第８項に具体的な人為事象として以下が記載されている。

風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事
象又は森林火災等から適用されるものをいう。
（中略）

敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり、飛来物（航空機落下等）、ダ
ムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突又は電磁的障害等。

８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは、敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり、飛来物（航空機落下等）、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。

これらの地震、津波を除く各種自然現象及び人為事象がプラントに与え得る影響について、設計基準及びそれを超える場合、現象等の重畳を含めて定性的に分析した結果を別紙１(補足)に示す。
地震，津波以外の自然現象及び人為事象について、事故シーケンスの発生可能性を検討した結果、これらの地震，津波を除く各種自然現象及び外部人為事象がプラントに与え得る影響について，設計基準及びそれを超える場合，現象等の重畳を含めて定性的に分析した結果を添付 1 に示す。
地震，津波以外の自然現象及び外部人為事象について，起因事象発生の可能性を検討した結果，

内部事象、地震及び津波レベル 1PRA にて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必

出力運転時を対象として実施した内部事象，地震及び津波レベル１ＰＲＡにて抽出した起因事象を要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。

誘発する要因による事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグル
ープはないものと判断した。

292

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
2．格納容器破損モード選定に係る検討

東二
2.

格納容器破損防止対策の格納容器破損モードの抽出に係る検討

外部事象レベル 1.5PRA については、地震 PRA のみ学会標準に一部関連する記載があるものの、

外部事象レベル１．５ＰＲＡについては，地震ＰＲＡのみ学会標準に一部関連する記載があるもその他の事象については標準的な PRA 手法が確立されておらず、定量評価を実施できる状況ではなのの，その他の事象については標準的なＰＲＡ手法が確立されておらず，定量評価を実施できる状いことから、以下のとおり定性的な検討を実施した。

況ではないことから，以下のとおり定性的な検討を実施した。

2.1 地震の影響
地震がプラントに与え得る特有の影響について、新たに有効性評価の対象として追加すべき格納容器破損モードの観点で定性的に分析した結果を別紙 1(補足 2)に示す。

相違理由

2.1 地震の影響
地震がプラントに与え得る特有の影響について，新たに有効性評価の対象として追加すべき格納容器破損モードの観点で定性的に分析した結果を添付 2 に示す。

また、地震時レベル 1PRA の結果からは、地震特有の炉心損傷モードとして原子炉建屋損傷や格

また，出力運転時を対象として実施した地震時レベル１ＰＲＡの結果からは，地震特有の事象と納容器損傷等の炉心損傷直結事象が抽出されている。これらの事象では格納容器も破損に至るが、して原子炉建屋損傷や格納容器損傷等の炉心損傷直結事象が抽出されている。これらの事象につい

この場合の格納容器破損は事象進展によって格納容器に負荷が加えられて破損に至るものではなては，深刻な事故の場合には格納容器も破損に至るが，この場合の格納容器破損は事象進展によっ

く、地震による直接的な格納容器の閉じ込め機能喪失である。これらについて格納容器破損防止のて格納容器に負荷が加えられて破損に至るものではなく，地震による直接的な格納容器の閉じ込め

観点での対策は、緩和系による収束ではなく耐震補強等による発生防止によって達成されるもので機能喪失である。これらについては，耐震補強等による事象の発生防止を図ること，あるいは大規 影響緩和方針の相違あり、有効性評価における評価事故シーケンスとしては適切でないと考える。

模損壊対策として可搬型のポンプ・電源，放水砲等を駆使した対応により影響緩和を試みることで対応していく事象であり，有効性評価において取り扱う事象としては適切でないと考える。

従って、有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして、内部事象レベル 1.5PRA にて抽したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないも

１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モードのと判断した。

はないものと判断した。

2.2 津波の影響

2.2 津波の影響

津波がプラントに与え得る特有の影響について、建屋外部の設備が機能喪失することは想定され津波がプラントに与え得る特有の影響について，建物外部の設備が機能喪失することは想定されるものの、格納容器が津波による物理的負荷(波力・漂流物の衝撃力)によって直接損傷することはるものの，格納容器が津波による物理的負荷（波力・漂流物の衝撃力）によって直接損傷すること想定し難い。また、炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象レベル 1.5PRA では想定し難い。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象出力運転時レベ想定するものと同等と考えられる。

ル１．５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。

従って、有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして、内部事象レベル 1.5PRA にて抽したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないも

１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モードのと判断した。

はないものと判断した。

2.3 溢水・火災の影響

2.3 内部溢水，内部火災の影響

1.1 に示したレベル 1PRA の観点での起因事象の検討からも、炉心損傷に至る事故シーケンスグ

1.1 に示した起因事象の検討からも，炉心損傷に至る事故シーケンスグループとしては内部事象

ループとしては内部事象レベル 1PRA で用いた事象以外に追加すべきものは発生しないものと推定

出力運転時レベル１ＰＲＡで用いた事象以外に追加すべきものは発生しないと推定しており，格納しており、格納容器が直接破損することも想定し難い。また、炉心損傷後の格納容器内の物理化学

容器が直接破損することは想定し難い。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても現象についても内部事象レベル 1.5PRA で想定するものと同等と考えられる。

内部事象出力運転時レベル１．５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。

従って、有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして、内部事象レベル 1.5PRA にて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないもしたがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル
１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モード

393

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
はないものと判断した。

のと判断した。
2.4 その他外部事象の影響

2.4 その他の外部事象の影響

1.2 に示したプラントに与える影響の検討からは、屋外施設の損傷によるサポート系の機能喪失

1.2 に示したプラントに与える影響の検討からは，屋外施設の損傷によるサポート系の機能喪失が想定されるものの、炉心損傷に至る事故シーケンスグループとしては内部事象レベル１PRA の結が想定されるものの，炉心損傷に至る事故シーケンスグループとしては，内部事象出力運転時レベ果抽出されたシーケンスグループに追加すべきものは発生しないものと推定している。また、炉心

ル１ＰＲＡの結果抽出された事故シーケンスグループに追加すべきものは発生しないものと推定

損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象レベル 1.5PRA で想定するものと同等と考している。また，炉心損傷後の格納容器内の物理化学現象についても内部事象出力運転時レベル１．

えられる。

５ＰＲＡで想定するものと同等と考えられる。
したがって，有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして，内部事象出力運転時レベル

従って、有効性評価の対象とすべき格納容器破損モードとして、内部事象レベル 1.5PRA にて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないも

１．５ＰＲＡにて抽出した格納容器破損モード以外に新たに追加が必要となる格納容器破損モードのと判断した。

はないものと判断した。

3. 運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループ抽出に係る検討

3.

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループ抽出に係る検討

停止時レベル1PRA については、地震、津波、内部溢水、内部火災及びその他外部事象に関する停止時レベル１ＰＲＡについては，地震，津波，内部溢水，内部火災及びその他外部事象に関すレベル1PRA の標準的なPRA 手法が確立されておらず、定量評価を実施できる状況にない。このたるレベル１ＰＲＡの標準的なＰＲＡ手法が確立されておらず，定量評価を実施できる状況にない。

め、出力運転時の地震、津波レベル1PRAの評価結果、内部溢水、内部火災及びその他の外部事象にこのため，出力運転時の地震・津波レベル１ＰＲＡの評価結果，内部溢水・内部火災及びその他の関する整理、図1 に示す内部事象停止時レベル1PRA のマスターロジックダイヤグラムを参考に、

外部事象に関する整理，図１に示す内部事象停止時レベル１ＰＲＡのマスターロジックダイアグラ

地震、津波、内部溢水、内部火災及びその他の外部事象によって発生する起因事象を以下の通り定ムを参考に，地震・津波・内部溢水・内部火災及びその他の外部事象により発生する起因事象を以性的に分析し、起因事象の抽出結果を表2 にまとめた。

下のとおり定性的に分析し，表 2 にまとめた。

更に抽出した起因事象をもとに、内部事象停止時レベル1PRA にて抽出した事故シーケンスグル
ープ以外に、新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無を確認した。
3.1 出力運転時と運転停止中のプラント状態等の差異

さらに，抽出した起因事象を基に，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンス
グループ以外に，新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無を確認した。
3.1 出力運転時と運転停止中のプラント状態等の差異

運転停止中における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループの抽出においては、出力運転時

運転停止中における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループの抽出においては，出力運転時を対象に実施した整理を参考に評価を行ったが、評価に当たってはその前提として、出力運転時とを対象に実施した整理を参考に評価を行ったが，評価に当たってはその前提として，出力運転時と運転停止中のプラント状態等の差異を把握することが重要と考え、その整理を行った。整理にあた

運転停止中のプラント状態等の差異を把握することが重要と考え，その整理を行った。整理に当たり、一般的な出力運転時と運転停止中の違いとして以下の観点に着目し、それぞれについて事故シり，一般的な出力運転時と運転停止中の違いとして以下の観点に着目し，それぞれについて事故シーケンスグループの抽出において、考慮が必要であるか確認した。

ーケンスグループの抽出において，考慮が必要であるか確認した。

・崩壊熱，原子炉冷却材の温度・圧力
運転停止中の崩壊熱、原子炉冷却材の温度・圧力は出力運転時と比べ、小さくなるため、事象進展は緩やかになるが、事故シーケンスグループの抽出においては影響しない。
・燃料損傷防止に必要となる機能

相違理由

・崩壊熱，原子炉冷却材の温度・圧力
運転停止中の崩壊熱，原子炉冷却材の温度・圧力は出力運転時と比べ小さくなるため，事象進
展は緩やかになるが，事故シーケンスグループの抽出においては影響しない。
・燃料損傷防止に必要となる機能

運転停止中の燃料損傷防止に必要となる機能は、出力運転時と異なり、原子炉停止機能、高運転停止中の燃料損傷防止に必要となる機能は，出力運転時と異なり，原子炉停止機能，高圧

圧注水機能等が不要となる。そのため、事故シーケンスグループの抽出においてはこれらの差注水機能が不要となる。そのため，事故シーケンスグループの抽出においては，これらの差異に異について考慮する必要がある。

ついて考慮する必要がある。

494

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
・原子炉水位，原子炉圧力容器・原子炉格納容器の状態
原子炉水位の変化は時間余裕へ影響するものの、事故シーケンスグループ抽出には影響しない。

東二・原子炉水位，原子炉圧力容器・格納容器の状態
原子炉水位の変化は時間余裕へ影響するものの，事故シーケンスグループ抽出には影響しない。

運転停止中は原子炉圧力容器・原子炉格納容器が開放されている状態も考えられるが、これ運転停止中は原子炉圧力容器・格納容器が開放されている状態も考えられるが，これらの状態

らの状態に依らず、運転停止中の必要な機能は変化しないため、事故シーケンスグループの抽に依らず，運転停止中の必要な機能は変化しないため，事故シーケンスグループの抽出において

出において考慮不要である。

考慮不要である。

・緩和設備・サポート系設備の状態

・緩和設備・サポート系設備の状態

運転停止中において、一部の緩和設備及びサポート系設備の点検又は試験によりその機能に運転停止中において，一部の緩和設備及びサポート系設備の点検又は試験によりその機能に期期待できない状態も想定される。ただし、期待できる設備は少なくなるものの、必要な機能は待できない状態も推定される。ただし，期待できる設備は少なくなるものの，必要な機能は原子保安規定により担保されるものであり、また既に内部事象停止時レベル1PRA でこれら設備の炉施設保安規定により担保されるものであり，また既に内部事象停止時レベル１ＰＲＡでこれら点検又は試験により機能に期待できないことは考慮されている。そのため、本観点は事故シーの設備の点検又は試験により期待できないことは考慮されている。そのため，本観点は事故シー

ケンスグループの抽出において考慮不要である。

ケンスグループの抽出において考慮不要である。

・停止時特有の作業の影響

・停止時特有の作業の影響

運転停止中において、出力運転時と異なり、点検作業等に伴う開口箇所の発生など現場の状

運転停止中において，出力運転時とは異なり，点検作業等に伴う開口箇所の発生など現場の状態が異なることが考えられる。そのため、事故シーケンスグループの抽出においてはこれらの態が異なることが考えられる。そのため，事故シーケンスグループの抽出においては，これらの差異について考慮する必要がある。

差異について考慮する必要がある。

以上より、運転停止中における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループの抽出においては、

以上より，運転停止中における燃料損傷防止対策の事故シーケンスグループの抽出においては，

出力運転時を対象に実施した整理を参考にする際は「燃料損傷防止に必要となる機能」、「停止時

出力運転時を対象に実施した整理を参考にする際は，「燃料損傷防止に必要となる機能」，「停止特有の作業の影響」について考慮する必要がある。

時特有の作業の影響」について考慮する必要がある。

3.2 地震の影響

3.2 地震の影響

個々の機器が地震を受けた際に損傷する可能性は運転時と停止時で異なるものでは無いが、各系

地震により個々の機器が損傷する可能性は運転時と運転停止中で異なるものではないが，各系統

統の機能喪失がプラントに与える影響の観点では運転時と停止時で異なり、停止時には、燃料の崩の機能喪失がプラントに与える影響の観点では運転時と運転停止中で異なり，運転停止中は燃料の壊熱除去に関連する系統が重要となる。

崩壊熱除去に関連する系統が重要となる。

停止時に燃料の崩壊熱除去を継続している系統は崩壊熱除去に関する系統及びそのサポート系
であり、フロント系としては残留熱除去系、サポート系としては原子炉補機冷却系及び外部電源が相違理由

運転停止中に燃料の崩壊熱を除去している系統は，残留熱除去系及びそのサポート系である残留熱除去系海水系，外部電源から給電される所内電源設備である。

該当する。
地震により原子炉補機冷却系又は残留熱除去系が機能喪失すると「崩壊熱除去機能喪失」の起因

地震により残留熱除去系又は残留熱除去系海水系が機能喪失すると「残留熱除去系の故障」の起事象が発生し、また、碍子、所内電源設備等の送受電設備が損傷すると「外部電源喪失」の起因事

因事象が発生し，碍子又は所内電源設備等の送受電設備が損傷すると「外部電源喪失」の起因事象

象が発生する。これらの起因事象が発生した場合、屋内に設置されている安全機器の機能喪失を経が発生する。これらの起因事象が発生した場合，屋内に設置されている安全機能を有する系統が機て燃料損傷に至る可能性があるが、事故シーケンスは、同機器のランダム故障・誤操作を想定する能喪失した場合は燃料損傷に至るが，この事故シーケンスは，同じ系統がランダム故障等で発生す内部事象運転停止時レベル1PRA にて抽出されたものに含まれる。

ることを想定している内部事象停止時レベル１ＰＲＡにて抽出される事故シーケンスと同じである。

地震特有の事象として、原子炉建屋、原子炉格納容器の建屋・構築物の損傷、格納容器バイパス、

地震特有の事象として，原子炉建屋損傷，格納容器損傷，原子炉圧力容器損傷，格納容器バイパ

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

原子炉冷却材圧力バウンダリ（Excessive-LOCA）、計測制御電源喪失の発生が挙げられるが、これス，原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

らについては出力運転中を対象とした炉心損傷に至る事故シーケンスの抽出における考え方と同生すると，直接炉心損傷至る事象が発生するが，これらについては出力運転中を対象とした炉心損

様、損傷の規模に応じて、機能を維持した設計基準事故対処設備や重大事故等対処設備、可搬型の傷に至る事故シーケンスの抽出における考え方と同様，損傷の規模に応じて，機能を維持した設計機器等で炉心損傷防止を試みるものと考える。一方、損傷の程度が大きく、設計基準事故対処設備

基準事故対処設備や重大事故等対処設備，可搬型の機器等で燃料損傷防止を試みるものと考える。

又は重大事故等対処設備に期待できない場合には、大規模損壊対策を含め、建屋以外に分散配置し一方，損傷の程度が大きく，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に期待できない場合にた設備や可搬型の機器を駆使し、影響緩和を図ることで対応するべきものと考える。

は，大規模損壊対策を含め，原子炉建屋以外に分散配置した設備や可搬型の機器を駆使し，影響緩したがって、運転停止時の地震の発生を考慮しても、内部事象停止時レベル1PRA において抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。

ＬＯＣＡ），計装・制御系喪失が発和を図ることで対応するべきものと考える。
したがって，運転停止中の地震の発生を考慮しても，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。

3.3 津波による影響

3.3 津波による影響

停止時には点検等に伴い、運転時には無い開口が生じている可能性が考えられるが、運転時の津運転停止中は機器の点検等に伴い，運転時にはない開口が生じている可能性が考えられるが，運波PRA においても、地下開口部からの浸水を考慮していることから、浸水及びその伝播経路につい

転停止中においても防潮堤の機能は維持されることから，防潮堤を超え敷地に遡上する津波に対すては運転時と停止時において相違はないものと考えるが、各系統の機能喪失がプラントに与える影るプラントへの影響は運転時と運転停止中において相違ないものと考えるが，各系統の機能喪失が響の観点では運転時と停止時で異なり、停止時には、燃料の崩壊熱除去に関連する系統が重要となプラントに与える影響の観点では運転時と運転停止中で異なり，運転停止中には燃料の崩壊熱除去る。

に関連する系統が重要となる。

停止時に燃料の崩壊熱除去を継続している系統は崩壊熱除去に関する系統及びそのサポート系
であり、フロント系としては残留熱除去系、サポート系としては原子炉補機冷却系及び外部電源が運転停止中に燃料の崩壊熱を除去している系統は，残留熱除去系及びそのサポート系である残留熱除去系海水系，外部電源から給電される所内電源設備である。

該当する。外部電源について、運転時の津波PRA では期待していないことから、停止時においても出力運転時津波レベル１ＰＲ

期待しないものとすると、そのバックアップとなる非常用電源が重要となる。
津波により海水が建屋内へ浸水すると、海水が機器の設置高さに到達した時点で、原子炉補機冷

津波が防潮堤を超えると残留熱除去系海水系ポンプが機能喪失するため，「残留熱除去系の故障」 Ａにおける防潮堤の考慮の有

却水系の機能喪失が発生し、「崩壊熱除去機能喪失」の起因事象が発生する。以降、海水の浸水高の起因事象が発生する。また，津波が防潮堤位置で T.P.＋23m を超えると原子炉建屋内浸水により 無の相違

さに応じて「全交流動力電源喪失」「直流電源喪失」が発生すると考えられる。浸水高さに応じて残留熱除去系が機能喪失するため，「残留熱除去系の故障」の起因事象が発生する。これらの起因発生する起因事象が異なるという考え方は、出力運転時を対象とした津波PRA と同様である。また、事象に対する燃料損傷防止対策は出力運転時津波レベル１ＰＲＡと同様，津波防護対策，常設代替

燃料損傷防止対策も出力運転時を対象とした津波PRA と同様、津波による浸水防止である。したが高圧電源装置及び低圧代替注水系（常設，可搬型）である。

って、運転停止時の津波の発生を考慮しても、内部事象停止時レベル1PRA において抽出した事故

したがって，運転停止中原子炉の津波の発生を考慮しても，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおシーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断しいて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはた。

ないものと判断した。

プラント型式の相違による運用の相違

なお、プラント停止時において、必要な浸水防止対策がすべて喪失することがないように複数の同時点検等は実施しないなど、少なくとも１区分は機能維持可能な運用とする。
3.4 内部溢水，内部火災の影響

3.4 内部溢水，内部火災の影響

個々の機器が溢水又は火災の影響を受けた際に損傷する可能性は運転時と停止時で異なるもの

内部溢水，内部火災により個々の機器が損傷する可能性は運転時と運転停止中で異なるものではでは無いが、各系統の機能喪失がプラントに与える影響の観点では運転時と停止時で異なり、停止

ないが，各系統の機能喪失がプラントに与える影響の観点では運転時と運転停止中で異なり，運転

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

停止中は燃料の崩壊熱除去に関連する系統が重要となる。

時には、燃料の崩壊熱除去に関連する系統が重要となる。

運転停止中に燃料の崩壊熱を除去している系統は，残留熱除去系及びそのサポート系である残留停止時に燃料の崩壊熱除去を継続している系統は崩壊熱除去に関する系統及びそのサポート系

熱除去系海水系，外部電源から給電される所内電源設備である。

であり、フロント系としては残留熱除去系、サポート系としては原子炉補機冷却系及び外部電源が該当する。
内部溢水、内部火災により原子炉補機冷却系又は残留熱除去系が機能喪失すると「崩壊熱除去機

内部溢水，内部火災により運転中の残留熱除去系又は残留熱除去系海水系が機能喪失すると「残能喪失」の起因事象が発生し､外部電源設備が機能喪失すると「外部電源喪失」の起因事象が発生

留熱除去系の故障」の起因事象が発生し，所内電源設備が機能喪失すると「外部電源喪失」の起因するが、これらを起因とする事故シーケンスは、同機器のランダム要因による同系統の機能喪失を事象が発生するが，これらを起因とする事故シーケンスは，同系統の機器のランダム故障による機想定する内部事象運転停止時レベル1PRA にて抽出された事故シーケンスに含まれている。

能喪失を想定する内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいて抽出した起因事象に含まれている。
したがって，運転停止中の内部溢水，内部火災の発生する起因事象の発生を考慮しても，内部事したがって、運転停止時の内部溢水又は内部火災の発生を考慮しても、内部事象停止時レベル
1PRA において抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグ

象停止時レベル１ＰＲＡにおいて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要とな

ループはないものと判断した。

る事故シーケンスグループはないものと判断した。
なお，運転停止中においても必要な内部溢水，内部火災の影響拡大防止対策を講じ，異なる区画

なお、停止時においても必要な溢水、火災の影響拡大防止対策を講じ、異なる区画等、広範囲に※等，広範囲における重畳的な安全機能を有する機器の同時機能喪失の発生を防止する。

おける重畳的な安全機器の同時機能喪失の発生を防止する 。
※溢水：定期検査時等でのハッチ開放時の運用（9 条-別添1-補足21）に示すように異区分の安全
機器の点検中に当該ハッチを開放しないなど、溢水が複数の安全機能に影響しないよう対応を実施する
火災：原子炉停止中も必要な防護処置等は実施される

3.5 その他の外部事象の影響

3.5 その他の外部事象の影響
地震、津波以外の自然現象及び人為事象について、出力運転時の整理（別紙1（補足1））を参考

地震，津波以外の自然現象及び外部人為事象について，運転時を対象とした整理を参考に，運転に起因事象が発生し得るかを確認した。確認の結果、出力運転時と運転停止中を比較し、プラント

停止中に起因事象が発生し得るかを確認した。その結果，その他の外部事象の発生に伴う起因事象

状態、必要な機能の違いが評価に影響しないことを確認した。

は，内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいて抽出した起因事象に包含されるため，内部事象停止時
レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスグループ以外に新たに追加が必要となる事故シーケ

その他の自然現象の発生に伴う起因事象は、内部事象停止時レベル1PRA において抽出される起ンスグループはないものと判断した。

因事象に包含されるため、内部事象停止時レベル1PRA において抽出した事故シーケンスグループ
以外に新たに追加が必要となる事故シーケンスグループはないものと判断した。
4.

4．まとめ
今回の事故シーケンスグループ等の選定に際して、現段階でPRA を適用可能と判断した出力運転

まとめ
今回の事故シーケンスグループ等の選定に際して，現段階でＰＲＡを適用可能と判断した出力運時地震レベル1PRA、出力運転時津波レベル1PRA 以外の外部事象について、定性的な分析・推定か

転時地震レベル１ＰＲＡ，出力運転時津波レベル１ＰＲＡ以外の外部事象について，定性的な分ら新たに追加すべき事故シーケンスグループ等は発生しないものと評価した。

析・推定から新たに追加すべき事故シーケンスグループ及び格納容器破損モードはないものと評価した。

なお、今回定性的な分析とした各PRA や地震発生時に想定される地震随伴津波、地震随伴火災おなお，今回定性的な分析とした各ＰＲＡや地震発生時に想定される地震随伴津波，地震随伴火災

よび地震随伴溢水を対象としたPRA については、手法整備の研究及び実機プラントへの適用の検討

及び地震随伴溢水を対象としたＰＲＡについては，手法整備の研究及び実機プラントへの適用の検を順次進めていく予定である。

討を順次進めていく予定である。
以 上

以上

7

97

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

8

98

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

9

99

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
別紙１（添付１）

別紙 1（補足１）
有効性評価の事故シーケンスグループの選定に際しての地震・津波以外の外部事象の考慮について

相違理由

有効性評価の事故シーケンスグループの選定に関しての地震・津波以外の外部事象の考慮について「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原規技発第 1306193 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第 37 条第 1-1 項では，運転時の異常

第1306193号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））第37条第1-1項では，運転時の異常なな過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求め

過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求めらられる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能れる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性性があると想定する事故シーケンスグループを抽出するため，個別プラントの PRA 又はそれに代わるがあると想定する事故シーケンスグループを抽出するため，個別プラントのＰＲＡ又はそれに代わる方法で評価を実施することが求められている。

方法で評価を実施することが求められている。

外部事象の内，日本原子力学会標準として実施基準が定められており PRA の適用実績がある地震及外部事象のうち，日本原子力学会標準として実施基準が定められておりＰＲＡの適用実績がある地

び津波については，それぞれ PRA を実施し事故シーケンスグループの抽出を実施している。
（ただし， 震及び津波については，それぞれＰＲＡを実施し事故シーケンスグループの抽出を実施している。
地震随伴火災や津波随伴火災など，随伴事象の評価はまだ未成熟であり，今回，評価はできていない。
）
また，地震，津波以外の自然現象については現段階での PRA 評価は実施困難であるため，「それにまた，地震，津波以外の自然現象については現段階でのＰＲＡ評価は実施困難であるため，「それ代わる方法」として以下に示す方法にて定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故のに代わる方法」として以下に示す方法にて定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故

有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。 等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。
更に人為事象についても定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。

さらに外部人為事象についても定性的に事故シーケンスグループの抽出を行い，重大事故等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。
また，自然現象，外部人為事象が重畳することによる影響についても，定性的な評価を行い，重大事故等対策の有効性評価において新たに追加が必要となる事故シーケンスグループの有無について確認を行った。

1. 前提条件(1) 評価対象事象

1.前提条件(1)評価対象事象

設計基準を設定する自然現象の選定は，一般的な事象に加え，国内外の規格基準から収集した設計基準を設定する自然現象（以下「設計基準設定事象」という。）の設定は，一般的な事象

様々な自然現象に対し，そもそも柏崎刈羽原子力発電所において発生する可能性があるか，非常にに加え，国内外の規格基準から収集した様々な自然現象に対し，そもそも東海第二発電所におい苛酷な状況を想定した場合，プラントの安全性が損なわれる可能性があるか，影響度の大きさからて発生する可能性があるか，プラントの安全性が損なわれる可能性があるか，影響度の大きさか

代表事象による評価が可能かといった観点でスクリーニングを実施している。

ら代表事象による評価が可能かといった観点でスクリーニングを実施している。（補足1）

従って，設計基準の設定を行っていないものについては，そもそもプラントの安全性が損なわれしたがって，設計基準設定事象以外のものについては，そもそもプラントの安全性が損なわれる可能性が無いか（もしくは有意な頻度では発生しないか），影響度の大きさが他の自然現象に包る可能性がないか，有意な頻度では発生しないか，若しくは影響度の大きさから他の自然現象に絡されるものであるため，事故シーケンスの有無の確認は，設計基準を設定している以下の 7 事象

包絡されるものであるため，事故シーケンスの有無の確認は，設計基準設定事象である以下の12 設計基準事象設定方針の相違を対象に実施するものとする。

事象を対象に実施するものとする。

＜設計基準設定事象＞

・極低温（凍結）・ 風（台風）・降水（豪雨（降雨））・ 竜巻

・積雪（暴風雪）

設計基準事象設定方針の相違

10

100

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・ 低温（凍結）

・高潮

・ 降水

・火山（火山活動・降灰）

・ 積雪

・生物学的事象

設計基準事象設定方針の相違

・ 落雷

・洪水（外部洪水）設計基準事象設定方針の相違

・ 火山・風（台風）

設計基準事象設定方針の相違

・竜巻
・森林火災

設計基準事象設定方針の相違

・落雷
・地滑り

設計基準事象設定方針の相違

なお，設計基準設定事象以外については，上述の通り，基本的には事故シーケンスに至ることは

なお，設計基準設定事象以外については，上述のとおり，基本的には事故シーケンスに至るこない（もしくは，有意な頻度では発生しない）と判断しているものの，各自然現象により想定されとはないか，有意な頻度では発生しないか，若しくは影響度の大きさから他の自然現象に包絡さる発電所への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，考え得る起因事象について整理しており，れるものであると判断しているものの，各自然現象により想定される発電所への影響（損傷・機その結果からも上記 7 事象に加え詳細評価が必要な事象は無いことを確認している。
（添付資料

能喪失モード）を踏まえ，考え得る起因事象について整理しており，その結果からも上記12事象 設計基準事象抽出方針の相違

1-1）に加え詳細評価が必要な事象は無いことを確認している。なお，このうち6事象については，他

設計基準事象抽出方針の相違

事象に包絡される（降水（豪雨（降雨）），高潮，風（台風），洪水（外部洪水））か，起因事
象の発生はない（生物学的事象，地滑り）ことを確認している。（補足2）
また，各人為事象により想定される発電所への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，考え得

また，各外部人為事象により想定される発電所への影響（損傷・機能喪失モード）を踏まえ，る起因事象についても整理しており，その結果から新たな起因事象が無いこと，事象の影響として考え得る起因事象についても整理しており，その結果から新たな起因事象がないこと，事象の影

設計基準設定自然現象に包絡されることを確認している。
（添付資料 1-2）

響として設計基準設定事象に包絡されることを確認している。（補足3）(2)想定範囲(2) 想定範囲
上記自然現象については，それぞれ考慮すべき最も苛酷と考えられる条件を設計基準として設定-4-5

している。具体的には，既往最大や年超過確率 10 /年〜10 /年を目安としていることから，それ上記設計基準設定事象については，それぞれ考慮すべき最も過酷と考えられる条件を設定している。具体的には，設計基準設定を超えた規模を仮定する。

事象想定規模の相違（年超過確率は用いない）よりも低頻度（10-7/年）で発生する規模を仮定する。
2. 評価方法

2.評価方法2.1 起因事象の特定

2.1 起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という。）の損傷・機能喪失モードの抽出(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出-4-51.にて示した風，積雪等の自然現象が既往最大や年超過確率 10 /年〜10 /年といった設計基準1.にて示した風，積雪等の自然現象が設計基準を超える規模で発生した場合に，発電所に与え 事象想定規模の相違（年超過確よりも低頻度（10-7/年）となる規模で発生した場合に，発電所に与える影響は地震，津波ほど十分る影響は地震，津波ほど十分な知見がない。そこで，ここでは国外の評価事例，国内のトラブル 率は用いない）

な知見がない。そこで，ここでは国外の評価事例，国内のトラブル事例及び規格・基準にて示され事例及び規格・基準にて示されている発電所の影響を収集し，対象とする自然現象が発生した場ている発電所の影響を収集し，対象とする自然現象が発生した場合に設備等へどのような影響を与合に設備等へどのような影響を与えるか（設備等への損傷・機能喪失モード）の抽出を行う。

えるか（設備等への損傷・機能喪失モード）の抽出を行う。

11

101

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性がある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定する。
シナリオの選定にあたっては，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象となりうるシナリオを選定する。

東二(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性がある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
(3)起因事象となりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定する。
シナリオの選定に当たっては，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象となりうるシナリオを選定する。

なお，起因事象の選定は，日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率

なお，起因事象の選定は，日本原子力学会標準「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確論的安全評価に関する実施基準：2008（レベル 1 PSA 編）」（以下，学会標準）等に示される考え方

率論的安全評価に関する実施基準：2008（レベル１ＰＳＡ編）」（以下，「学会標準」）に示さなどを参考に行う。

れる考え方などを参考に行う。

(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて発生可能性を評価し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行う。
なお，過去の観測実績や統計的な評価結果等をもとに発生可能性を評価可能なものについては，有意な頻度（10-7/年）又は影響のある事故シーケンスの要因となる可能性について考察を行う。
2.2 事故シーケンスの特定(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて発生可能性を評価し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行う。
なお，過去の観測実績等をもとに発生可能性を評価可能なものについては，影響のある事故シーケンスの要因となる可能性について考察を行う。

2.1(4)項にて特定した起因事象について，内部事象レベル１ＰＲＡや地震，津波レベル１ＰＲＡ

慮しておらず，重大事故の有効性評価において追加すべき新たな事故シーケンスにつながる可能性

にて考慮しておらず，重大事故の有効性評価において追加すべき新たな事故シーケンスにつながるのあるものの有無について確認を行う。

可能性のあるものの有無について確認を行う。

また，新たな事故シーケンスにつながる可能性のある起因事象が確認された場合，事故シーケン

また，新たな事故シーケンスにつながる可能性のある起因事象が確認された場合，事故シーケンスに至る可能性について評価の上，有意な影響のある事故シーケンスとなりうるかについて確認をスに至る可能性について評価の上，有意な影響のある事故シーケンスとなりうるかについて確認を

行う。

行う。

トレステストでの評価方法などを参考に実施するものとする。
3. 個別事象評価のまとめ

事象想定規模の相違（年超過確率は用いない）2.2 事故シーケンスの特定

2.1(4)項にて特定した起因事象について，内部事象レベル 1PRA や地震，津波レベル 1PRA にて考事故シーケンスに至る可能性の評価については，旧原子力安全・保安院指示に基づき実施したス

相違理由

事故シーケンスに至る可能性の評価については，旧原子力安全・保安院指示に基づき実施したス
トレステストでの評価方法などを参考に実施するものとする。
3.個別事象評価のまとめ1.に示した各評価対象事象について，事故シーケンスに至る可能性について検討を実施した結果

1.にて示した各評価対象事象について，事故シーケンスに至る可能性のある起因事象について特（添付資料参照），内部事象や地震，津波レベル 1PRA にて抽出した事故シーケンスグループに対し定した結果（補足2-1〜6参照），内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡで考慮している起因事象にて新たに追加が必要となる事故シーケンスグループは発生しないものと判断した。

包含されることを確認した。また，各評価対象事象によって機能喪失する可能性のある緩和設備について確認し，起因事象が発生した場合であっても，緩和設備が機能維持すること等により，必要な機能を確保することは可能であることを確認した（補足2-7）。したがって，内部事象や地震，

12

102

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対して新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。
4.設計基準を超える自然現象の重畳の考慮について

4. 設計基準を超える自然現象の重畳の考慮について(1)自然現象の重畳影響(1) 自然現象の重畳影響
自然現象の重畳評価においては，損傷・機能喪失モードの相違に応じて，以下に示す影響を考慮
7する必要がある。また，事象の想定範囲は，自然現象の重ね合わせが設計基準より低頻度（10- /自然現象の重畳評価については，損傷・機能喪失モードの相違に応じて，以下に示す影響を考慮する必要がある。

年）で発生する規模を仮定する。
Ⅰ. 各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース。（例：積雪と火山灰による堆積荷重の重ね合わせ）
Ⅱ. ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース。
（例：地震により止水機能が喪失して浸水量が増加）
Ⅲ-1. 他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース。

いない）
Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース（例：積雪と降下
火砕物による堆積荷重の組合せ）
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより影響が増長するケース（例：地震により止水機能が喪失して浸水量が増加）
Ⅲ-1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース（例：降水による降下（例：降水による火山灰密度の増加（降水時は，火山灰自体が発電所へ届きにくくなると考えら

火砕物密度の増加（降水時は降下火砕物自体が発電所へ届きにくくなると考えられるため，堆れるため，堆積後の降水を想定））

積後の降水を想定））

Ⅲ-2. 他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース（例：斜面に火山灰が堆積した後Ⅲ-2．他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース（例：斜面に降下火砕物が堆積したに大量の降水により滑り，プラント周辺まで火山灰を含んだ水が押し寄せる状態。単独事象と後に大量の降水により滑り，プラント周辺まで降下火砕物を含んだ水が押し寄せる状態。単独

しては想定していない。
）

事象としては想定していない。）(2) 自然現象の重畳によるシナリオの選定
基本的には設計基準を設定する自然現象の選定において収集した自然現象について，(1)項Ⅰ〜
Ⅲ-2 に示した重畳影響の確認を実施した。
ただし，以下の観点から明らかに事故シーケンスにはつながらないと考えられるものについては
重畳影響考慮不要と判断し確認対象から除外した。
○柏崎刈羽原子力発電所及びその周辺では発生しない（もしくは，発生が極めて稀）と判断した

事象想定規模の相違（統計は用(2)自然現象の重畳によるシナリオの選定
基本的には一般的な事象に加え，国内外の規格基準から収集した自然現象について(1)項Ⅰ〜
Ⅲ-2に示した重畳影響の確認を実施した。
ただし，以下の観点から明らかに事故シーケンスにはつながらないと考えられるものについて
は重畳影響考慮不要と判断し確認対象から除外した。
○東海第二発電所及びその周辺では発生しない（若しくは，発生が極めて稀）と判断した事象

事象。
No.8：結氷板，海氷，氷壁，No.11：砂嵐，No.22：外部洪水，No.23：池・河川の水位低下，No.2：隕石，No.9：土壌の収縮又は膨張，No.14：雪崩，No.24：草原火災，No.28：ハリケー

事象の収集及び抽出方法の相No.24：河川の迂回，No.25：干ばつ，No.39：隕石，衛星の落下

ン，No.31：氷壁，No.32：土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）， No.42：地滑り，No.43：カルス

違ト，No.44：地下水による浸食，No.53：土石流，No.54：水蒸気○単独事象での評価において設備等への影響がない（若しくは，非常に小さい）と判断した事象○単独事象での評価において設備等への影響が無い（もしくは，非常に小さい）と判断した事象

で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無いと判断した事象

で，他の事象との重畳を考慮しても明らかに設備等への影響が無い判断した事象。

No.4：河川の迂回，No.16：海岸浸食，No.17：干ばつ，No.21：濃霧，No.23：霜・白霜，No.26：

No.7：霜，霜柱，No.12：霧，靄，No.16：低温水（海水温低）

極高温，No.34：湖又は河川の水位低下，No.36：陥没，地盤沈下，地割れ，No.38：もや，No.39： 事象の収集及び抽出方法の相
塩害・塩雲，No.40：地面の隆起，No.51：低温水（海水温低），No.52：泥湧出（液状化）確認した結果としては，重畳影響Ⅰ〜Ⅲ-1 については，以下に示す理由から，単独事象での評価違確認した結果としては，重畳影響Ⅰ〜Ⅲ-1については，以下に示す理由から，単独事象での評価

13

103

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二において抽出されたシナリオが生じることはなく，重畳影響Ⅲ-2 についても，他事象にて抽出したにおいて抽出されたシナリオ以外のシナリオが生じることはなく，重畳影響Ⅲ-2についても，他事

シナリオであり，新たなものは確認されなかった。個別自然現象の重畳影響確認結果を添付資料 3象にて抽出したシナリオであり，新たなものが確認されなかった。個別自然現象の重畳影響確認結に示す。また，外部人為事象の重畳影響については，添付資料 4 に示すとおり自然現象の重畳影響

果を補足4に示す。また，外部人為事象との重畳影響については，補足5に示すとおり自然現象の重に包絡されると判断した。

畳影響に包絡されると判断した。

Ⅰ. 各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
重畳により影響度合いが大きくなるのみであり，元もと，単独事象で設計基準を超える事象に対してシナリオの抽出を行っていることを踏まえると，新たなシナリオは生じない。
Ⅱ. ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長する
ケース

Ⅰ．各自然現象から同じ影響がそれぞれ作用し，重ね合わさって増長するケース
重畳により影響度合いが大きくなるのみであり，元々，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオの抽出を行っていることを踏まえると，新たなシナリオは生じない。
Ⅱ．ある自然現象の防護施設が他の自然現象によって機能喪失することにより，影響が増長するケース

単独の自然現象に対するシナリオの選定において，設計基準を越える事象を評価対象として単独の自然現象に対するシナリオの選定において，設計基準を超える事象を評価対象としていいるということは，つまり設備耐力や防護対策に期待していないということであり，単独事象

るということは，つまり設備耐力や防護対策に期待していないということであり，単独事象の評の評価において抽出された以外の新たなシナリオは生じない。

価において抽出された以外の新たなシナリオは生じない。

Ⅲ-1. 他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース

Ⅲ-1．他の自然現象の作用により前提条件が変化し，影響が増長するケース

一方の自然現象の前提条件が，他方の自然現象により変化し，元の自然現象の影響度が大き

一方の自然現象の前提条件が，他方の自然現象により変化し，元の自然現象の影響度が大きくくなったとしても，Ⅰ.と同様，単独事象で設計基準を超える事象に対してシナリオ抽出を行なったとしても，Ⅰ．と同様，単独で設計基準を超える事象に対してシナリオ抽出を行っているっているため，新たなシナリオは生じない。

ため，新たなシナリオは生じない。

Ⅲ-2. 他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース

相違理由

Ⅲ-2．他の自然現象の作用により影響が及ぶようになるケース

単独事象では影響が及ばない評価であったのに対し，事象が重畳することにより影響が及ぶ

単独事象では影響が及ばない評価であったのに対し，事象が重畳することにより影響が及ぶよようになるものは，火山灰と降水の組み合わせのみであったが，屋外設備（変圧器，軽油タン

うになるものは，降下火砕物と降水の組合せのみであったが，屋外設備（送変電設備，海水ポン

設備の相違ク等）の損傷を想定しても，起因事象としては外部電源喪失，全交流動力電源喪失であり，新プ等）の損傷を想定しても，起因事象としては外部電源喪失，全交流動力電源喪失及び最終ヒー設備の相違による起因事象のしいシナリオが生じるものではない。

トシンク喪失であり，新しいシナリオは生じない。

相違(3) 重畳事象評価のまとめ(3)重畳影響評価まとめ

事故シーケンスの抽出という観点においては，上述のとおり，自然現象が重畳することにより，事故シーケンスの抽出という観点においては，上述のとおり，自然現象が重畳することにより，単独事象の評価で選定されたシナリオに対し新たなものが生じることはなく，自然現象重畳によ

単独事象の評価で特定されたシナリオに対し新たなものが生じることはなく，自然現象重畳により追加すべき新たな事故シーケンスはないと判断した。

り新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

5. 全体まとめ

5.全体まとめ地震，津波以外の自然現象，人為事象について，事故シーケンスに至る可能性を検討した結果，地震，津波以外の自然現象，外部人為事象について，事故シーケンスに至る可能性のある起因事

内部事象や地震，津波レベル1PRAにて抽出した事故シーケンスグループに対して新たに追加が必要

象について特定した結果，内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対となる事故シーケンスグループはないと判断した。

して新たに追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

また，地震，津波を含む，各自然現象の重畳影響についても確認を実施した結果，単独事象でのまた，地震，津波を含む，各自然現象の重畳影響についても確認を実施した結果，単独事象での評価と同様に，内部事象や地震，津波レベル1PRAにて抽出した事故シーケンスグループに対して新評価と同様に，内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて抽出した事故シーケンスに対して新たにたに追加が必要となる事故シーケンスグループはないと判断した。

追加すべき事故シーケンスは発生しないものと判断した。

14

104

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

補足資料

（添付資料）

補足 1 想定される自然現象及び発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものの選定について
添付資料1-1 各自然現象について考え得る起因事象の抽出

補足 2 過酷な自然現象により考え得る起因事象等

添付資料1-2 各人為事象について考え得る起因事象の抽出

補足 3 過酷な外部人為事象により考え得る起因事象等

添付資料2-1 設計基準を超える積雪事象に対する事故シーケンス抽出

補足 2-2 積雪事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料2-2 設計基準を超える低温事象に対する事故シーケンス抽出

補足 2-1 低温（凍結）事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料2-3 設計基準を超える落雷事象に対する事故シーケンス抽出

補足 2-6 落雷事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料2-4 設計基準を超える火山事象に対する事故シーケンス抽出

補足 2-3 火山事象に対する事故シーケンス抽出

事象の収集及び抽出方法を提示

添付資料2-5 設計基準を超える風（台風）事象に対する事故シーケンス抽出
補足 2-4 竜巻事象に対する事故シーケンス抽出

添付資料2-6 設計基準を超える竜巻事象に対する事故シーケンス抽出
添付資料2-7 設計基準を超える降水に対する事故シーケンス抽出

補足 2-5 森林火災事象に対する事故シーケンス抽出

設計基準事象の抽出及び評価
内容の相違

添付資料3 自然現象重畳影響確認結果

補足 2-7 起因事象の発生が考えられるその他の自然現象と起因事象発生時の対応

起因事象の発生時及びその対添付資料4 外部人為事象に関わる重畳の影響について

補足 4 自然現象の重畳確認結果

応について提示以 上

補足 5 外部人為事象に関わる重畳の影響について

15

105

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
補足 1

想定される自然現象及び発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であ

事象の収集及び抽出方法を提示って人為によるものの選定について想定される自然現象及び発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下，｢想定される外部人為事象｣という。）について選定を行った。
（１）想定される自然現象及び想定される外部人為事象の抽出
設置許可基準規則の解釈第 6 条 2 項及び 8 項において，「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）」と「安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象」として，以下のとおり例示されている。
第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）（中略）
２ 第 1 項に想定する「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），
竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう。
（中略）
８ 第 3 項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象
であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）」とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。
想定される自然現象及び想定される外部人為事象について網羅的に抽出するための基準等については，国外の基準として「Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety
Assessment for Nuclear Power Plants （IAEA,April 2010）」を，また外部人為事象を選定する観点から「DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES(FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE（NEI-12-06 August2012）」，日本の自然現象を網羅する観点から「日本の自然災害（国会資料編纂会 1998 年）」を参考にした。これらの基準等に基づき抽出した想定される自然現象を第 1-1 表に，想定される外部人
為事象を第 1-2 表に示す。
なお，その他に NRC の｢NUREG/CR-2300 PRA Procedures Guide （NRC,January 1983）｣等の基準
も事象収集の対象としたが，これら追加した基準の事象により，「(3) 設計上考慮すべき想定される自然現象及び外部人為事象の選定結果」において選定される事象が増加することはなかった。

16

106

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

第 1-1 表 考慮する外部ハザードの抽出（想定される自然現象）

事象の収集及び抽出方法を提（丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
）
No

外部ハザード示

外部ハザードを抽出した文献等
①

②

③

④

⑤

⑥

⑦

⑧

⑨

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

1-1

極低温（凍結）

○

1-2

隕石

○

1-3

降水（豪雨（降雨）
）

○

○

1-4

河川の迂回

○

○

1-5

砂嵐

○

1-6

静振

○

1-7

地震活動

○

○

○

○

○

○

○

○

1-8

積雪（暴風雪）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-9

土壌の収縮又は膨張

○

○

○

○

○

1-10

高潮

○

○

○

○

○

1-11

津波

○

○

○

○

○

○

○

○

1-12

火山（火山活動・降灰）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-13

波浪・高波

○

○

○

○

○

1-14

雪崩

○

○

○

○

○

1-15

生物学的事象

○

○

○

1-16

海岸浸食

○

1-17

干ばつ

○

1-18

洪水（外部洪水）

1-19

○
○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

風（台風）

○

○

○

○

○

○

○

○

1-20

竜巻

○

○

○

○

○

○

○

○

1-21

濃霧

○

○

○

1-22

森林火災

○

○

○

○

○

1-23

霜・白霜

○

○

○

○

○

1-24

草原火災

○

1-25

ひょう・あられ

○

○

○

○

○

○

1-26

極高温

○

○

○

○

○

○

1-27

満潮

○

○

○

○

1-28

ハリケーン

○

○

○

1-29

氷結

○

○

○

1-30

氷晶

○

○

1-31

氷壁

○

○

○
○

○
○

○

○

○

○

17

107

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

1-32

土砂崩れ（山崩れ，がけ崩れ）

○

1-33

落雷

○

1-34

湖または河川の水位低下

○

1-35

湖または河川の水位上昇

1-36

陥没・地盤沈下・地割れ

1-37

極限的な圧力（気圧高低）

○

1-38

もや

○

1-39

塩害，塩雲

○

○

1-40

地面の隆起

○

○

1-41

動物

○

○

1-42

地滑り

1-43

カルスト

○

1-44

地下水による浸食

○

1-45

海水面低

○

○

1-46

海水面高

○

○

1-47

地下水による地滑り○

1-48

水中の有機物○1-49

太陽フレア，磁気嵐

1-50

高温水（海水温高）

○

○

1-51

低温水（海水温低）

○

○

1-52

泥湧出（液状化）

○

1-53

土石流

○

○

1-54

水蒸気

○

○

1-55

毒性ガス

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES (FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE (NEI-12-06 August 2012)②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③Specific Safety Guide (SSG-3) Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment
for Nuclear Power Plants , IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300 PRA PROCEDURES GUIDE ,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造および設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年
6 月 19 日）⑦ Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk
Assessment for Nuclear Power Plant Applications⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline (NEI-06-12 December 2006) -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会

18

108

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

第 1-2 表 外部ハザードの抽出（想定される外部人為事象）

事象の収集及び抽出方法を提（丸数字は，外部ハザードを抽出した文献を示す。
）
No
2-1
2-2

外部ハザード衛星の落下ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故(ｶﾞｽなど)，ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト内爆発等①

示

外部ハザードを抽出した文献等
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧

○

○

○

○
○

○
○

⑨
○

○

2-3

交通事故（化学物質流出含む）

○

○

○

2-4

有毒ガス

○

○

○

○

○

○

2-5

タービンミサイル

○

○

○

○

○

2-6

飛来物（航空機落下）

○

○

○

○

○

○

2-7

工業施設又は軍事施設事故○

2-8

船舶の衝突（船舶事故）

○

○

○

2-9

自動車または船舶の爆発

○

○

○

2-10

船舶から放出される固体液体不純物

○

○

2-11

水中の化学物質○2-12

プラント外での爆発○

2-13

プラント外での化学物質の流出

2-14

サイト貯蔵の化学物質の流出

2-15

軍事施設からのミサイル

2-16

掘削工事

2-17

他のユニットからの火災

○

2-18

他のユニットからのミサイル

○

2-19

他のユニットからの内部溢水

○

2-20

電磁的障害

○

○

○

○

2-21

ダムの崩壊

○

○

○

○

2-22

内部溢水

○

○
○

○

○

○
○
○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

2-23
火災（近隣工場等の火災）
○
○
○
○
○
①DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES (FLEX) IMPLEMENTATION GUIDE (NEI-12-06 August 2012)②「日本の自然災害」国会資料編纂会 1998 年③Specific Safety Guide (SSG-3) Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment
for Nuclear Power Plants , IAEA, April 2010
④ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年 6 月 19 日）⑤ NUREG/CR-2300 PRA PROCEDURES GUIDE ,NRC, January 1983
⑥ 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造および設備の基準に関する規則の解釈」（制定：平成 25 年
6 月 19 日）⑦ASME/ANS RA-Sa-2009 "Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large Early Release Frequency
Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications"⑧ B.5.b Phase2&3 Submittal Guideline (NEI-06-12 December 2006) -2011.5 NRC 公表⑨「外部ハザードに対するリスク評価方法の選定に関する実施基準：2014」一般社団法人 日本原子力学会

19

109

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二（２）設計上考慮すべき想定される自然現象及び想定される外部人為事象の選定

相違理由
事象の収集及び抽出方法を提（１）で網羅的に抽出した事象について，東海第二発電所において設計上考慮すべき事象を選定 示するため，海外での評価手法※を参考とした第 1-3 表の除外基準のいずれかに該当するものは除外
して事象の選定を行った。
第 1-3 表 考慮すべき事象の除外基準（参考 1 参照）
基準Ａ

プラントに影響を与えるほど接近した場所に発生しない。(例：No.1-5 砂嵐)
ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる。(例：No.1-16 海岸浸食)
プラント設計上，考慮された事象と比較して設備等への影響度が同等若しくはそれ以下，またはプラントの安全性が損なわれることがない(例：No.1-21 濃霧)

基準Ｂ
基準Ｃ
基準Ｄ

影響が他の事象に包絡される。(例：No.1-27 満潮)

基準Ｅ発生頻度が他の事象と比較して非常に低い。(例：No.1-2 隕石)

基準Ｆ

外部からの衝撃による損傷の防止とは別の条項で評価している。または故意の外部人為事象等外部からの衝撃による損傷の防止の対象外の事項（例：No.2-5 タービンミサイル）※ASME/ANS RA-Sa-2009 Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large Early Release Frequency
Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications（３）設計上考慮すべき想定される自然現象及び想定される外部人為事象の選定結果（２）で検討した除外基準に基づき，東海第二発電所において設計上考慮すべき事象を選定した
結果を第 1-4 表及び第 1-5 表に示す。
第 6 条に該当する「想定される自然現象」として，以下の 12 事象を選定した。
・洪水（外部洪水）・風（台風）
・竜巻
・極低温（凍結）・降水（豪雨（降雨））・積雪（暴風雪）・落雷・地滑り・火山（火山活動・降灰）
・生物学的事象
・森林火災
・高潮
また，
「想定される外部人為事象」として，以下の 7 事象を選定した。
・飛来物（航空機落下）
・ダムの崩壊20110

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・プラント外での爆発・火災（近隣工場等の火災）・有毒ガス
・船舶の衝突（船舶事故）
・電磁的障害21111

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

第 1-4 表 設計基準において想定される自然現象の選定結果

事象の収集及び抽出方法を提1-1

極低温（凍結）

選定
基準
−

1-2

隕石

E※1

×

1-3

降水
(豪雨（降雨））

−

○

No.

外部ハザード選定○

備考「凍結」としてプラントへの影響評価を実施する。
安全施設の機能に影響を及ぼす規模の隕石が衝突する可能性は極めて低い。
「降水」としてプラントへの影響評価を実施する。

1-4

河川の迂回

B

×

1-5

砂嵐

A,D

×

1-6

静振

D

×

1-7
1-8

地震活動
積雪（暴風雪）

F
−

×
○

1-9

土壌の収縮または
膨張

A,C

×

−
F

○
×

発電所周辺の河川（久慈川）までは距離があり（約2km），また，迂回事象は進展が遅く，進展防止対策が可能であるため，安全性の影響はないことから除外する。
発電所及びその周辺には砂漠砂丘は存在せず，安全施設の機能に影響はないことから除外する。
大陸からの黄砂の影響については，「火山（火山活動・降灰）」に包絡される。
静振は，津波や波浪といった事象に誘因されるものであり，それ単体での影響はなく，「津波」に包絡される。
「第 4 条 地震による損傷の防止」にて評価される。
「積雪」としてプラントへの影響評価を実施する。
地盤の収縮または膨張が発生したとしても，施設荷重によって有意な圧密沈下・クリープ沈下は生じず，また膨潤性の地質でもない。なお，安全上重要な施設は岩着や杭基礎であり，影響はないことから除外する。
「高潮」としてプラントへの影響評価を実施する。
「第 5 条 津波による損傷の防止」にて評価される。

−○「火山」としてプラントへの影響評価を実施する。

1-10
1-11
1-12

高潮
津波
火山
（火山活動・降灰）

1-13

波浪・高波

D

×

1-14

雪崩

A

×

1-15

生物学的事象

−

○

1-16

海岸浸食

B

×

1-17

干ばつ

C

×

1-18

洪水（外部洪水）−○示

波浪は，風浪（風によってその場所に発生する波）とうねり（他の場所で発生した風浪の伝わり，風が静まった後に残される波）の混在した現象であり，
高波は波浪の波高が高いものを指すが，設計基準津
波による影響の方が大きく，「津波」に包絡される。
安全上重要な施設は周辺斜面と十分な離隔距離があること，発電所敷地内及び敷地周辺の地形に急傾
斜はなく，雪崩が起きる可能性はないことから除外する。
「生物学的事象」としてプラントへの影響評価を実施する。
基本的に取水に係る土木構築物はコンクリート製であり浸食はほとんどなく，仮に海底砂の流出等による海底勾配の変化が生じるような場合でも，非常に緩やかに進行するものと考えられ，保守管理による不具合防止が可能であるため，安全施設の機能の影
響はないことから除外する。
発電所は海水を冷却源としていることから，安全施設の機能に影響を及ぼすことはない。また，淡水は復水貯蔵タンク等により保管していることから，干ばつが発生したとしても安全施設の機能に影響を及ぼすことはないことから除外する。
「洪水」としてプラントへの影響評価を実施する。

22

112

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
1-19

風（台風）

−

○

1-20

竜巻

−

○

1-21

濃霧

C

×

1-22

森林火災

−

○

1-23

霜・白霜

C

×

1-24

草原火災

A

×

1-25

ひょう・あられ

D

×

1-26

極高温

C

×

1-27

満潮

D

×

1-28

ハリケーン

A

×

1-29

氷結

D

×

1-30

氷晶

D

×

1-31

氷壁

A

×

1-32

土砂崩れ
（山崩れ，がけ崩れ）

A

×

1-33

落雷

−

○

1-34

湖または河川の
水位低下

C

×

1-35

湖または河川の
水位上昇

D

×

1-36

陥没・地盤沈下・地割れ

F

×

相違理由
「風（台風）」としてプラントへの影響評価を実施する。
「竜巻」としてプラントへの影響評価を実施する。
設備に損傷を与えることはなく，安全施設の機能に影響はないことから除外する。
「森林火災」としてプラントへの影響評価を実施する。
設備に損傷を与えることはなく，安全施設の機能に影響はないことから除外する。
発電所及びその周辺には草原は存在しないことから除外する。
ひょう（直径5mm以上），あられ（直径5mm未満）は氷の粒であり，仮に直径10cm程度のひょうを想定した場合でも，竜巻の設計飛来物（鋼製材：長さ4.2m，幅0.3m，奥行0.2m）の衝突荷重に比べ十分小さいことから，ひょう，あられにより安全施設の機能が損なわれる恐れはなく，「竜巻」に包絡される。
気温は１日の中で高低差があるため高温期間は一時的であること，仮に水戸の過去最高気温（38.4℃）が継続したとしても，建屋内空調は海水にて冷却していることから室内の気温上昇の影響は著しくな
く，安全機能に影響はないことから除外する。
発電所周辺の既往最高潮位が T.P+1.46m であり，設計津波による影響の方が大きいことから，「津波」に包絡される。
日本がハリケーンの影響を受けることはないことから除外する。
氷結とは水の凝固であり，影響は凍結と同等と考えられることから，「極低温（凍結）」に包絡される。
氷晶とは氷の結晶であり，仮に堆積しても影響は凍結と同等と考えられることから，「極低温（凍結）」に包絡される。
氷壁とは氷河の末端や氷山などの絶壁を指すが，発電所周辺で氷壁を含む海氷の発生，流氷の到達事例はないことから除外する。
発電所敷地内及び敷地周辺に土砂崩れを発生させる
ような急傾斜地形，山，がけはないことから除外する。
「落雷」としてプラントへの影響評価を実施する。
発電所は海水を冷却源としていることから，湖または河川の水位低下による安全施設の機能に影響を及ぼすことはない。また，淡水は復水貯蔵タンク等により保管していることから，湖または河川の水位低下が発生したとしても安全施設の機能に影響を及ぼすことはないことから除外する。
河川等の水位上昇により氾濫が発生したとしても，影響は外部からの洪水と同等を考えられるため，「洪
水（外部洪水）」に包絡される。
陥没・地盤沈下・地割れ等地盤の変状を伴う変形は地盤の脆弱性に係る事象であり，「地震活動」による影響評価（地盤）にて評価する。

事象の収集及び抽出方法を提
示

23

113

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

1-37

極限的な圧力（気圧高低）

D

×

1-38

もや

C

×

1-39

塩害，塩雲

B

×

1-40

地面の隆起

F

×

1-41

動物

D

×

1-42

地滑り

−

○

1-43

カルスト

A

×

1-44

地下水による浸食

A

×

1-45

海水面低

D

×

1-46

海水面高

D

×

1-47

地下水による地滑り

D

×

1-48

水中の有機物D×

1-49

太陽フレア，磁気嵐

C

×

1-50

高温水（海水温高）

B

×

1-51

低温水（海水温低）

C

×

1-52

泥湧出（液状化）

F

×

相違理由
低気圧，高気圧による気圧の変化については予測可能であり，必要に応じて事前の備えが可能である。
一方，同様の影響がある竜巻については，検知から対応までの時間的余裕が少ないことに加え，風荷重や飛来物衝突といったその他の影響も同時に考慮する必要があることから，竜巻の方がプラントへ及ぼす影響が大きいため，「竜巻」に包絡される。
設備に損傷を与えることはなく，安全施設の機能に影響はないことから除外する。
塩害による腐食の影響については，事象進展が遅く
保守管理による不具合防止が十分可能であることから除外する。
地面の隆起は地震による地盤の変状を伴う変形であり，「地震活動」による影響評価（地盤）にて評価する。
動物を生物学的事象として考慮するため，「生物学的事象」に包絡される。
「地滑り」としてプラントへの影響評価を実施する。
カルストとは石灰岩地域で雨水・地下水の溶食によって生じた地形であるが，発電所敷地内及び敷地周辺に石灰岩地形は認められないことから除外する。
敷地には地盤を浸食する地下水脈は認められず，また，敷地内の地下水位分布は海に向かってこう配を示しており，浸食をもたらす流れは発生しないことから除外する。
海水面低は，津波，干潮により発生する事象であるが，津波によるものの規模が大きく，「津波」に包絡される。
海水面高は，津波，満潮，高潮により発生する事象であるが，津波によるものの規模が大きく，「津波」に包絡される。
影響は地滑り事象と同様であると考えられることから，「地滑り」に包絡される。
プランクトン等の海生生物を生物学的事象として考慮するため，「生物学的事象」に包絡される。
太陽フレア，磁気嵐により誘導電流が発生する可能性があるが，影響が及んだとしても変圧器等の一部に限られること，仮に発電所外を含めた送変電設備に影響が及ぶような場合においても，プラント停止など適切な措置を講じることとしているため，安全施設の機能が損なわれることはないと考えられるため除外する。
設計条件を上回る海水温度高に対し定格出力維持が困難な場合も想定されるが，温度を監視しており，出力低下やプラント停止措置にて十分対応可能であることから，安全施設の機能が損なわれることはないため除外する。
取水温度の低下は冷却性能の低下につながるもの
ではなく，安全施設の機能に影響はないため除外する。
地盤の脆弱性に係る影響であり，「地震活動」による影響評価（地盤）にて評価する。

事象の収集及び抽出方法を提
示

24

114

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

発電所敷地内及び敷地周辺には土石流を発生させるような地形，
地質は認められないことから除外する。
火山事象により発生する事象であるが，周辺に火山
1-54
水蒸気
A
×
がないことから除外する。
火山事象，外部火災事象により発生する事象であるが，周辺に火山はなく，また，外部火災事象にて有
1-55
毒性ガス
D
×
毒ガスの評価を行うことから，「森林火災」に包絡される。
※1：NUREG-1407 Procedure and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events(IPEEE) for Severe Accident Vulnerabilities によると，隕石や人工衛星については，衝突の確率が 10-９と非常に小さいため，起因事象頻度は低く IPEEE の評価対象から除外する旨が記載されている。
なお，本記載の基となった NUREG/CR-5042,Supplement2 によると，1 ポンド以上の隕石の年間落下件数と地表の一定面積に落下する確率を面積比で概算した結果，100 ポンド以上の隕石が 10,000 平方フィートに落下する確率は 7×10-１０／炉年，100,000 平方フィートに落下する確率は 6×10-8／炉年，隕石落下による津波の確率は 9×10-10／炉年と評価されている。
地球近傍の天体が，地球に衝突する確率及び衝突した際の被害状況を表す尺度として，トリノスケールがあるが，NASA によると 2017 年において，今後 100 年間に衝突する可能性がある全ての天体について，レベル 0とされている。レベル 0 とは，衝突確率が 0 か可能な限り 0 に近い，又は衝突したとしても大気中で燃え尽き被害がほとんど発生しないことを示す。NASA のリストにおいて，2017 年現在最も衝突確率の高い 2010RF12 が，今後 100 年間に東海第二発電所へ落下する確率を計算する。
1-53

土石流

A

×

地球の表面積：510,072,000km２
東海第二発電所を含む敷地面積：0.66km２
2012RF12 の衝突確率（2017 年現在）
：5.0×10−２
東海第二発電所敷地内に衝突する確率は概算で以下のとおりであり，極頻度である。
5.0×10−２×（0.66÷510,072,000）＝6.5×10−１１
その他，ＩＡＥＡの SAFETY STANDARDS SERIES No.NS-R-1, SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS:DESIGN では，想定起因事象で考慮しないものとして，自然または人間に起因する外部事象であって，極めて起こりにく
いもののたとえとして隕石や人工衛星の落下を挙げている。

25

115

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

No.

東二

相違理由

第 1-5 表 設計基準において想定される外部人為事象の選定結果

事象の収集及び抽出方法を提外部ハザード

選定
基準

選定

2-1

衛星の落下

E※２

×

2-2

ﾊﾟｲﾌﾟﾗｲﾝ事故(ｶﾞｽなど)，ﾊﾟｲ
ﾌﾟﾗｲﾝ事故によるサイト内爆
発等

A,D

×

2-3

交通事故
（化学物質流出含む）

D

×

2-4

有毒ガス

−

○

2-5

タービンミサイル

E,F

×

2-6

飛来物（航空機落下）

−

○

2-7

工業施設又は軍事施設事故

A,D

×

2-8

船舶の衝突
（船舶事故）−○

2-9

自動車又は船舶の爆発

A,D

×

2-10

船舶から放出される固体液
体不純物

D

×

2-11

水中の化学物質

D

×

2-12

プラント外での爆発

−

○

2-13

プラント外での化学物質流
出

D

×

2-14

サイト貯蔵の化学物質の流
出

D

×

2-15

軍事施設からのミサイル

A

×

備

考

示

安全施設の機能に影響を及ぼす人工衛星が落下する可能性は非常に低いと考えられることから除外する。
発電所周辺のＬＮＧ基地内のパイプライン（約1.5km）は，十分な離隔距離が確保されていることから，影響は「爆発（プラント外での爆発）」，「火災（近隣工場等の火災）」及び「有毒ガス」に包絡される。
敷地外において，タンクローリ等の可動施設の輸送事故（流出含む）影響については，「火災（近隣工場等の火災）」及び「有毒ガス」に包絡される。
敷地内の交通事故は，車両の制限速度の設定等
により管理されることから，安全機器へ損傷を与えるほどの衝突は発生しない。
「有毒ガス」としてプラントへの影響評価を実施する。
「第18条 蒸気タービン」にて評価される。
「航空機落下」として，プラントへの影響評価を実施する。
発電所周辺の大規模な工業施設は，十分な離隔距離が確保されていることから，「爆発（プラント外での爆発）」，「火災（近隣工場等の火災）」及び「有毒ガス」に包絡される。
また，発電所近傍に安全施設に影響を及ぼすような軍事施設はない。
「船舶の衝突」としてプラントへの影響評価を実施する。
発電所周辺の幹線道路及び定期航路は，十分な離隔距離が確保されていることから，「爆発（プ
ラント外での爆発）」，「火災（近隣工場等の火災）」及び「有毒ガス」に包絡される。
流出物の影響は船舶事故発生時と同等と考えられ，「船舶の衝突（船舶事故）」に包絡される。
水中の化学物質の影響は船舶事故発生時と同等と考えられ，「船舶の衝突（船舶事故）」に包絡される。
「爆発」としてプラントへの影響評価を実施する。
発電所周辺の航路は，十分な離隔距離が確保されていることから，「船舶の衝突（船舶事故）」及び「有毒ガス」に包絡される。
屋内は空調管理，排水管理されていることから影響はないが，屋外貯蔵の化学物質流出の影響
は「有毒ガス」に包絡される。
偶発的なミサイル到達は考え難いことから除
外する。

26

116

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

敷地内の工事は管理されており，事前調査で埋設ケーブル・配管位置の確認を行うため，損傷
2-16
掘削工事
A
×
は回避できることから除外する。
敷地外の工事はプラントに影響を与えないことから除外する。
近隣工場等の火災と影響は同様と考えられるこ
2-17
他のユニットからの火災
D×とから，「火災（近隣工場等の火災）」及び「有毒ガス」に包絡される。
他のユニットからのミサイ
安全施設に影響を及ぼすようなミサイル源は
2-18
A
×
ル
ないため除外する。
他のユニットからの内部溢「第 9 条 溢水による損傷の防止等」にて評価
2-19
F
×
水
される。
「電磁的障害」としてプラントへの影響評価を
2-20
電磁的障害
−
○
実施する。
「ダムの崩壊」としてプラントへの影響評価を
2-21
ダムの崩壊
−
○
実施する。
「第 9 条 溢水による損傷の防止等」にて評価
2-22
内部溢水
F
×
される。
火災
「近隣工場等の火災」としてプラントへの影響
2-23−○（近隣工場等の火災）評価を実施する。
※２：人口衛星が落下した場合については，衛星の大部分が大気圏で燃え尽き，一部破片が落下する可能性がある
ものの原子炉施設に影響を及ぼすことはないものと考えられる。

27

117

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
＜参考１＞
基準Ａ：プラントに影響を与えるほど接近した場所に発生しない。

相違理由
事象の収集及び抽出方法を提示

発電所の立地点の自然環境は一様ではなく，発生する自然事象は地域性があるため，発電所
立地点において明らかに起こり得ない事象は対象外とする。
基準Ｂ：ハザード進展・襲来が遅く，事前にそのリスクを予知・検知することでハザードを排除できる。
事象発生時の発電所への影響の進展が緩慢であって，影響の緩和又は排除の対策が容易に講じることが出来る事象は対象外とする。例えば，発電所の海岸の浸食の事象が発生しても，進展が遅いため補強工事等により侵食を食い止めることができる。
基準Ｃ：プラント設計上，考慮された事象と比較して設備等への影響度が同等若しくはそれ以下，又はプラントの安全性が損なわれることがない。
事象が発生しても，プラントへの影響が極めて限定的で炉心損傷事故のような重大な事故にはつながらない事象は対象外とする。例えば，外気温が上昇しても，屋外設備でも故障に至る可能性は小さく，また，冷却海水の温度が直ちに上昇しないことから冷却は維持できるので，影響は限定的である。
基準Ｄ：影響が他の事象に包絡される。
プラントに対する影響が同様とみなせる事象については，相対的に影響が大きいと判断される事象に包絡して合理的に検討する。
基準Ｅ：発生頻度が他の事象と比較して非常に低い。
航空機落下の評価では発生頻度が低い事象(10-7／年以下)は考慮すべき事象からは対象外としており，同様に発生頻度がごく稀な事象は対象外とする。
基準Ｆ：外部からの衝撃による損傷の防止とは別の条項により評価を実施している。又は故意の外部
人為事象等外部からの衝撃による損傷の防止の対象外の事項
第四条 地震による損傷の防止，第五条 津波による損傷の防止，第九条 溢水による損傷の防止等，第十八条 蒸気タービンにより評価を実施するもの，または，故意の外部人為事象等
外部からの衝撃による損傷の防止に該当しないものについては，対象外とする。

28

118

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

＜参考２＞

事象の収集及び抽出方法を提設計基準において想定される自然現象の抽出フロー

示

国内外の基準等に基づき，考えられる
自然現象を網羅的に抽出

敷地の自然環境を考慮し，海外での評
価手法 ※ を参考とした除外基準に該当するものを除外選定の結果，設計基準において想定される自然現象として 12 事象を選定

・洪水・風（台風）
・竜巻
・凍結
・降水
・積雪

・落雷
・地滑り
・火山
・生物学的事象
・森林火災
・高潮

29

119

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

設計基準において想定される外部人為事象の抽出フロー

事象の収集及び抽出方法を提示

国内外の基準等に基づき，考えられる
外部人為事象を網羅的に抽出

敷地及び敷地周辺の状況を考慮し，海外での評価手法 ※ を参考とした除外基準に該当するものを除外

選定の結果，設計基準において想定される外部人為事象として 7 事象を選定

・飛来物
・ダムの崩壊・爆発・近隣工場等の火災・有毒ガス
・船舶の衝突・電磁的障害30120

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違31121

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違32122

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違33123

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違34124

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違35125

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違36126

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違37127

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違38128

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違39129

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違40130

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
（補足資料の順は柏崎に合わせて提示）
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違41131

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違42132

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違43133

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違44134

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
事象の抽出方法，対象設備及び評価結果の相違45135

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
補足 2-2

添付資料 2-1
設計基準を超える積雪事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

相違理由

積雪事象に対する事故シーケンス抽出（補足資料の順は柏崎に合わせて提示）

1．起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
積雪事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

① 建屋天井や屋外設備に対する荷重①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重② 送電変電設備の屋外設備への着氷②着雪による送電線の相間短絡③ 空調給気口の閉塞③給気フィルタ等の閉塞④ 積雪によるアクセス性や作業性の悪化

設計基準事象においては屋外作業は不要であることから，損(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プ(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プ とした。

ラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

ラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設備等を評価対象設備

具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設備等を評価対象設備として選定した。

傷・機能喪失モードの抽出不要として選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重＜建屋＞
・原子炉建屋＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）

設備の相違

・コントロール建屋
・タービン建屋＜屋外設備＞

・タービン建屋＜屋外設備＞

・送変電設備・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）

・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）

・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）

・中央制御室換気空調設備

・復水貯蔵タンク・ディーゼル発電機非常用給気設備（6 号機），非常用電気品区域空調設備（7 号機）（以下，・残留熱除去系海水系

D/G 室空調）

設備の相違

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②着雪による送電線の相間短絡
・送電線③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・中央制御室換気系（給気口）

46

136

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する荷重(3)起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重

建屋及び屋外設備に対する積雪荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞

＜建屋＞

○原子炉建屋・原子炉建屋

原子炉建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機冷原子炉建屋（原子炉棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置して却系のサージタンクが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒート

いる原子炉補機冷却系サージタンクが物理的に機能喪失した場合，原子炉補機冷却系の機 設備の相違

シンク喪失に至るシナリオ。

能喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（附属棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置してい設備の相違

る中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，中央制御室換気系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置

設備の相違している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
○タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，タービンや発電機に影響が及び，ター
ビントリップに至るシナリオ。

・タービン建屋
タービン建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているター
ビンや発電機に影響が及び「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サ 設備の相違
ージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
設備の相違○コントロール建屋
コントロール建屋屋上が積雪荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制
御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。その後，中央制御室の下階に位置している直流電源設備へ溢水が伝播し機能喪失に至るシ
ナリオ。
＜屋外設備＞○軽油タンク等
軽油タンク天井が積雪荷重により崩落した場合には，軽油タンク機能喪失に至る可能性があり，以下②に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。

＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）

設備の相違

超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が積雪荷重により崩落し，送受電設備に影
響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク設備の相違

復水貯蔵タンク天板が積雪荷重により崩落し，保有水が喪失した場合，補給水系の喪失

47

137

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器

設備の相違

積雪荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼル
発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系

設備の相違

積雪荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系

設備の相違

積雪荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系

設備の相違

積雪荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場合，非常用ディーゼ
ル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系

設備の相違

積雪荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系

設備の相違

積雪荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
②送変電設備の屋外設備への着氷送電線や碍子へ雪が着氷（着氷雪）することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。
③空調給気口の閉塞
中央制御室換気空調および D/G 室空調給気口閉塞による各空調設備が機能喪失に至る。
（ただし，中央制御室換気空調については，外気遮断による再循環運転が可能な設計となっているため，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。）
仮に D/G 室空調給気口の閉塞により，非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至るような場合
において，上記②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，全交流動力電源喪失に至る。

②着雪による送電線の相間短絡
送電線や碍子へ着雪することによって相間短絡を起こし，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
③給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞
積雪により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用
ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・中央制御室換気系給気口の閉塞

設備の相違による評価結果の中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆 相違
積物による閉塞は考え難いため，シナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞

設備の相違

積雪により残留熱除去系海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞し

設備の相違

48

138

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

た場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用

設備の相違

ディーゼル発電機の機能喪失，仮に②の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン補機冷却系

設備の相違

喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真空度喪失による「隔設備の相違離事象」に至るシナリオ。
設計基準事象においては屋外④積雪によるアクセス性や作業性の悪化
積雪により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぼす可能性があるものの，設作業は不要であることから，損計基準対象施設のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外での現場対応はなく，仮にアク

傷・機能喪失モードの抽出不要

セス性や屋外の作業性へ影響が及んだ場合であっても構内の道路又はアクセスルートについてとした。

は，除雪を行うことから問題はない。作業が必要になるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を越える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える積雪事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定

発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定

を行った。

を行った。

①建屋天井や屋外設備に対する荷重により発生可能性のあるシナリオ①建屋天井や屋外設備に対する積雪荷重

積雪荷重が各建屋天井の許容荷重を上回った場合には，(3)項で選定した各シナリオが発生

積雪事象が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)項にて選定した各する可能性はあるものの，最終ヒートシンク喪失，タービントリップについては，運転時の内シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するような積雪事

部事象レベル1PRA でも考慮していること，計測制御系機能喪失については，地震や津波のレ

象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常

ベル1PRA でも考慮していることから追加のシナリオではない。軽油タンクについても，天井に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるの許容荷重を上回る積雪荷重によって破損に至る可能性はあるものの，外部電源喪失との重畳ため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

評価方法の相違による全交流動力電源喪失は，運転時の内部事象や地震，津波のレベル1PRA でも考慮しているものであり，追加のシナリオではない。
なお，各建屋や軽油タンクの天井が崩落するような積雪事象は，年超過確率評価上，10-7/年

年超過確率を用いないより小さい事象であること（表4.1参照），積雪事象の進展速度の遅さを踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判
断した。

49

139

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

表 4.1 各建屋・タンクの積雪荷重と年超過頻度の比較
建屋・タンク
原子炉建屋

タービン建屋

積雪荷重

年超過頻度

結果

-7

6 号炉 357cm

266cm：10 /年未満

積雪荷重を超え7 号炉 361cm

10-4/年：135.9cm

るまでに大きな

6 号炉 266cm-7

10 /年：213.3cm

裕度がある

7 号炉 266cm
コントロール建屋

371cm

軽油タンク

6 号炉 321cm
7 号炉 321cm②送変電設備の屋外設備への着氷②着雪による送電線の相間短絡

着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える積雪事象に対して発生を着雪に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える積雪事象に対しては否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべき起因事象として発生を否定できないため，送電線の着雪による短絡を想定した場合，外部電源喪失に至るシ選定する。

ナリオは考えられるため，起因事象として選定する。

③空調給気口の閉塞③給気フィルタ等の閉塞

仮にD/G 室空調給気口閉塞により非常用ディーゼル発電設備が機能喪失に至り，かつ同時に外積雪事象により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合には， 設備の相違及び評価方法の相部電源喪失に至ることを想定した場合，全交流動力電源喪失に至ることとなるが，全交流動力電(3)項にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非常用ディーゼル発電機室の給気源喪失については，運転時の内部事象や地震，津波レベル1PRA でも考慮しており，追加のシナ

口，吸気フィルタが閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展速度を踏まえると除雪管理

リオではない。

が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シー

なお，基本的には除雪管理が可能であるが，D/G室空調給気口が閉塞に至る積雪深さは，年超-7

過確率評価上，10 /年より小さくなること，積雪の給気口への付着・堆積についても除雪管理がケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。

可能であることから，積雪事象による給気口閉塞事象の発生可能性は非常に稀であり，有意な頻また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)項で選定したシナリオが発生す

度又は影響のある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象

る可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような積雪事象は，積雪事象の進展としては選定不要であると判断した。
（表4.2にD/G室空調及び中央制御室換気空調給気口を示

速度を踏まえると除雪管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な頻す。
）

度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因
表 4.2 各空調吸排気口の高さと年超過頻度の比較
空調吸排気口D/G 室空調(A)
給気口
D/G 室空調(A)
排気口

設置高さ
6 号炉：11.7m
7 号炉：11.5m
7.8m

D/G 室空調(B)

6 号炉：11.7m

給気口

7 号炉：11.5m

D/G 室空調(B)
排気口

年超過頻度
266cm：10-7/年未満-4違

年超過確率を用いない事象としては選定不要であると判断した。
結果

積雪荷重を超える

10 /年：135.9cmまでに大きな裕度

10-7/年：213.3cm

がある

7.8m

50

140

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
D/G 室空調(C)6 号炉：11.7m

給気口

7 号炉：11.5m

D/G 室空調(C)排気口
中央制御室換気
空調設備給気口
中央制御室換気
空調設備排気口

東二

相違理由

7.8m

4.2m

4.2m

2.

2. 事故シーケンスの特定

事故シーケンスの特定

1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に

1.にて設計基準を超える積雪事象に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定

評価内容の相違

したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新至るシナリオ。
○タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及びタービントリップに至る

しい事故シーケンスではない。

シナリオ。
○コントロール建屋の天井が崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的又は積雪（雪融け水含む）により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制
御室の下階に位置している直流電源設備が溢水により機能喪失に至るシナリオ。
○軽油タンクの天井が崩落した場合で，かつ外部電源喪失が発生している状況下において，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
○送電線や碍子へ雪が着氷することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。
○D/G 室空調給気口閉塞により非常用ディーゼル発電設備が機能喪失，かつ外部電源喪失の同時発
生により全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
上記シナリオについては，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル 1PRA にて考慮しているものであり，追加すべき新たなものはない。
また，1.(4)項での起因事象の特定結果のとおり，上記シナリオの内，建屋又は軽油タンクの天井崩落や D/G 室空調給気口閉塞については，事象の発生頻度が表 4.1 及び表 4.2 に示したように非常に小さいこと，除雪管理により発生を防止可能なことから，発生自体が非常に稀な事象であり，事故シーケンス抽出にあたって考慮すべき起因事象として選定不要であると判断した。
よって，事故シーケンス抽出にあたって考慮すべき起因事象は，外部電源喪失のみとなるが，各建屋及び軽油タンク等の健全性が確保される限り，非常用交流電源等の必要な影響緩和設備の機能維持が図られるため，事故シーケンスに至ることはない。
従って，積雪事象を要因として発生しうる有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは生じないと

よって，積雪を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断し
た。

判断した。
以 上

51

141

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
補足 2-1

添付資料 2-2
設計基準を超える低温事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
柏崎刈羽原子力発電所の立地環境，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例等から低温に対する発電所への影響を調査し，その結果，以下の通り機能喪失モードを抽出した。

低温（凍結）事象に対する事故シーケンス抽出
1.

低温事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

② ヒートシンク（海水）の凍結②ヒートシンク（海水）の凍結③ 着氷による送電線の相間短絡③着氷による送電線の相間短絡

トの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。

具体的には，以下に示す屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。

（屋外設備）①屋外タンク及び配管内流体の凍結

・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）

せて提示）(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出①屋外タンク及び配管内流体の凍結（1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラン（補足資料の順は柏崎に合わ

起因事象の特定① 屋外タンク及び配管内流体の凍結(2) 評価対象設備の選定

相違理由

・軽油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル発電機用燃料移送系（以下「軽油貯蔵タンク等」という）
・復水貯蔵タンク及び附属配管（以下「復水貯蔵タンク等」という）設備の相違②ヒートシンク（海水）の凍結
・取水設備（海水）・取水設備（海水）③着氷による送電線の相間短絡・送変電設備(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 屋外タンク及び配管内流体の凍結

・送電線(3)起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結

低温によって軽油タンク等内の軽油が凍結するとともに，以下③に示す外部電源喪失が発生し低温によって軽油貯蔵タンク等の軽油が凍結するとともに，以下③に示す外部電源喪失ている状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電機デイタンクの燃料枯渇により

動力電源喪失に至る。

「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク等の凍結

設備の相違

低温によって復水貯蔵タンク等の保有水が凍結した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。

52

142

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二② ヒートシンク（海水）の凍結

相違理由②ヒートシンク（海水）の凍結

低温によって柏崎刈羽原子力発電所周辺の海水が凍結することは起こりえないと考えられる

低温によって東海第二発電所周辺の海水が凍結することは起こりえないと考えられるため，ため，この損傷・機能喪失モードは考慮しない。

この損傷・機能喪失モードについては考慮しない。

③ 着氷による送電線の相間短絡③着氷による送電線の相間短絡

送電線や碍子へ雪が着氷（着氷雪）することによって，相間短絡を起こし外部電源が喪失するシナリオ。

・送電線の地絡，短絡
送電線や碍子へ着氷することによって相間短絡を起こし，「外部電源喪失」に至るシナ
リオ。

(4) 起因事象の特定(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を越える低温事象に対しての裕度評価（起因事象(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える低温（凍結）事象に対しての裕度評価（起発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定

因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象を行った。

の特定を行った。

① 屋外タンク及び配管内流体の凍結①屋外タンク及び配管内流体の凍結・軽油貯蔵タンク等の凍結

低温に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対しては発生

燃料移送系が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，燃料移送系の循環を否定できないため，軽油タンク等内の軽油の凍結を想定した場合，外部電源喪失の同時発生時

運転等による凍結防止対策が可能であることから，燃料移送系が凍結する可能性は非常ににおいては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流動力電源喪失に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられる

至るシナリオは考えられる。

ため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
-7-7

ただし，軽油タンク等内の軽油が凍結に至る温度−20℃は，年超過確率評価上，約 10 /年（10 /

評価方法の相違

年超過確率は用いない

年の年超過頻度に対する温度は−16.0℃）未満となることから，起因事象としての発生頻度は十分に小さい。
・復水貯蔵タンク等の凍結設備の相違

復水貯蔵タンク等の保有水が凍結するような低温事象は，事前に予測が可能であり，復水貯蔵タンク等の循環運転等による凍結防止対策が可能であることから，保有水が凍結する可能性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
② ヒートシンク（海水）の凍結
上述のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，想定するシナリオはない。

②ヒートシンク（海水）の凍結(3)②のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

③ 送変電設備の屋外設備への着氷③着氷による送電線の相間短絡
・送電線の地絡，短絡

着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対しては発生

着氷に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える低温事象に対してを否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとしは発生を否定できないため，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられて選定する。

るため，起因事象として特定する。

53

143

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
2.

2. 事故シーケンスの特定

相違理由

事故シーケンスの特定

1．にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として全交流動力電源喪失

1.にて設計基準を超える低温事象に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定と外部電源喪失を選定したが，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル 1PRA にて考慮してしたが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新いることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。

しい事故シーケンスではない。

また，上述のとおり，軽油タンク等内の軽油が凍結に至る低温事象は，年超過確率評価上，約 10-7/

年超過確率を用いない

年と非常に稀な事象であることから，低温事象を要因とする全交流動力電源喪失についての詳細評
価は不要と考えられる。
よって，事故シーケンス抽出にあたって考慮すべき起因事象は，外部電源喪失のみとなるが，軽油タンク等内の軽油が凍結する可能性の小ささを踏まえると，有意な頻度又は影響のある事故シー

よって，低温（凍結）を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断した。

ケンスは生じないと判断した。
以上

54

144

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
補足 2-6

添付資料 2-3
設計基準を超える落雷事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 落雷により屋内外計測制御設備に発生するノイズ

相違理由

落雷事象に対する事故シーケンス抽出（補足資料の順は柏崎に合わせて提示）

1．起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
落雷事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 屋内外計測制御設備に発生するノイズ② 直撃雷による設備損傷② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ③ 誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷③ 落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
ただし，落雷については，建屋内外を含め全ての設備等に影響が及ぶ可能性が考えられるため，
具体的な設備の特定は実施せず，次項の起因事象になりうるシナリオの選定にあたっては，影響範囲が同様である地震 PRA の評価を参照し行うこととする。

(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す屋内設置の設備及び屋外設置の設備を評価対象設備として選定した。 選定方法の相違（参照として地①屋内外計測制御設備に発生するノイズ

震ＰＲＡを用いない）

・計測制御系②直撃雷による設備損傷
・外部電源系・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷・計測制御系(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。

(3)起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。

シナリオの作成に関しては，「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価に関する実施基選定方法の相違（参照として地

準：2007」（(社)日本原子力学会）および柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉に対する地震 PRA の起因事

震ＰＲＡを用いない）

象選定の考え方から，落雷での発生可能性のある起因事象となりうるシナリオについて検討した。
ただし，落雷の影響として構造損傷は発生しないことから，地震 PRA にて考慮している起因事象

55

145

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

の内，原子炉格納容器及び圧力容器の損傷，LOCA 事象といった建屋・構造物の損傷については除外した。
また，設計基準を上回る落雷では，ノイズにより計測制御設備が誤動作しスクラムする可能性がある。また，雷サージや誘導電位によりプラントが影響を受けた場合，その異常（タービントリップ等）を検知しスクラムすることから，プラントスクラム後を想定した。
落雷については単発雷を想定すると，複数の系統に期待出来る設備については区分分離が実施されているので，機能喪失することはない。従って，想定を超える落雷の複数発生により生じるシナリオを想定した。
① 落雷により屋内外計測制御設備に発生するノイズ
計測制御設備誤動作によりプラントスクラムに至るシナリオ。

①屋内外計測制御系設備に発生するノイズ・計測制御系
ノイズにより安全保護回路が誤動作した場合，「隔離事象」又は「原子炉緊急停止系誤動作」に至るシナリオ。
ノイズにより安全保護回路以外の計測制御系が誤動作した場合，「非隔離事象」，「全給水喪失」又は「水位低下事象」に至るシナリオ。
②直撃雷による設備損傷
・外部電源系

設備の相違及び評価方法の相直撃雷により外部電源系が損傷した場合，外部電源系の機能喪失による「外部電源喪失」 違に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系

設備の相違及び評価方法の相直撃雷により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による 違「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系

設備の相違及び評価方法の相直撃雷により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプ 違
レイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系

設備の相違及び評価方法の相直撃雷により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の 違
機能喪失，外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリ
オ。
・補機冷却海水系

設備の相違及び評価方法の相直撃雷により補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービ 違
ン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系
直撃雷により循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナ

設備の相違及び評価方法の相違リオ。
② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷

56

146

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）
屋外設備（送電線や送電鉄塔，変圧器，屋外設置タンク）への落雷により，当該設備の機能喪失に至るシナリオ。また，外部とのケーブルを融通している建屋内の制御盤・電源盤が機能喪失に至るシナリオ。

東二・計測制御系
誘導雷サージにより計測制御系が損傷した場合，計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ。

③ 落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位

設備の相違及び評価方法の相

屋外及び屋内設備に発生する誘導電位により，建屋内設備が機能喪失するシナリオ。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷（雷撃電流値）に対する裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の相違理由

違(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を上回る落雷に対する起因事象発生可能性評価を実施し，事故シーケンスグループ抽出に当たって考慮すべき起因事象の特定を行った。

特定を行った。
① 落雷により計測制御設備に発生するノイズ①屋内外計測制御設備に発生するノイズ

当該事象の発生時には，計測制御設備誤動作によりプラントスクラムに至る可能性はあるが，落雷によって安全保護回路に発生するノイズの影響により誤動作する可能性を否定出来

ノイズの影響は計測制御設備に限定され，仮に誤動作に至る場合でもプラントはスクラムし，以ず，隔離事象又は原子炉緊急停止系誤動作に至るシナリオは考えられるため，起因事象とし降の事象進展については内部事象 PRA における過渡事象に含まれるため，起因事象としてはそのて特定する。

他過渡事象として整理する。スクラム以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については，設備の機また，落雷によって安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響により誤動作

能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては抽出しない。

する可能性を否定出来ず，非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
なお，上記事象以外の誤動作（ポンプの誤起動等）については、設備の機能喪失には至らず，かつ復旧についても容易であることから，起因事象としては特定しない。
②直撃雷による設備損傷
外部電源系に過渡な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器設備の相違及び評価方法の相が設置されているが，落雷が発生した場合，外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため， 違起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ない。また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポ
ンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ないことから，計画外停止に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部
に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ない。また，区分分離が実施された
複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，全交流動力電源喪
失に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
補機冷却海水系は，避雷設備の効果を期待できるが，海水ポンプモータ部に関しては落雷

57

147

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

によって機能喪失する可能性を否定出来ない。また，区分分離が実施された複数の系統に期待できるが，同時に機能喪失することを保守的に考慮し，タービン・サポート系故障に至る
シナリオは考えられるため起因事象として特定する。
循環水ポンプモータ部に関しては落雷によって機能喪失する可能性を否定出来ないため，隔離事象に至るシナリオは考えられるため起因事象として特定する。
② 落雷により屋外設備に発生する雷サージ③誘導雷サージによる電気盤内の回路損傷

屋外変圧器に過度な電流が発生した場合，機器には雷サージの影響を緩和するため保安器が設置

落雷による誘導雷サージを接地網に効果的に導くことが出来ない場合には，電気盤内の絶されているが，設計を超える落雷が発生した場合，外部電源喪失に至る可能性がある。さらに，屋

縁耐力が低い回路が損傷し，原子炉施設の安全保護系機能が喪失する。しかし，安全保護回外設置のタンク類(軽油タンク，液化窒素貯槽)の内，軽油タンクと屋内非常用ディーゼル発電設備

路はシールド付きケーブルを使用し，屋内に設置されているため，損傷に至る有意なサージ制御盤を融通するケーブルへの雷サージによる非常用ディーゼル発電設備機能喪失に至る場合，全の侵入はないものと判断されることから，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判

交流動力電源喪失となることから起因事象として抽出した。また，シナリオとして抽出されない各断した。

個別機器の機能喪失についてはその他過渡事象として考慮した。
③

なお，安全保護回路以外の計測制御系は，誘導雷サージの影響により損傷し，安全保護回

落雷により屋外及び屋内設備に発生する誘導電位

路以外の計測・制御系喪失により制御不能に至る可能性を否定出来ない。制御不能となった

落雷による屋外及び屋内設備へ発生する誘導電位については，その影響が広範囲に渡るため，地場合は，非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象に至る可能性は考えられるため，起因事

設備の相違及び評価方法の相象として特定する。

違

震 PRA にて選定される起因事象の内，建屋・構造物の損傷を除外した起因事象として下記を抽出した。ただし，スクラム後の状態を想定していることから，ATWS については対象外とし，下記に含
まれない事象についてはその他過渡事象とした。
柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉に対する地震 PRA での起因事象選定のフローを参考に落雷により発生しうる起因事象選定を実施した。（図 1 参照）
・外部電源喪失・全交流動力電源喪失
・原子炉補機冷却系喪失
・直流電源喪失
・計測・制御系喪失に伴う制御不能
・その他過渡事象
上記起因事象の内，安全上重要な設備の損傷を要因とするものについて，設計基準雷撃電流値
200kA を超える雷撃電流値に対する裕度（起因事象発生可能性）を評価した。
評価は，過去に実施した雷インパルス試験結果をもとに，雷撃電流により発生する誘導電位が各設備の絶縁耐力値を上回る雷撃電流値を評価し，その雷撃電流値の発生可能性について評価を実施した。具体的には，印加電流とそれにより発生する誘導電位は比例関係にあることが知られていることから，過去の雷インパルス試験結果から印加電流（雷撃電流）に応じて発生する誘導電位を推定し，各設備の絶縁耐力値（設計値が低い計測制御設備：雷インパルス試験絶縁耐力値 1000V）との比較により機能喪失判断を実施した。6 号炉の場合，印加電流に対し発生しうる最大の誘導電圧は 200kA 換算で 709.3V であるが（表 1 参照），この関係から絶縁耐力値 1000V に達する雷撃電流値は 282kA（発生頻度は 8.7×10-6 件／年）で設備損傷と判断する。 7 号炉の場合表 2 より絶縁耐

58

148

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

力値 1000V に達する雷撃電流値は 620kA（発生頻度 1.4×10-7 件／年）となる。従って，安全上重要な設備が損傷に至る雷撃が発生する可能性は非常に小さく，かつ起因事象の発生には複数区分の設備が損傷することが必要となるため，落雷を要因とする上記起因事象の発生は極低頻度事象であるため考慮不要とした。

59

149

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

60

150

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

2.事故シーケンスの特定

２．事故シーケンスの特定
1．にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のあるシナリオ及び起因事象として以下の通1.にて設計基準を超える落雷事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を特定した。

り抽出した。
○落雷により計測制御機器に発生するノイズの影響により，プラントスクラムに至るシナリオ

・安全保護回路に発生するノイズの影響に伴う隔離事象又は原子炉緊急停止系誤動作○屋外設備への雷サージの影響により，外部電源喪失，全交流動力電源喪失及びその他過渡事象に・安全保護回路以外の計測制御系に発生するノイズの影響に伴う非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象

至るシナリオ・外部電源系の損傷に伴う外部電源喪失○建屋内外への雷による誘導電流の影響により，各種設備が機能喪失に至るシナリオ

・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
・安全保護回路以外の計測制御系の損傷に伴う非隔離事象，全給水喪失又は水位低下事象
上記のシナリオにおける起因事象については，内部事象や地震，津波レベル 1PRA にて考慮してお上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。

り，落雷により追加するべき事故シーケンスは無いと判断した。
また，上記シナリオの発生頻度は，1.(4)に示した通り極低頻度であること，または発生した場合であっても緩和設備に期待出来ることから，有意な頻度または影響をもたらす事故シーケンスには至よって，落雷を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断さ

評価方法の相違れる。

らないものと判断した。
以上

61

151

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
補足 2-3

添付資料 2-4
設計基準を超える火山事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象の内，火砕流や火山弾といった原子力発電所の火山影響評価ガイド（制定 平成 25 年

相違理由

火山事象に対する事故シーケンス抽出
1.

起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
火山事象のうち，火山性土石流といった原子力発電所の火山影響評価ガイド（制定平成 25

6 月 19 日 原規技発第 13061910 号 原子力規制委員会決定）（以下，影響評価ガイド）において

年 6 月 19 日 原規技発第 13061910 号 原子力規制委員会決定）（以下「影響評価ガイド」とい設計対応不可とされている事象については，影響評価ガイドに基づく立地評価にて原子力発電所う）において設計対応不可とされている事象については，影響評価に基づく立地評価にて原子力の運用期間中に影響を及ぼす可能性が無いと判断されている。よって，個々の火山事象への設計

発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性が無いと判断されている。よって，個々の火山事象へ対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物のうち火山灰（以下，降の設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行うため抽出した降下火砕物を対象に原子力下火山灰）を対象に原子力発電所への影響を検討するものとする。

発電所への影響を検討するものとする。

降下火山灰により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評価ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

降下火砕物により設備等に発生する可能性のある影響について，影響評価ガイドも参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重①降下火砕物の堆積荷重② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化

設計基準事象においては屋外作業は不要であることから，損(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

(2)評価対象設備の選定

傷・機能喪失モードの抽出不要(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プ とした。
ラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置（屋外に面した設備含む）の設備等を評価対象設備として選定した。

① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重①降下火砕物の堆積荷重

（建屋）

＜建屋＞

原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋

・原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）

設備の相違

・タービン建屋（屋外設備）
軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・非常用ディーゼル発電機の附属機器（排気ファン，吸気フィルタ等）

設備の相違

・復水貯蔵タンク・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系

62

152

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・補機冷却海水系
・循環水系② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞
取水口及び海水系（原子炉補機冷却海水系）②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞・中央制御室換気空調

・非常用ディーゼル発電機の附属機器（給気口，吸気フィルタ）・ディーゼル発電機室非常用給気設備（6 号炉），非常用電気品区域換気空調（7 号炉）（以・中央制御室換気系（給気口）

下，D/G 室空調）・残留熱除去系海水系（モータ）

設備の相違

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
軽油タンク等⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
送変電設備④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
・屋外設備全般⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡

設置場所の相違による評価対
象設備の相違・送電線
設計基準事象においては屋外⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化

作業は不要であることから，損−（アクセスルート）

傷・機能喪失モードの抽出不要(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 降下火山灰の堆積荷重による静的荷重(3)起因事象になりうるシナリオの選定とした。

(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①降下火砕物の堆積荷重

建屋及び屋外設備に対する降下火山灰堆積荷重により発生可能性のあるシナリオは以下の
とおり。
＜建屋＞

＜建屋＞

○原子炉建屋・原子炉建屋

原子炉建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉
補機冷却系のサージタンクが物理的に損傷，機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至る。

原子炉建屋（原子炉棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋

設備の相違

最上階に設置している原子炉補機冷却系サージタンクが物理的に機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
原子炉建屋（附属棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最設備の相違

上階に設置している中央制御室換気系が物理的に機能喪失した場合，中央制御室換気系の

63

153

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
原子炉建屋（廃棄物処理棟）屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に， 設備の相違
建屋最上階に設置している気体廃棄物処理設備が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシナリオ。
○タービン建屋
タービン建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているター
ビン，発電機に影響が及び，タービントリップに至る。

・タービン建屋
タービン建屋屋上が降下火砕物による堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，ター設備の相違

ビン補機冷却系サージタンクに影響が及び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
○コントロール建屋
コントロール建屋屋上が火山灰堆積荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している
中央制御室内設備が損傷し，計測制御系機能喪失に至る。
＜屋外設備＞＜屋外設備＞○軽油タンク・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）

軽油タンクが火山灰堆積荷重により天井崩落，破損に至り，以下⑤に示す外部電源喪失が発生している状況下においては，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至る。

設備の相違及び評価方法の相

超高圧開閉所屋上，特別高圧開閉所，変圧器が降下火砕物による堆積荷重により崩落し， 違
送受電設備に影響が及び，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク天板が降下火砕物による堆積荷重により崩落し，保有水が喪失した場

設備の相違及び評価方法の相違合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器設備の相違及び評価方法の相降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合， 違
非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系
降下火砕物による堆積荷重により残留熱除去系海水系ポンプが損傷した場合，残留熱除設備の相違及び評価方法の相違去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系ポンプ

設備の相違及び評価方法の相違が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系
降下火砕物による堆積荷重により非常用ディーゼル発電機海水系ポンプが損傷した場

設備の相違及び評価方法の相違合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場
合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系
降下火砕物による堆積荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機

設備の相違及び評価方法の相違

冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。

64

154

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
・循環水系
降下火砕物による堆積荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失によ

相違理由
設備の相違及び評価方法の相違る「隔離事象」に至るシナリオ。
② 降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞
海水中への降下火山灰による取水口や海水系への影響については，定量的な裕度評価は困②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水中への降下火砕物によって海水ストレーナが閉塞，熱交換器の伝熱管が閉塞及び海水 評価方法の相違

難ではあるが，降下火山灰に対する取水量や取水設備構造などを考慮すると，取水口閉塞のポンプ軸受が閉塞により異常摩耗した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒ発生は考えにくく，考慮すべきシナリオとしては抽出不要と考えられる。

ートシンク喪失」，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の機能喪失による「計画外海水系については，海水中の火山灰が高濃度な場合には，熱交換器の伝熱管，海水ポンプ停止」に至るシナリオ。非常用ディーゼル発電機海水系の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失

軸受の閉塞による異常磨耗や海水ストレーナの自動洗浄能力を上回ることによる閉塞によの同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。補機冷却海水系の機り，海水系設備の機能喪失，最終ヒートシンク喪失に至る。

能喪失による「タービン・サポート系故障」，循環水系の機能喪失に伴う復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。

③ 降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞
・非常用ディーゼル発電機附属機器の閉塞評価方法の相違

降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
降下火山灰によって中央制御室換気空調および D/G 室空調給気口閉塞により各空調設備
が機能喪失に至る。
（ただし，中央制御室換気空調については，外気遮断による再循環運転が可能な設計となっているため，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。
）
D/G 室空調給気口閉塞により，非常用ディーゼル発電設備の機能喪失に至る場合において，以下⑤の外部電源喪失が発生している状況下では，全交流動力電源喪失に至る。

・中央制御室換気系給気口の閉塞
中央制御室換気系の給気口は，地面より約 5.6m，約 19m の２箇所に設置されており，堆設備の相違及び評価方法の相違積物による閉塞は考え難いためシナリオの選定は不要である。また，吸気口へ降下火砕物の吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞

設備の相違

降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により残留熱除去系海水系ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシン
ク喪失」に至るシナリオ。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，高圧炉心スプレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
非常用ディーゼル発電機海水ポンプモータの空気冷却器給気口が閉塞した場合，非常用
ディーゼル発電機の機能喪失，仮に⑤の外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
補機冷却海水系ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
循環水ポンプの空気冷却器給気口が閉塞した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至るシナリオ。
④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
火山灰が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備表面には耐食性の塗装④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備表面には耐食性の

65

155

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二（エポキシ等）が施されており腐食の抑制効果が考えられること，腐食の進展速度の遅さを塗装（エポキシ樹脂系等）が施されており腐食の抑制効果が考えられること，腐食の進展速考慮し，適切な保全管理が可能と判断，考慮すべきシナリオとしては抽出不要とする。

度の遅さを考慮し，適切な保全管理が可能と判断したため，この損傷・機能喪失モードにつ相違理由

いては考慮しない。
⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
火山灰が送電網の碍子や変圧器へ付着し，霧や降雨の水分を吸収することによって，相間短絡を起こし外部電源喪失に至る。

⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物が送電線や碍子へ付着し，霧や降雨の水分を吸収することによって，相間短絡を起こし「外部電源喪失」に至るシナリオ。
設計基準事象においては屋外⑥ 降下火山灰によるアクセス性や作業性の悪化
降下火山灰により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぼす可能性があ作業は不要であることから，損るものの，設計基準対象施設のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外での現場対応

傷・機能喪失モードの抽出不要

はなく，仮にアクセス性や屋外の作業性へ影響が及んだ場合であっても構内の道路又はアクとした。

セスルートについては，除灰を行うことから問題はない。
そのため上記①〜⑤の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要になるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて、想定を超える降下火山灰に対しての裕度評価を実施し、(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える降下火砕物に対しての裕度評価（起因事

事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
（火山事象について

象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特は、積雪や落雷のように年超過確率の評価が困難であるため、それに基づく起因事象発生可能性の定を行った。

考慮は実施しない。
）①建屋天井や屋外設備に対する荷重により発生可能性のあるシナリオ①降下火砕物の堆積荷重設計として想定している降下火山灰堆積量 30cm は、表 4.1 に示す各建屋天井及び軽油タン

降下火砕物の堆積が各建屋天井や屋外設備の許容荷重を上回った場合には，(3)①にて選クの許容荷重より小さく、裕度を有しているものの、各建屋及び軽油タンクの許容荷重以上に定した各シナリオが発生する可能性はあるが，各建屋天井の崩落や屋外設備が損傷するよう堆積した場合には、(3)項で選定した各シナリオに至る可能性がある。

な火山事象は，火山事象の進展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能

ただし、最終ヒートシンク喪失、タービントリップ、計測制御系機能喪失、全交流動力電源喪失については、内部事象や地震、津波のレベル 1PRA でも考慮している事象であることから、性は非常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。

追加のシナリオではない。
表 4.1 各建屋・タンクの火山灰堆積による許容荷重
建屋・タンク

許容荷重

原子炉建屋

6 号炉：71cm
7 号炉：72cm

タービン建屋

6 号炉：53cm
7 号炉：53cm

コントロール建屋
軽油タンク

74cm
6 号炉：64cm
7 号炉：64cm

66

156

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）②降下火山灰による取水口及び海水系の閉塞

東二

相違理由

②降下火砕物による海水ストレーナ等の閉塞
海水系ストレーナの閉塞については，降下火砕物の粒径とストレーナ目開きを比較する ストレーナ目開きより降下火と，粒径の方が大きく，ストレーナ閉塞の可能性を否定できないが，海水ストレーナは切替 砕物の粒径が大きいことによえ及び清掃が可能であることから，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事って評価が必要となった

象としては特定不要であると判断した。
海水中の降下火山灰による海水系への影響については、火山灰の性質である硬度を考慮する

熱交換器の伝熱管，海水ポンプ軸受の異常摩耗については，降下火砕物の硬度を考慮する 設備の相違と、海水中の降下火山灰によって熱交換器の伝熱管や海水ポンプ軸受の異常摩耗は進展しにくと，海水中の降下火砕物によって熱交換器の伝熱管や海水ポンプ軸受の異常摩耗は進展しに 設計基準事象での評価内容（降く、また、海水ストレーナの自動洗浄機能によって、機能喪失することは考えにくい、しかし、

くく，機能喪失することは考えにくいため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると

下火砕物の特性）を考慮した評

何らかの理由で、海水中の火山灰が大量に流入した場合には、海水系が機能喪失し、最終ヒート

判断した。

価を実施

シンク喪失に至る可能性はある。ただし、最終ヒートシンク喪失は内部事象や地震、津波のレベ
ル 1PRA でも考慮している事象であることから、追加のシナリオではない。
③降下火山灰による換気空調系フィルタの閉塞③降下火砕物による給気フィルタ等の閉塞

D/G 室空調フィルタへの降下火山灰の影響については，設計基準を超える降下火山灰に対して降下火砕物の吸込み又は給気口への堆積により非常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気

設計基準事象での評価内容（降も，フィルタ交換が可能な構造であることを考慮すると，換気空調系フィルタの閉塞発生可能性

フィルタを閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生する可能性があるが，非下火砕物の特性）を考慮した評が十分に低減されると考えられるが，定量的な裕度評価が困難であり，何らかの理由で大量の火常用ディーゼル発電機室の給気口，吸気フィルタが閉塞するような火山事象は，火山事象の価を実施

山灰が流入した場合は，非常用ディーゼル発電機の機能喪失に至る。ただし，非常用ディーゼル

進展速度を踏まえると除灰管理又はフィルタの交換が可能であることから，発生可能性は非発電機の機能喪失は内部事象や地震，津波のレベル 1PRA でも考慮しており追加のシナリオでは常に稀であり，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられない。

るため，考慮すべき起因事象としては特定不要であると判断した。
また，モータ空気冷却器給気口が閉塞した場合には，(3)③にて選定したシナリオが発生

設計基準事象での評価内容（降する可能性があるが，モータ空気冷却器給気口が閉塞するような火山事象は，火山事象の進

下火砕物の特性）を考慮した評

展速度を踏まえると除灰管理が可能であることから，発生可能性は非常に稀であり，有意な価を実施

頻度又は影響のある事故シーケンスの要因にはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
④ 火山灰に付着している腐食成分による化学的影響
火山灰が屋外設備に付着することによる腐食については，屋外設備表面に耐食性の塗装（エポキシなど）が施されており腐食の抑制効果があること，及び腐食の進展速度が遅いことを考慮し，④降下火砕物に付着している腐食成分による化学的影響
降下火砕物が屋外設備に付着することによる腐食については，(3)④のとおり，この損傷・機能喪失モードは考慮しないため，起因事象として特定しない。

適切な保全管理により発生防止が可能であるため，腐食を要因とする起因事象は考慮不要である。
⑤ 火山灰の送電網又は変圧器への付着による相間短絡
降下火山灰の影響を受ける可能性がある送変電設備は，発電所内外の広範囲に渡るため，全域⑤降下火砕物の付着による送電線の相間短絡
降下火砕物の影響を受ける可能性がある送受電設備は，発電所内外の広範囲に渡るため，

における管理が困難なことを踏まえると設備等の不具合による外部電源喪失の発生可能性は否

全域における管理が困難なことを踏まえると設備等の不具合による外部電源喪失に至るシ

定できない。ただし，外部電源喪失は内部事象や地震，津波でも考慮しており追加のシナリオでナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

はない。
2. 事故シーケンスの特定

2.事故シーケンスの特定

67

157

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

1.(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定したが，いずれのシナリオについて

1.にて設計基準を超える火山事象に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定

も，内部事象または地震，津波レベル 1PRA にて考慮しているものであり，追加すべき新たなものはしたが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新ない。

しい事故シーケンスではない。

相違理由

・原子炉建屋天井崩落による最終ヒートシンク喪失
・タービン建屋天井崩落によるタービントリップ
・コントロール建屋天井崩落による計測制御系機能喪失
・軽油タンク等の損傷及び外部電源喪失の重畳による全交流動力電源喪失
・海水系の閉塞による最終ヒートシンク喪失
・D/G 室空調給気口閉塞及び外部電源喪失による全交流動力電源喪失
・送電網又は変圧器への相間短絡による外部電源喪失
また，上記シナリオの内，各建屋及び軽油タンクの天井の崩落については，除灰により発生防止を図ることが可能であること， D/G 室空調給気口閉塞についてもフィルタ交換により発生防止を図ることが可能であることから，それぞれ発生自体が影響のある事故シーケンスとはならないものと判断した。

よって，火山事象を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判
断した。

以上

68

158

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
東海第二は，竜巻に包絡される添付資料 2-5評価であるため、記載なし

設計基準を超える風（台風）事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
風（台風）事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 風荷重による建屋や設備等の損傷② 強風により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞③ 強風によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備・軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）
・取水口(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 風荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋外設備に対する風荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分
間平均風速）となるが，原子炉建屋については十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造のため，この程度の極めて発生することが稀な風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。

69

159

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

○コントロール建屋
風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分
間平均風速）となるが，コントロール建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，極端な風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。
○タービン建屋
タービン建屋については，建屋上層部が鉄骨造である。万が一，風荷重により破損に至る
ような場合は，鉄骨造である建屋上層部が考えられる。その場合の影響範囲としては，ター
ビンや発電機が想定され，シナリオとしてはタービントリップが考えられる。
＜屋外設備＞○送変電設備
風荷重により送変電設備が損傷した場合，外部電源が喪失する。
○軽油タンク等
風速については，年超過確率評価上，10-7/年となる風速は 55.7m/s（地上高 10m，10 分
間平均風速）となるが，この程度の風荷重に対しても軽油タンク等が損傷に至ることは無い
ものの，仮にこれを上回る風荷重に対し軽油タンク等が損傷し，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯
渇により全交流動力電源喪失に至る。
②強風により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
強風により資機材，車両等が飛散して取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させた場合，原子炉補機冷却海水ポンプの取水ができなくなり最終ヒートシンク喪失に至るシナリオが考えられるが，取水口を閉塞させる程の資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。
③

アクセス性や作業性の悪化

強風により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぶ可能性があるものの，設計基準対処設備のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外現場対応はなく，仮にアクセ
ス性や屋外作業へ影響が及んだ場合であっても問題はない。
そのため上記①の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要となるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を
行った。

70

160

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）① 建屋や屋外設備に対する

東二

相違理由

荷重 により発生可能性のあるシナリオ＜建屋＞
タービン建屋上層部は鉄骨造であり風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を大幅に超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオとして選定する。
なお，原子炉建屋及びコントロール建屋については，鉄筋コンクリート造であり，風荷重
よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，年超過確率 10-7/年の風速 55.7m/s（地上高 10m，10 分間平均風速）を超える風荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないと考えられることから風荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要とした。
＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失
風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える風荷重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリ
オとして選定する。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流動力電源喪失に至るが，軽油タンク等は，年超過確率評価上，10-7/年となる風速 55.7m/s（地上高 10m，
10 分間平均風速）の風荷重が作用した場合であっても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度は十分小さく詳細評価は不要と考えられる。
２．事故シーケンスの特定
1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○タービン建屋損傷に伴いタービントリップに至るシナリオ○送変電設備損傷に伴い外部電源喪失に至るシナリオ○軽油タンク等が損傷，かつ外部電源が喪失している状況下において，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ
上記シナリオについては，運転時の内部事象や地震，津波レベル 1PRA にて考慮しており追加のシナリオはない。
また，上記シナリオの内，全交流動力電源喪失シナリオは，軽油タンク等の損傷可能性（年超過確率評価上，＜10-7/年）を考慮すると，発生自体が非常に稀な事象であり，起因事象としてはタービ
ントリップと外部電源喪失のみを考慮すればよく，原子炉建屋及びコントロール建屋，軽油タンク等の損傷可能性を踏まえると，これら起因事象から有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは生じないと判断した。
以上

71

161

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
補足 2-4

添付資料 2-6
設計基準を超える竜巻事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

相違理由

竜巻事象に対する事故シーケンス抽出
1.

起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
竜巻事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。

① 風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷② 飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷③ 風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷④ 竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞⑤ 竜巻襲来後のガレキ散乱によるアクセス性や作業性の悪化

設計基準事象においては屋外作業は不要であることから，損(2) 評価対象設備の選定(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラ(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

ラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。

具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。ただし，具体的には，以下に示す建屋，屋外及び屋内設置の設備等を評価対象設備として選定した。た傷・機能喪失モードの抽出不要とした。
竜巻による屋内設備への影響

屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋内設備に影響が及ぶ可能性が考えらだし，屋内設備については，飛来物の建屋外壁貫通を考慮すると屋内設備に影響が及ぶ可能性が 範囲及び評価範囲を定義した。

れるが，個別機器としては特定せず，地上１階以上かつ PCV 外の機器については損傷を前提とす考えられるため，飛来物が直接衝突する壁は損傷し，そのひとつ内側の壁との間に設置されている。

る設備等を対象とする。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）

設備の相違

・タービン建屋＜屋外設備＞
・送変電設備，軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒

設備の相違

・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系

72

162

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

＜屋内設備＞
・中央制御室換気系②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・主排気筒
・非常用ガス処理系
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系＜屋内設備＞
・原子炉補機冷却系
・原子炉建屋ガス再循環系／非常用ガス処理系
・ほう酸水注入系
・可燃性ガス濃度制御系
・中央制御室換気系
・気体廃棄物処理設備
・タービン補機冷却系
・タービン及び発電機
・原子炉補機及びタービン補機冷却系熱交換器，ポンプ・主蒸気管（主蒸気隔離弁以降の配管）③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組合せた荷重による建屋や設備等の損傷
・①及び②にて選定した設備等④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
・取水口(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討(3)起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を

73

163

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。

の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
シナリオの作成に関しては，「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価に関する実

地震とは事象や影響が異なる

施基準：2007」（(社)日本原子力学会）および柏崎刈羽原子力発電所 7 号機に対する地震 PRA のと考えられるため，設計基準で結果から，地震により発生する起因事象を参照し，竜巻での発生可能性のある起因事象となりう

考慮した影響モードを参照し，るシナリオについて検討した。

評価を行うこととした。

竜巻の影響としては，飛来物の建屋外壁貫通が考えられるものの，原子炉建屋等の大規模破損に至ることは考えられないこと，更には原子炉格納容器及び原子炉格納容器内の設備まで影響を及ぼすことは考えられないことから，地震 PRA にて考慮している起因事象の内，原子炉格納容器の損傷，原子炉圧力容器の損傷，LOCA 事象といった建屋・構造物の損傷については除外した。
(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷① 風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する風荷重及び気圧差荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。

＜建屋＞＜建屋＞

・原子炉建屋○原子炉建屋-7

竜巻の最大風速については，年超過確率評価上，10 /年となる風速は 90m/s 程度となるが，原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）は十分な厚さを有した鉄筋コンクリー

原子炉建屋については十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地ト造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，極めて発生

震荷重に対して設計されていることから，この程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しすることが稀な設計基準を超える風荷重を想定しても建屋の頑健性は維持されると考えても建屋の頑健性は維持されると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場るため，シナリオの選定は不要である。

合であっても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりまた，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷重と気圧差荷重を組も小さいため建屋の頑健性は維持されると考えられる。ただし，ブローアウトパネルは，建屋

み合わせた荷重は，原子炉建屋設計時の地震荷重よりも小さいため，建屋の頑健性は維持

内外の差圧により開放する。

されると考えるため，シナリオの選定は不要である。

設備の相違
年超過確率を用いない

ただし，ブローアウトパネルは建屋内外の差圧による開放に至る場合に「計画外停止」に至るシナリオ。
設備の相違○コントロール建屋
原子炉建屋同様，コントロール建屋は十分な厚さを有した鉄筋コンクリート造であり，風荷重よりも大きい地震荷重に対して設計されていることから，この程度の極めて発生することが稀な風荷重に対しても建屋の頑健性は維持されると考えられる。また，風荷重に加えて気圧差荷重が作用した場合であっても，風荷重と気圧差荷重を組み合わせた荷重は，コントロール建屋設計時の地震荷重よりも小さいため建屋の頑健性は維持されると考えられる。
○タービン建屋

・タービン建屋-7

タービン建屋については，建屋上層部が鉄骨造であるため，年超過確率 10 /年以下である風タービン建屋については，建屋上層部は鉄骨造である。万が一，風荷重及び気圧差荷重

速 92m/s を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重により破損に至る可能性が高いと考えられる。

による破損に至るような場合に，建屋最上階に設置しているタービンや発電機に影響が及

その場合の影響範囲としては，タービンや発電機が想定され，シナリオとしてはタービントリ

び，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン補機冷却系サージタンクに影響が及 設備の相違

74

164

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

び，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。

ップが考えられる。

＜屋外設備＞＜屋外設備＞

・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）○送変電設備
風荷重により送変電設備が損傷した場合，外部電源が喪失する。

風荷重及び気圧差荷重により超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器に影響が及び「外部電源喪失」に至るシナリオ。

○軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系
-7

・主排気筒

竜巻の最大風速については，年超過確率評価上，10 /年となる風速は 90m/s 程度となるが，主排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することがこの程度の風荷重に対しても軽油タンク等が損傷に至ることは無いものの，仮にこれを上回る

極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても排気筒の頑健性は維持されると考える

風荷重に対し軽油タンク等が損傷した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至ため，シナリオの選定は不要である。

っているとすると，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流動力電
源喪失に至るシナリオが考えられる。

・非常用ガス処理系

設備の相違

設備の相違

非常用ガス処理系配管及び排気筒は風荷重に対して裕度を持った設計がなされていることから，発生することが極めて稀な設計基準を超える風荷重を想定しても非常用ガス処
理系配管及び排気筒の頑健性は維持されると考えるため，シナリオの選定は不要である。
・復水貯蔵タンク設備の相違

風荷重及び気圧差荷重により復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系の喪失により「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器

設備の相違

風荷重により非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・残留熱除去系海水系

設備の相違

風荷重により残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系海水系の機能喪失による「最終ヒートシンク喪失」に至るシナリオ。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系

設備の相違

風荷重により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心ス
プレイ系の機能喪失による「計画外停止」に至るシナリオ。
・非常用ディーゼル発電機海水系

設備の相違

風荷重により非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，仮に外部電源喪失の同時発生を想定した場合，「全交流動力電源喪失」に至るシナリオ。
・補機冷却海水系

設備の相違

風荷重により補機冷却海水系ポンプが損傷した場合，タービン補機冷却系喪失による「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。
・循環水系

設備の相違

風荷重により循環水ポンプが損傷した場合，復水器真空度喪失による「隔離事象」に至

75

165

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

るシナリオ。
＜屋内設備＞＜屋内設備＞・ タービン建屋上層部が風荷重及び気圧差荷重により破損に至った場合，タービンや発電機への影響が想定され，シナリオとしてはタービントリップが考えられる。
・ 非常用電気品区域換気空調設備は，原子炉建屋内に設置されており風荷重の影響を直接受けないが，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等の損傷が考えられる。それらの設備の損傷により，非常用ディーゼル発電機室の換気が困難になった場合，非常用ディーゼル発
電機室温度の上昇に伴い，非常用ディーゼル発電機が機能喪失，交流動力電源喪失に至るシ
ナリオが考えられる。また，その状況下において，送変電設備の損傷により外部電源喪失にも至っているとすると，全交流動力電源喪失となる。
・ 中央制御室換気空調設備は，コントロール建屋に設置されており，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等への影響が考えられる。

・中央制御室換気系は，原子炉建屋（附属棟）内に設置されており風荷重の影響を受けない 設備の相違
が，気圧差荷重によりダクト，ファン，ダンパ等の損傷が考えられる。中央制御室換気系

それら設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった場合，中央制御室内の温度が上が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，「計画外停止」に至るシナリオ。なお，

昇するが，即，中央制御室内の機器へ影響が及ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であ

それらの設備の損傷により中央制御室の換気が困難になった場合，中央制御室の温度が上り竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオ

昇するが，即，中央制御室の機器へ影響が及ぶことはなく，また，竜巻の影響は瞬時であは考慮不要とする。

り，竜巻襲来後の対応は十分可能であるため計測・制御系喪失により制御不能に至るシナリオの選定は不要である。

② 飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び建屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下の
とおり。
＜建屋＞

②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する飛来物の衝撃荷重により発生可能性のあるシナリオは以下
のとおり。
＜建屋＞

○原子炉建屋，コントロール建屋，タービン建屋
飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で考慮することとする。

飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすことが考えられるが，発生可能性のあるシナリオについては，＜屋内設備＞で選定する。

＜屋外設備＞＜屋外設備＞○送変電設備・送受電設備

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
○軽油タンク，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系
風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・主排気筒

設備の相違

飛来物による衝突荷重により主排気筒が損傷した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。
・非常用ガス処理系

設備の相違

飛来物による衝突荷重により非常用ガス処理系配管及び排気筒が損傷した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。
・復水貯蔵タンク設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・非常用ディーゼル発電機の附属機器

設備の相違

76

166

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・残留熱除去系海水系

設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系

設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・非常用ディーゼル発電機海水系

設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・補機冷却海水系

設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
・循環水系

設備の相違

風荷重により発生可能性のあるシナリオと同様。
＜屋内設備＞＜屋内設備＞

・ 原子炉建屋最上階に設置している原子炉補機冷却系のサージタンクに建屋外壁を貫通した飛・原子炉建屋（原子炉棟）に設置している原子炉補機冷却系サージタンクに建屋外壁を貫通 設備の相違

来物が衝突して全数機能喪失した場合，原子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失にした飛来物が衝突した場合，原子炉補機冷却系が機能喪失することによる「隔離事象」に至る可能性があるが，原子炉補機冷却系のサージタンクは，多重化されていることに加えて分至るシナリオ。原子炉建屋ガス再循環系／非常用ガス処理系に建屋外壁を貫通した飛来物

散配置されているため原子炉補機冷却系のサージタンクに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。ほう酸水注入系に建屋外して全数機能喪失する確率は極低頻度であること，更には，竜巻の襲来確率が極低頻度である

壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停止」に至るシナリオ。可燃ことを考慮すると，補機冷却系が喪失するのは 10-7/年より小さくなることから，最終ヒートシ

性ガス濃度制御系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して機能喪失した場合，「計画外停ンク喪失に至るシナリオは考慮不要とする。

止」に至るシナリオ。

・ 原子炉建屋 3 階に設置している非常用ディーゼル発電設備ディタンクに建屋外壁を貫通した

・原子炉建屋（附属棟）に設置している中央制御室換気系に建屋外壁を貫通した飛来物が衝

飛来物が衝突して全数機能喪失した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っ

突した場合，中央制御室換気系が機能喪失することによる「計画外停止」に至るシナリオ。

ているとすると，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により全交流動力電源

・原子炉建屋（廃棄物処理棟）に設置している気体廃棄物処理設備に建屋外壁を貫通した飛喪失に至るシナリオが考えられるが，原子炉建屋 3 階の非常用ディーゼル発電設備ディタンク

来物が衝突した場合，気体廃棄物処理系が機能喪失することによる「隔離事象」に至るシ

室のコンクリート外壁の厚さは 70cm であり，飛来物の衝突に対して貫通を避けるための十分

ナリオ。

設備の相違
設備の相違

な厚さであるため，貫通することはないと考えられる。したがって，飛来物による非常用ディーゼル発電設備ディタンクの損傷は考慮不要とする。
・ 原子炉建屋 1 階に設置している非常用ディーゼル発電設備に建屋扉を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合や 3 階に設置している非常用ディーゼル発電設備室空調給気口に飛来物が衝突して閉塞し，全数機能喪失した場合で，かつ送変電設備の損傷により外部電源喪失に至っているとすると，全交流動力電源喪失に至るシナリオが考えられるが，非常用ディー
ゼル発電設備及び空調給気口は多重化されていることに加えて分散配置されているため，非常用ディーゼル発電設備が全数機能喪失する確率は極低頻度であること，更には，竜巻の襲来確率が極低頻度であることを考慮すると，非常用ディーゼル発電設備の機能が喪失するのは 10-7/
年より小さくなることから，全交流動力電源喪失に至るシナリオは考慮不要とする。
・ コントロール建屋最上階に設置している中央制御室内の計測・制御設備に建屋外壁を貫通し

77

167

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

た飛来物が衝突して安全系設備の制御に係る設備が全数機能喪失した場合，計測制御系機能喪失に至るシナリオが考えられるが，飛来物の衝突により安全系設備の制御に係る設備が全数機能喪失するのは，極低頻度であると考えられることから飛来物による計測制御系機能喪失シナ
リオは考慮不要とする。
・ タービン建屋 2 階に設置しているタービンや発電機に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した
場合のシナリオとしては，タービントリップが考えられる。
・ タービン建屋１階に設置している循環水ポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突して全数機能喪失した場合，復水器の真空度が低下し，出力低下または手動停止に至る。

・タービン建屋に設置しているタービンや発電機，タービン補機冷却系サージタンクに建屋 設備の相違
外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「非隔離事象」に至るシナリオ。また，タービン
補機冷却系が機能喪失することによる「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。原
子炉補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。タービン補機冷却系熱交換器又はポンプに建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「タービン・サポート系故障」に至るシナリオ。主蒸気管に建屋外壁を貫通した飛来物が衝突した場合，「隔離事象」に至るシナリオ。
年超過確率は用いない，及び評

ただし，上記シナリオの内，タービントリップ以外は，飛来物発生の要因である大規模竜巻の価方法の相違発生頻度が極低頻度であり，更に飛来物が発生し建屋へ衝突，壁を貫通する可能性，壁を貫通したとしてもそれにより屋内設備が機能喪失に至る可能性を考慮すると，発生可能性は極めて小さい。加えて，安全系に関わる設備（原子炉補機冷却系，非常用ディーゼル発電設備ディタンクなど）は多重化されており，複数区分の設備が同時に損傷に至らない限り上述の起因事象には至らないことから，極めて稀な事象であり詳細評価不要と判断した。
③ 風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組み合わせ荷重により発生可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡される。
④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散して取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させた場合，原子炉③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷
建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡される。
④竜巻により取水口周辺の海に飛散した資機材等による取水口閉塞
竜巻により資機材，車両等が飛散した取水口周辺の海に入り取水口を閉塞させる可能性が補機冷却海水ポンプの取水ができなくなり最終ヒートシンク喪失に至るシナリオが考えられる

あるが，取水口は呑み口が広く，閉塞させるほどの資機材や車両等の飛散は考えられないこが，取水口を閉塞させる程の資機材や車両等の飛散は考えられないことから考慮不要とする。

とから考慮不要とする。

アクセス性や作業性の悪化

設計基準事象においては屋外

竜巻襲来後のガレキ散乱により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぶ可能

作業は不要であることから，損性があるものの，設計基準対処設備のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外現場対応は

傷・機能喪失モードの抽出不要

なく，仮にアクセス性や屋外作業へ影響がおよんだ場合であっても問題はない。

とした。

⑤

そのため上記①〜④の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要となるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(4)起因事象の特定

78

168

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷(3)項で選定した各シナリオについて，想定を超える風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあ重に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。

たって考慮すべき起因事象の特定を行った。

① 建屋や建屋内外設備に対する 風荷重及び気圧差荷重 により発生可能性のあるシナリオ①風荷重及び気圧差荷重による建屋や設備等の損傷

＜建屋＞

＜建屋＞
建屋内外差圧の発生に伴う原子炉建屋ブローアウトパネルの開放による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

タービン建屋上層部は鉄骨造であり年超過確率 10-7/年以下である風速 92m/s を超える竜巻

相違理由

設備の相違及び評価方法の相違

タービン建屋上層部は鉄骨造であり，風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの風荷重及び気圧差荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機に影響を及の，想定を超える風荷重が建屋に作用した場合，建屋が損傷してタービン，発電機及びター 事象想定規模の相違

ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮す

ビン補機冷却系サージタンクに影響を及ぼす可能性は否定できないため，タービン建屋損傷

べきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しに伴う非隔離事象，タービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象ているものであり追加のシナリオではない。

として特定する。

なお，原子炉建屋及びコントロール建屋については，鉄筋コンクリート造であり，風荷重よ

設備の相違
設備の相違及び評価方法の相違りも大きい地震荷重に対して設計されており，
年超過確率 10-7/年以下である風速 92m/s を超える竜巻の風荷重及び気圧差荷重が作用した場合であっても大規模損傷に至らないことから風
荷重及び気圧差荷重による建屋損傷シナリオは考慮不要としている。
＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失＜屋外設備＞
超高圧開閉所や送受電設備が損傷した場合，風荷重に対して設計上の配慮はなされている

風荷重に対して設計上の配慮はなされているものの，設計基準を超える風荷重及び気圧差荷ものの，想定を超える風荷重に対しては発生を否定できないため，超高圧開閉所や送受電設重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮す

備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

べきシナリオとして選定する。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流動力電源喪失

復水貯蔵タンクが損傷した場合，補給水系が喪失し，計画外停止に至るシナリオは考えら設備の相違れるため，起因事象として特定する。

に至るが，軽油タンク等は，年超過確率 10-7/年以下である風速 92m/s を超える竜巻の風荷重及非常用ディーゼル発電機の附属機器が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪

び気圧差荷重が作用した場合であっても損傷に至らないことから，起因事象としての発生頻度

失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるは十分小さく詳細評価は不要と判断した。

ため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が損傷した場合，残留熱除去系の機能喪失による最終ヒートシンク喪

設備の相違

設備の相違

失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，高圧炉心スプレイ系の機能設備の相違喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が損傷した場合，非常用ディーゼル発電機の機能喪失，ま設備の相違

た，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が損傷した場合，タービン補機冷却系喪失によるタービン・サポート系故設備の相違

障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

79

169

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

循環水系が損傷した場合，復水器真空度喪失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられる 設備の相違ため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞＜屋内設備＞○タービン建屋の損傷によりタービンや発電機に影響及ぼすことによるタービントリップ
先述のとおり，タービン建屋損傷によりタービンや発電機に影響を及ぼす可能性は否定でき

中央制御室換気系が損傷した場合，中央制御室換気系が機能喪失し，計画外停止に至るシ

設備の相違

ナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

ないため，タービン建屋損傷に伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○非常用電気品区域換気空調設備損傷に伴う全交流動力電源喪失
非常用電気品区域換気空調設備の内，気圧差の影響を受けやすいダクトについては，設計を超える荷重が作用した場合変形する可能性はあるものの，一定の風量は確保可能であると考えられるため，非常用電気品区域換気空調設備損傷に伴う非常用ディーゼル発電設備の機能喪失（外部電源喪失状況下においては全交流動力電源喪失）がシナリオとしては考えられる。しかし，内部事象レベル 1PRA でも考慮しており追加のシナリオではない。
② 建屋や建屋内外設備に対する 飛来物の衝撃荷重により発生する可能性のあるシナリオ＜建屋＞
原子炉建屋，コントロール建屋及びタービン建屋は，飛来物が建屋外壁を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，発生可能性のあるシナリオは，＜屋内設備＞で考慮す②飛来物の衝撃荷重による建屋や設備等の損傷＜建屋＞
原子炉建屋，タービン建屋は，飛来物が建屋を貫通することにより，屋内設備に波及的影響を及ぼすが，＜屋内設備＞として起因事象を特定する。

ることとする。
＜屋外設備＞＜屋外設備＞○送変電設備損傷に伴う外部電源喪失
飛来物の衝撃荷重に対して発生を否定できないため，送変電設備の損傷に伴う外部電源喪失については考慮すべきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル

超高圧開閉所や送電線が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に送受電設備の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。

設備の相違及び評価方法の相違

1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流動力電源喪失に至るが，全交流動力電源喪失は運転時の内いるものであり追加のシナリオではない。
○軽油タンク等損傷に伴う全交流動力電源喪失
仮に軽油タンク等が損傷し，かつ外部電源喪失の同時発生を想定すると全交流動力電源喪失に至るが，全交流動力電源喪失は運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。

主排気筒が飛来物により損傷した場合，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至設備の相違るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ガス処理系配管及び排気筒が飛来物により損傷した場合，非常用ガス処理系の機能設備の相違喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
復水貯蔵タンクが飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に補給水系が喪失し，計画外設備の相違停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機の附属機器が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用設備の相違

ディーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
残留熱除去系海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に残留熱除去系の機能喪

設備の相違

失による最終ヒートシンク喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定す

80

170

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

る。
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様

設備の相違に高圧炉心スプレイ系の機能喪失による計画外停止に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
非常用ディーゼル発電機海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に非常用ディ

設備の相違

ーゼル発電機の機能喪失，また，外部電源喪失の同時発生による全交流動力電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
補機冷却海水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様にタービン補機冷却系喪失に設備の相違よるタービン・サポート系故障に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
循環水系が飛来物により損傷した場合，(4)①と同様に復水器真空度喪失に伴う隔離事象 設備の相違に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
＜屋内設備＞＜屋内設備＞
飛来物が原子炉建屋への衝突，貫通した場合，屋内設備の損傷の可能性を否定できないこ

設備の相違とから，原子炉補機冷却系の機能喪失に伴う隔離事象，原子炉建屋ガス再循環系／非常用ガ
ス処理系の機能喪失に伴う計画外停止，ほう酸水注入系の機能喪失に伴う計画外停止，可燃
性ガス濃度制御系の機能喪失に伴う計画外停止，中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止，気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。
○飛来物がタービンや発電機に衝突することに伴うタービントリップ

飛来物がタービン建屋へ衝突，貫通した場合，(4)①と同様にタービン，発電機の損傷に

タービン建屋上層部は鉄骨造であり，外壁については，原子炉建屋やコントロール建屋に比伴う非隔離事象，タービン補機冷却系の損傷に伴うタービン・サポート系故障，原子炉補機

べて強度が低い材質であるため飛来物の貫通リスクが高く，タービン建屋 2 階に設置している

冷却系の損傷に伴う隔離事象，主蒸気管の損傷に伴う隔離事象に至るシナリオは考えられるタービンや発電機に飛来物が衝突する可能性は否定できないため，飛来物がタービンや発電機ため，起因事象として特定する。

設備の相違に衝突することに伴うタービントリップについては考慮すべきシナリオとして選定するが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
○循環水ポンプが飛来物の衝突により損傷し，復水器の真空度が低下することに伴い出力低下または手動停止に至るシナリオ
タービン建屋１階の循環水ポンプエリアの外壁には，開口部（ルーバ）があるため飛来物の侵入リスクが高く，循環水ポンプに飛来物が衝突し，循環水ポンプが損傷する可能性がある。
その場合の影響としては，復水器真空度低下に伴う出力低下または手動停止などの措置が考えられるが，運転時の内部事象および地震，津波レベル 1PRA でも考慮しているものであり追加のシナリオではない。
③風荷重，気圧差荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた荷重による建屋や設備等の損傷(3)③のとおり，建屋及び屋内外設備に対する組合せ荷重により発生可能性のあるシナリオについては，①，②に包絡されるため，起因事象として特定不要であると判断した。

81

171

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
2.

２．炉心損傷事故シーケンスの特定

相違理由

事故シーケンスの特定
1.にて設計基準を超える竜巻事象に対し発生可能性のある起因事象として以下を選定した。

1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。

・原子炉建屋ブローアウトパネルの開放に伴う計画外停止

設備の相違

・原子炉補機冷却系の損傷に伴う隔離事象
・原子炉建屋ガス再循環系／非常用ガス処理系の損傷に伴う計画外停止
・ほう酸水注入系の損傷に伴う計画外停止
・可燃性ガス濃度制御系の損傷に伴う計画外停止
・中央制御室換気系の機能喪失に伴う計画外停止
・気体廃棄物処理系の機能喪失に伴う隔離事象○風荷重及び気圧差荷重によるタービン建屋損傷または，飛来物が建屋外壁を貫通し，タービンや・タービン，発電機の損傷に伴う非隔離事象

発電機に衝突することに伴いタービントリップに至るシナリオ
・タービン補機冷却系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・主蒸気系の損傷に伴う隔離事象○送変電設備損傷に伴い外部電源喪失に至るシナリオ

・送電線の損傷に伴う外部電源喪失○軽油タンク等が損傷，かつ外部電源喪失している状況下において，非常用ディーゼル発電設備の・主排気筒の損傷に伴う隔離事象
・復水貯蔵タンクの損傷に伴う計画外停止

燃料枯渇により，全交流動力電源喪失に至るシナリオ○循環水ポンプが飛来物の衝突により損傷し，復水器の真空度が低下することに伴い出力低下また・非常用ディーゼル発電機の附属機器の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力
電源喪失

は手動停止に至るシナリオ

・残留熱除去系海水系の損傷に伴う最終ヒートシンク喪失
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系の損傷に伴う計画外停止
・非常用ディーゼル発電機海水系の損傷，かつ外部電源喪失の同時発生に伴う全交流動力電源
喪失
・補機冷却海水系の損傷に伴うタービン・サポート系故障
・循環水系の損傷に伴う隔離事象
上記シナリオについては，運転時の内部事象及び地震，津波レベル 1PRA にて考慮しており追加の

上記起因事象については，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。

シナリオはない。
また，上記シナリオの内，全交流動力電源喪失シナリオは，軽油タンク等の損傷可能性（年超過確率 10-7/年未満）を考慮すると，発生自体が非常に稀な事象であることから起因事象としてはタービン

よって，竜巻を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判断し 評価方法の相違
た。

トリップと外部電源喪失のみを考慮すればよく，原子炉建屋及びコントロール建屋，軽油タンク等の損傷可能性及び飛来物の建屋貫通による屋内設備の損傷可能性を踏まえると，これら起因事象から有意な影響のある炉心損傷事故シーケンスは生じないと判断した。
以 上

82

172

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
補足 2-5

森林火災事象に対する事故シーケンス抽出
1.

設計基準事象の抽出方法の相違起因事象の特定(1)構築物，系統及び機器（以下「設備等」という）の損傷・機能喪失モードの抽出
森林火災により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例，国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷②ばい煙による設備等の閉塞(2)評価対象設備の選定(1)項で抽出した損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等のうち，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
・原子炉建屋（原子炉棟，附属棟，廃棄物処理棟）
・タービン建屋＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
・復水貯蔵タンク・非常用ディーゼル発電機の附属設備（排気ファン，吸気フィルタ等）
・主排気筒
・非常用ガス処理系
・残留熱除去系海水系
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
・非常用ディーゼル発電機海水系
・補機冷却海水系
・循環水系②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）
・中央制御室換気系
・残留熱除去系海水系（モータ）・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（モータ）

83

173

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・非常用ディーゼル発電機海水系（モータ）・補機冷却海水系（モータ）・循環水系（モータ）・中央制御室換気系(3)起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対して，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による建屋への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，建屋の許容温度を下回り，建屋が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による建屋影響について，24
時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩
和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
＜屋外設備＞
・送受電設備（超高圧開閉所，特別高圧開閉所，変圧器）
森林火災の輻射熱により送受電設備が損傷した場合，「外部電源喪失」に至るシナリオ。
なお，送受電設備への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，敷地内の送受電設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができる。
・復水貯蔵タンク
森林火災の輻射熱による復水貯蔵タンクへの影響については，想定しうる最大の火災影
響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，復水貯蔵タンク水の最高使用温度を下回り，タンクが損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備
森林火災の輻射熱による非常用ディーゼル発電機の附属設備への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ディーゼル発電機の附属設備が受ける輻射強度は低いため，非常用ディーゼル発電機の附属設備が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影

84

174

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・主排気筒
森林火災の輻射熱による主排気筒への影響については，想定しうる最大の火災影響評価
において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，主排気筒が受ける輻射強度は低いため，主排気筒が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
・非常用ガス処理系
森林火災の輻射熱による非常用ガス処理系排気筒及び配管への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，非常用ガス処理系排気筒及び配管が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している
自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることからシナリオの選定は不要である。
・残留熱除去系海水系／高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系／非常用ディーゼル発
電機海水系／補機冷却海水系／循環水系（以下「海水系」という）森林火災の輻射熱による海水系への影響については，想定しうる最大の火災影響評価において，防火帯外縁（火炎側）から十分な離隔距離があることを考慮すると，海水系が受ける輻射強度は低いため，海水系が損傷することはない。また，森林火災の輻射熱による影響について，24 時間駐在している自衛消防隊による早期の消火活動も可能であり，森林火災に対する影響緩和策を講じることができることから，シナリオの選定は不要である。
②ばい煙による設備等の閉塞・非常用ディーゼル発電機の附属設備（空気冷却器等）の閉塞
非常用ディーゼル発電機を構成する機器の間隙は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。
・非常用ディーゼル発電機の附属設備（吸気フィルタ等）の閉塞
森林火災で発生するばい煙の非常用ディーゼル発電機吸気フィルタへの吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
・海水系ポンプモータ空気冷却器給気口の閉塞
海水系ポンプモータは外気を取込まない構造であり，また，空冷モータの冷却流路の口
径は，ばい煙の粒径より広いことから閉塞し難いため，シナリオの選定は不要である。

85

175

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

・中央制御室換気系の閉塞
森林火災で発生するばい煙の中央制御室換気系吸気口への吸込みによりフィルタが閉塞した場合でも，フィルタの取替及び清掃が可能であることからシナリオの選定は不要である。
(4)起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，森林火災に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
①輻射熱による建屋や設備等への損傷＜建屋＞
森林火災の輻射熱による各建屋の損傷については，(3)①のとおり，考慮すべき起因事象
としては特定不要であると判断した。
＜屋外設備＞
森林火災の輻射熱により送電線が損傷する可能性が否定できないため，送電線の損傷に伴う外部電源喪失に至るシナリオは考えられるため，起因事象として特定する。その他の屋外設備についての損傷のシナリオについては，(3)①及び(3)②のとおり，考慮すべき起因事象
としては特定不要であると判断した。
②ばい煙等による設備等の閉塞
森林火災のばい煙等による設備等の閉塞については，(3)②のとおり，考慮すべき起因事
象としては特定不要であると判断した。
2.

事故シーケンスの特定
1.にて森林火災に対し発生可能性のある起因事象として外部電源喪失を特定したが，運転時の内部事象や地震，津波レベル１ＰＲＡにて考慮していることから，追加すべき新しい事故シーケンスではない。
よって，森林火災を起因とする有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは新たに生じないと判
断した。

86

176

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
設計基準事象の抽出方法の相添付資料2-7

違

設計基準を超える降水事象に対する事故シーケンス抽出
1. 起因事象の特定(1) 構築物，系統及び機器（以下，設備等）の損傷・機能喪失モードの抽出
降水事象により設備等に発生する可能性のある影響について，国外の評価事例や国内で発生したトラブル事例も参照し，以下のとおり，損傷・機能喪失モードを抽出した。
① 建屋天井に対する荷重② 敷地内での雨水の滞留による屋外機器の没水③ 建屋内浸水による機器の没水または被水④ 降水によるアクセス性や作業性の悪化(2) 評価対象設備の選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モードに対し，影響を受ける可能性のある設備等の内，プラントの運転継続や安全性に影響を及ぼす可能性のある設備等を評価対象設備として選定する。
具体的には，以下に示す建屋及び屋外設置の設備等を評価対象設備として選定した。
＜建屋＞
・原子炉建屋・コントロール建屋
・タービン建屋
・廃棄物処理建屋＜屋外設備＞
・送変電設備・軽油タンク及び非常用ディーゼル発電設備燃料移送系（以下，軽油タンク等）(3) 起因事象になりうるシナリオの選定(1)項で抽出した各損傷・機能喪失モード毎に，(2)項で選定した評価対象設備への影響を検討の上，発生可能性のあるシナリオを選定した。
① 建屋天井に対する荷重
建屋に対する雨水荷重により発生可能性のあるシナリオは以下のとおり。
＜建屋＞○原子炉建屋
原子炉建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している原子炉補機
冷却系のサージタンクが物理的に機能喪失することで，原子炉補機冷却系が喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，雨水が下層階へ伝播し，ディーゼル発電設備及び非常用電源盤が没水又は被水により機能喪失し，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
○タービン建屋87177

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

タービン建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，タービンや発電機に影響が及び，タービントリップに至るシナリオ。また，タービン建屋熱交換器エリア屋上が雨水荷重により崩落した場合に，没水又は被水により原子炉補器冷却系及び同海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。また，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプ
ラントスクラムに至るシナリオ。
○コントロール建屋
コントロール建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央
制御室が物理的に又は没水若しくは被水により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。その後，中央制御室の下階に位置している直流電源設備へ雨水が伝播し直流電源喪失に至るシナリオ。
○廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋屋上が雨水荷重により崩落した場合に，RIP M/G セットや換気空調補機常用冷却水系が没水又は被水により機能喪失し，プラントスクラムに至るシナリオ。
② 敷地内での雨水の滞留による屋外機器の没水
敷地内で雨水が滞留した場合に，非常用ディーゼル発電設備燃料移送系の燃料移送ポンプ
が没水し機能喪失する可能性があり，降水の影響により屋外の送変電設備の機能喪失と重畳し，全交流動力電源喪失に至るシナリオ。
③ 建屋内浸水による機器の没水または被水
本損傷・機能喪失モードにより発生する事故シーケンスは，発生原因が浸水によるものであり，対策は建屋周辺の止水対策となるため，重大事故防止対策の有効性の確認のためのシーケンスには適さない。よってこの損傷・機能喪失モードは考慮しない。
④ 降水によるアクセス性や作業性の悪化
降水により屋外現場へのアクセス性や屋外での作業性に影響を及ぼす可能性があるものの，設計基準対象施設のみで対応可能なシナリオであれば基本的に屋外での現場対応はな
く，仮にアクセス性や屋外の作業性へ影響が及んだ場合であっても問題はない。
そのため上記①〜③の影響評価の結果として，電源車の接続といった屋外での作業が必要になるケースが確認された場合に，別途，詳細検討するものとする。
(4) 起因事象の特定(3)項で選定した各シナリオについて，想定を越える降水事象に対しての裕度評価（起因事象発生可能性評価）を実施し，事故シーケンスグループ抽出にあたって考慮すべき起因事象の特定を行った。
① 建屋天井に対する荷重により発生可能性のあるシナリオ
雨水荷重が各建屋天井の許容荷重を上回った場合には，(3)項で選定した各シナリオが発生する可能性はあるものの，最終ヒートシンク喪失，タービントリップ及びプラントスクラムについては，運転時の内部事象レベル1PRA でも考慮していること，計測制御系機能喪失及び直

88

178

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

流電源機能喪失については，地震や津波のレベル1PRA でも考慮していることから追加のシナリオではない。
なお，年超過発生確率10-7/年相当の降水（159.2 mm/h）時には，一部の屋上において雨水の流入量が排水量を上回る。このうち原子炉建屋とタービン建屋の間の2mギャップ（MSトンネ
ル室直上除く）及びタービン建屋東側HVACエリアの屋上では，建屋パラペット高さまで雨水が滞留する可能性があり，これらの箇所では天井が損傷する可能性が否定できない。仮にこれらの箇所の天井が崩落するもっとも厳しい状況を考えた場合には，雨水の伝播経路上にある原子炉補機冷却系サージタンク水位計,ディーゼル発電設備，非常用電源盤及びタービン建屋の常用機器が没水又は被水し，機能喪失することで最終ヒートシンク喪失と全交流動力電源喪失が発生する可能性がある。この時，原子炉建屋最地下階においてRCICが没水により機能喪失する可能性もあることからAM要請以降に整備したアクシデントマネジメント策に期待しない場合には，炉心損傷に至る。但し，このような事故シーケンスは津波PRAで考慮されていることか
ら追加の事故シーケンスグループではない。
② 敷地内での雨水の滞留による屋外機器の没水
全交流電源喪失については，運転時の内部事象レベル1PRA でも考慮していることから追加のシナリオではない。
なお，年超過発生確率10-7/年相当の降水時においても一部滞留水が発生するものの，排水用フラップゲートから滞留水をすみやかに海域に排水することが可能である。よって，敷地内
での雨水の滞留による屋外機器の没水は，有意な頻度又は影響のある事故シーケンスの要因とはなりえないと考えられるため，考慮すべき起因事象としては選定不要であると判断した。
2. 事故シーケンスの特定
1．(3)項にて起因事象となりうるシナリオを以下のとおり選定した。
○原子炉建屋の天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ。
○タービン建屋の天井が崩落した場合にタービンや発電機に影響が及びタービントリップに至るシナリオ。
○タービン建屋熱交換器エリアの天井が崩落した場合に，原子炉補機冷却系及び同海水系が機能喪失し，最終ヒートシンク喪失に至るシナリオ○タービン建屋熱交換器エリアの天井が崩落した場合に，循環水ポンプが機能喪失し，復水器真空度低からプラントスクラムに至るシナリオ○コントロール建屋の天井が崩落した場合に，建屋最上階に設置している中央制御室が物理的に又は没水もしくは被水により機能喪失し，計測制御系機能喪失に至るシナリオ。さらには中央制御室の下階に位置している直流電源設備が溢水により機能喪失に至るシナリオ。
○廃棄物処理建屋の天井が崩落した場合に，RIP M/Gセットや換気空調補機常用冷却水系が没水

89

179

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

又は被水により機能喪失し，プラントスクラムに至るシナリオ。
○降水の影響により屋外の送変電設備が機能喪失し外部電源喪失が発生している状態で，燃料移送ポンプが没水により機能喪失し，非常用ディーゼル発電設備（ディタンク）の燃料枯渇により，全交流電源喪失に至るシナリオ。
上記シナリオについては，いずれも運転時の内部事象や地震，津波レベル1PRAのいずれかにおいて考慮しているものであり，追加すべき新たなものはない。
また，1.(4)項での起因事象の特定結果のとおり，年超過発生確率10-7/年相当の降水時においてはタービン建屋東側HVACエリアの天井崩落によりタービントリップが発生する可能性が否定できないものの，緩和設備に期待できることから有意な影響又は頻度を持つ事故シーケンスとはならない。
従って，降水事象を要因として発生しうる有意な頻度又は影響のある事故シーケンスは生じないと判断した。
以上

90180

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
個別事象評価のまとめを追加（起因事象の発生時及びその対応について提示）91181

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
個別事象評価のまとめを追加（起因事象の発生時及びその対応について提示）92182

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

93

183

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

94

184

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

95

185

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

96

186

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

97

187

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

98

188

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

99

189

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
評価対象とした自然現象数の
相違

100

190

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由
補足 5

添付資料４
外部人為事象に関わる重畳の影響について

外部人為事象に関わる重畳の影響について

外部事象のうち，自然現象同士が重畳することによる影響については，添付資料３に示すように組

外部事象のうち，自然現象同士が重畳することによる影響については，補足 4 に示すように組合せ

み合わせを考慮し，単独事象とは異なる新たな影響が発生しないことを確認した。一方，外部人為事を考慮し，単独事象とは異なる新たな影響が発生しないことを確認した。一方，外部人為事象につい象については，以下に示す理由から個々の組み合わせについて確認する必要はなく，自然現象同士のては，以下に示す理由から個々の組み合わせについて確認する必要はなく，自然現象同士の重畳影響

重畳影響評価に包絡されると考える。

評価に包絡されると考える。

【理由】自然現象と比べて外部人為事象は影響範囲が限定的（狭い）である。

【理由】自然現象と比べて外部人為事象は影響範囲が限定的（狭い）である。

自然現象の影響は，原子炉施設全体に対して同時に作用する点が特徴である。一方，外部人為事象

自然現象の影響は，原子力施設全体に対して同時に作用する点が特徴である。一方，外部人為事象の場合は，人工物の事故等により引き起こされるものであり，影響範囲は当該人工物の大きさや内包の場合は，人工物の事故等により引き起こされるものであり，影響範囲は当該人工物の大きさや内包する危険物量等により決まる。従って，外部人為事象の場合，低頻度事象を仮定しようとしても，実する危険物量等により決まる。したがって，外部人為事象の場合，低頻度事象を仮定しようとしても，際に設置されている設備や立地状況等により制限され，際限なく事象影響範囲が拡がるということは実際に設置されている設備や立地状況等により制限され，際限なく事象影響範囲が拡がるということ

ない。

はない。

以上より，各外部人為事象により生じる影響の特徴を踏まえ，それぞれの影響を包絡する自然現象

以上より，各外部人為事象により生じる影響の特徴を踏まえ，それぞれの影響を包絡する自然事象について重畳影響を確認しておくことで，外部人為事象についても重畳影響を確認したことと同等にについて重畳影響を確認しておくことで，外部人為事象についても重畳影響を確認したことと同等になる。
（表１参照）

なる。
（表１参照）
表１ 自然現象に包絡される外部人為事象

自然現象
地 震

特徴

包絡される外部人為事象（No.は添付資料 1-2 中の事象の番号）

表１ 自然現象に包絡される外部人為事象
自然現象

特徴

包絡される外部人為事象

地震

原子炉施設全体に対して外力が作用し，複数の機器が同時に機能喪失する場合がある。敷地の変動等により屋外設備の基礎や地中設備の損傷が生じうる。

No.16 掘削工事

津波

原子炉施設への浸水により，複数の機器が同時に機能喪失する場合がある。波力により海水系機器を損傷させる可能性がある。

No.8 船舶の衝突
No.10 船舶から放出される固体・液体不純物
No.11 水中の化学物質
No.13 プラント外での化学物質の流出
No.22 内部溢水

原子炉施設全体に対して同時に外力が作用し，複数の機器が同時に機能喪失する場合がある。敷地の変動等により屋外設備の基礎や地中設備の損傷が生じうる。

No.9 航空機衝突（意図）No.14 軍事活動によるミサイルの飛来
No.15 サイト内外での掘削

津 波

原子炉施設への浸水により，複数の機器が同時に機能喪失する場合がある。波力により海水系機器を損傷させる可能性がある。

No.5 船舶の衝突
No.16 内部溢水
No.19 化学物質の放出による水質悪化
No.20 油流出

落雷

原子炉施設への落雷により，広範な範囲
で計測系，制御系を損傷させる可能性がある。

No.6 電磁的障害
No.10 妨害破壊行為
No.11 サイバーテロ

原子炉施設への落雷により，広範な範囲
で計測系，制御系を損傷させる可能性がある。

No.20 電磁的障害

落 雷

竜巻

移動しながら広範囲にわたって風圧，気圧差，飛来物による影響を与える。特に飛来物については，屋外設備だけではな
く，建屋内の設備を損傷させる場合もある。

No.7 パイプライン事故（飛来物）
No.13 輸送事故（飛来物）
No.18 重量物輸送（重機等の転倒）

移動しながら広範囲にわたって風圧，飛来物による影響を与える。特に飛来物については，屋外設備だけではなく，建屋内の設備を損傷させる可能性がある。

No.2 パイプライン事故
No.7 工業施設又は軍事施設事故
No.9 自動車又は船舶の爆発
No.12 プラント外での爆発

竜 巻

なお，表１のとおり自然現象に包絡される事象以外の その他の事象 については以下のとおりである。

設計基準事象抽出方法の相違

設計基準事象抽出方法の相違

なお，表１のとおり自然現象に包絡される外部人為事象以外の その他の事象 については，以下のとおりである。

101

191

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）【その他の事象】

東二

相違理由【その他の事象】
設計基準事象の評価内容の相（１） 外部人為事象の影響の方が大きい場合（１）外部人為事象の影響の方が大きい場合火災による熱影響については，自然現象では「森林火災」，外部人為事象では「No.1 航空機落下（偶火災による熱影響については，自然現象では「森林火災」，外部人為事象では「No.2 パイプライ発）」，「No.3 火災・爆発」，「No.7 パイプライン事故」及び「No.13 輸送事故」が該当するが，原子ン事故」，「No.3 交通事故（化学物質の流出含む）」，「No.6 飛来物（航空機落下）」，「No.7 工業施設

炉施設に対して最も厳しい影響がある事象は「No.3 火災・爆発」にて想定している軽油タンクの火又は軍事施設事故」，「No.9 自動車又は船舶の爆発」及び「No.23 火災（近隣工場等の火災）」で想災である。軽油タンク火災と原子炉施設周辺で発生し得る重畳事象としては，「森林火災」と「No.1 航

定されるが，このうち，原子炉施設に対して最も厳しい熱影響がある事象は，「No.6 飛来物（航空

空機落下（偶発）」が挙げられる。

機落下）」である。航空機落下と原子炉施設周辺で発生し得る重畳事象としては，「森林火災」と軽油タンクの消火設備が機能せず，かつ「森林火災」が防火帯を越えて延焼する事象は低頻度事象と推定されること，軽油タンクへ偶発的に航空機が落下することによる重畳事象については，10-7／
年程度の低頻度事象ではあるものの外部火災評価の中で許容値以下の熱影響に止まることを確認済
みであることを踏まえると，事象の重畳により新たな起因事象の追加は無い。

違「No.23 火災（近隣工場等の火災）」の溶融炉灯油タンク火災が挙げられるものの，「森林火災」の熱影響は，溶融炉灯油タンク火災の影響に包絡できる。
偶発的に落下する航空機による火災と，溶融炉灯油タンク火災が組み合わされる重畳事象については，10-7／年程度の低頻度事象であるものの外部火災評価の中で許容値以下の熱影響に止まることを確認済みであることを踏まえると，事象の重畳による新たな起因事象の追加はない。

爆発による影響については，「No.7 パイプライン事故」，「No.9 航空機衝突（意図）」，「No.13 輸送

爆風圧による影響については，「No.2 パイプライン事故」，「No.7 工業施設又は軍事施設事故」，

事故」及び「No.14 軍事活動によるミサイルの飛来」で想定されるが，それぞれの事象の特徴を踏ま「No.9 自動車又は船舶の爆発」及び「No.12 プラント外での爆発」で想定されるが，それぞれの事

えれば，個別の重畳影響評価をするまでもなく，自然現象同士の重畳事象を評価することで影響が包象の特徴を踏まえれば，個別の重畳影響評価をするまでもなく，自然現象同士の重畳影響を評価す絡される。
（「No.7 パイプライン事故」については，パイプラインが地中に埋設されているため単独ることで影響が包絡される。
（「No.2 パイプライン事故」については，爆風圧の影響が原子炉施設へ事象として影響が無いと判断。
「No.13 輸送事故」については，発電所前面の海上航路約 30km の場所

影響のある範囲にないため単独事象として影響がないと判断。「No.7 工業施設又は軍事施設事故」

を航行する輸送船舶が漂流して発電所港湾内に侵入すること自体が非常に稀な事象であること，及びについては，軍事施設は発電所近傍にないこと，工業施設の爆発を想定した場合であっても，爆風発電所港湾内に侵入し得る最大規模の高圧ガス輸送船舶の爆発事故を想定した場合であっても，爆風圧の影響が原子炉施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がない

圧の影響が原子炉施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響が無いとと判断。
「No.9 自動車又は船舶の爆発」については，交通事故による自動車の爆発や発電所港湾内判断。また，「No.9 航空機衝突（意図）」及び「No.14 軍事活動によるミサイルの飛来」は，損傷規に侵入し得る最大規模の高圧ガス輸送船舶の爆発事故を想定した場合であっても，爆風圧の影響が模が地震に包絡される。
）

原子炉施設へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がないと判断。
「No.12 プラント外での爆発」については，発電所周辺の社会環境からみて，爆風圧の影響が発電所へ及ばないことを確認済みであることを踏まえ，単独事象として影響がないと判断。）（２）事象の影響について考慮が不要な場合
以下に挙げる外部事象については，重畳影響を考慮するまでもなく，単独事象として原子炉施設への影響を考慮する必要が無いものとして整理している。
○単独事象として発生頻度が稀な事象（10-7／年以下）（２）外部人為事象の影響について考慮が不要な場合
以下にあげる外部人為事象については，重畳影響を考慮するまでもなく，単独事象として原子炉施設への影響を考慮する必要がないものとして整理している。
○単独事象として発生頻度が稀な事象（10-7/年以下）

No.1 航空機落下（偶発）（原子炉施設への衝突）

No.1 衛星の落下

設計基準事象の評価内容の相No.17 タービンミサイル（原子炉施設への衝突）

No.5 タービンミサイル

違No.6 飛来物（航空機落下）No.15 軍事施設からのミサイル

102

192

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）○発生源となる施設が発電所へ影響が及ぶ範囲にない事象

東二

相違理由

○発生源となる施設が発電所へ影響の及ぶ範囲にない事象

No.2 ダムの崩壊

No.18 他ユニットからのミサイル設計基準事象の評価内容の相No.7 パイプライン事故（火災，爆発）

No.19 他ユニットからの内部溢水

違No.12 産業施設の事故

No.21 ダムの崩壊○発生しても影響が軽微な事象，影響を遮断できる事象○発生しても影響が軽微な事象，影響を遮断できる事象

No.4 有毒ガス

No.4 有毒ガス

No.8 第三者の不法な接近

No.14 サイト貯蔵の化学物質の流出

設計基準事象の評価内容の相No.18 重量物輸送（燃料集合体落下）

No.17 他ユニットからの火災

違

事象毎の状況を以下の表２にまとめる。

事象毎の状況を表２にまとめる。

103

193

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

No.
1

東二

相違理由

表２ 各外部人為事象が包絡される自然現象等

設計基準事象の評価内容の相4
5

外部人為事象衛星の落下【 ― 】
パイプライン事故（ガスなど），
パイプライン事故によるサイ 【竜巻】
ト内爆発等
交通事故（化学物質の流出含
【 ― 】
む）
有毒ガス
【 ― 】
タービンミサイル【 ― 】

6

飛来物（航空機落下）

【 ― 】

7

工業施設又は軍事施設事故

【竜巻】

8

船舶の衝突（船舶事故）

【津波】

9

自動車又は船舶の爆発

【竜巻】

2
3

11

船舶から放出される固体・液体
不純物
水中の化学物質12

プラント外での爆発

10

【津波】

海水系機器の性能低下。
飛来物による影響。
熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のと
おり。

14
15
16

掘削工事

【地震】

17

他ユニットからの火災

【 ― 】

18

他ユニットからのミサイル

【 ― 】

19

他ユニットからの内部溢水

【 ― 】

20

電磁的障害

【落雷】

21

ダムの崩壊

【 ― 】

22
内部溢水
23
火災（近隣工場等の火災）
凡例：【 】包絡される自然事象

影響を緩和可能。
（その他の事象（２）のとおり。
）
低頻度事象。
（その他の事象（２）のとおり。
）
熱影響はその他の事象（１）のとおり。
落下は低頻度事象。
（その他の事象（２）のとおり。
）
飛来物による影響。
熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のとおり。
海水系機器の性能低下。
飛来物による影響。
熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のとおり。
海水系機器の性能低下。

【竜巻】
【津波】

海水系機器の性能低下。

【 ― 】
【 ― 】

影響を緩和可能。
（その他の事象（２）のとおり。
）
低頻度事象。
（その他の事象（２）のとおり。
）
敷地の変動等により屋外設備の基礎や地中設備の損傷。
影響を緩和可能。
（その他の事象（２）のとおり。
）
影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし。
（その他の事象（２）のとおり。
）
影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし。
（その他の事象（２）のとおり。
）
計測系，制御系へのノイズ影響等。
影響の及ぶ範囲に発生源となる施設なし。
（その他の事象（２）のとおり。
）
広範囲の機器等の同時浸水。
影響確認済み。
（その他の事象（１）のとおり。
）

【津波】
【 ― 】

違

熱影響はその他の事象（１）のとおり。

【津波】

プラント外での化学物質の流出サイト貯蔵の化学物質の流出
軍事施設からのミサイル

13

包絡される自然現象等
低頻度事象。
（その他の事象（２）のとおり。
）
飛来物による影響。
熱影響，爆風圧の影響はその他の事象（１）のと
おり。

104

194

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二
添付 2

別紙 1（補足 2）＜地震レベル 1.5PRA について＞
１．はじめに相違理由

地震レベル１．５ＰＲＡについて
１．はじめに

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第三十七条（重大事

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第三十七条（重大故等の拡大の防止等）にて要求されている原子炉格納容器の破損の防止に関する有効性評価に関し、事故等の拡大の防止等）にて要求されている格納容器の破損の防止に関する有効性評価に関し，必必ず想定すべき格納容器破損モード以外の破損モードの有無について、内部事象についてはレベルず想定すべき格納容器破損モード以外の破損モードの有無について，内部事象についてはレベル

1.5PRA により確認を実施済みであるが、地震事象特有の影響について以下にて確認を実施した。

１．５ＰＲＡにより確認を実施済みであるが，地震事象特有の影響について以下にて確認を実施した。

２．地震事象特有の原子炉格納容器破損モードについて

２．地震事象特有の格納容器破損モードについて

炉心損傷後の原子炉格納容器の健全性に影響を与える物理現象による事象進展に関し内部事象と炉心損傷後の格納容器の健全性に影響を与える物理現象による事象進展に関し内部事象と地震

地震事象の差はなく、地震事象特有の影響としては、地震動により直接的に原子炉格納容器が損傷す事象の差はなく，地震事象特有の影響としては，地震動により直接的に格納容器本体が損傷する場

る場合、原子炉格納容器の隔離機能又は圧力抑制機能に係る設備が損傷することで格納容器破損に至合，格納容器の隔離機能又は圧力抑制機能に係る設備が損傷することで格納容器破損に至る場合がる場合が考えられる。

考えられる。

(1) 原子炉格納容器本体の損傷(1)格納容器本体の損傷

地震動による原子炉建屋の損傷影響により原子炉格納容器が破損に至る、または原子炉格納容器本

地震動による原子炉建屋の損傷影響により格納容器が破損に至る，または格納容器が直接的に体が直接的に破損に至るケースは、地震事象特有の格納容器破損モードであり、日本原子力学会標準

破損に至るケースは，地震事象特有の格納容器破損モードであり，（社）日本原子力学会標準「原「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準」では、原子炉建屋破損のχモードと子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：２００７」では，原子炉建屋破損のして分類されている。

χモードとして分類されている。

このケースの場合、炉心損傷時に原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能は既に喪失しており、
内部事象レベル 1.5PRA では、格納容器隔離失敗として考慮している。
(2) 原子炉格納容器隔離機能喪失

このケースの場合，炉心損傷時に格納容器の放射性物質閉じ込め機能は既に喪失しており，内部事象レベル１．５ＰＲＡでは格納容器隔離失敗として考慮している。
(2)格納容器隔離機能喪失

地震動により原子炉格納容器隔離弁が閉鎖できなくなることで、炉心損傷により発生した放射性物

地震動により格納容器隔離弁が閉鎖できなくなることで，炉心損傷により発生した放射性物質

質が原子炉格納容器外へ直接放出される可能性がある。このケースについては、原子炉格納容器本体

が格納容器外へ直接放出される可能性がある。このケースについては，格納容器本体の損傷と同の損傷と同様に炉心損傷時には原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能は喪失している状態であ様に炉心損傷時には格納容器の放射性物質閉じ込め機能は喪失している状態であり，内部事象レり、内部事象レベル 1.5PRA では格納容器隔離失敗として考慮している。

ベル１．５ＰＲＡでは格納容器隔離失敗として考慮している。

(3) 原子炉格納容器圧力抑制機能喪失
地震動により残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)や格納容器ベント管、圧力抑制室の損傷(3)格納容器圧力抑制機能喪失
地震動により残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），格納容器ベント管，もしくは圧により原子炉格納容器圧力が抑制できなくなり、原子炉格納容器が過圧破損に至る可能性がある。

力抑制室の損傷により格納容器圧力を抑制出来なくなり，格納容器が過圧破損に至る可能性があ

このケースについては、内部事象レベル 1.5PRA において、水蒸気(崩壊熱)蓄積等による過圧による。このケースについては，内部事象レベル１．５ＰＲＡにおいて，水蒸気（崩壊熱）の蓄積等って格納容器が破損に至る過圧破損モードとして考慮されている。

による過圧によって格納容器が破損に至る過圧破損モードとして考慮されている。

以上を踏まえると、地震事象特有の影響として原子炉格納容器本体や隔離弁等の破損が考えられる
ものの、地震事象特有の格納容器破損モードは無く、内部事象レベル 1.5PRA と同様であるといえる。

105

195

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

シーケンス選定（別紙 1）
柏崎 ６／７号（2017 年 2 月 15 日版）

東二

相違理由

３．格納容器破損防止対策に係る有効性評価事故シーケンスについて

３．原子炉格納容器破損防止対策に係る有効性評価事故シーケンスについて
上述の通り、地震事象特有の影響として原子炉格納容器や隔離機能等の地震動による損傷が考えら

上述の通り，地震事象特有の影響として格納容器や隔離機能等の地震動による損傷が考えられる
ものの，重大事故の事象進展により格納容器へ圧力荷重，熱荷重といった物理的な負荷が加わった

れるものの、格納容器破損モードとしては内部事象レベル 1.5PRA と同様である。
また、地震動による直接的な原子炉格納容器や隔離機能等の損傷については、重大事故の事象進結果として放射性物質閉じ込め機能が喪失に至るものではない。そのため，格納容器破損防止対策

展により格納容器へ圧力荷重、熱荷重といった物理的な負荷が加わった結果として放射性物質閉じ込の有効性評価の判断基準に照らすと，重大事故対策の有効性評価の観点としてではなく，対象設備

め機能が喪失に至るものではない。そのため、原子炉格納容器破損防止対策の有効性評価の判断基準の耐震性の観点から評価がなされるべきものと判断される。

に照らすと、重大事故対策の有効性評価の観点としてではなく、対象設備の耐震性の観点から評価がなされるべきものと判断される。
加えて原子炉格納容器本体の損傷については、内部事象レベル 1.5PRA でも想定していない機器の加えて格納容器本体の損傷については，内部事象レベル１．５ＰＲＡでも想定していない機器の損傷モードであるが、原子炉格納容器が損傷に至るような大規模地震を想定した場合、その損傷の程損傷モードであるが，格納容器が損傷に至るような大規模地震を想定した場合，その損傷の程度や度や緩和系設備使用可否の評価、事故シナリオを特定することは非常に困難である。従って、そのよ

緩和系設備使用可否の評価，事故シナリオを特定することは非常に困難である。したがって，そのうな状況下においては、地震によるプラントの損傷の程度や事象進展に応じて、様々な格納容器破損

ような状況下においては，地震によるプラントの損傷の程度や事象進展に応じて，様々な格納容器防止対策を臨機応変に組み合わせて影響緩和を図るとともに、大規模損壊対策として放水砲等の影響

破損防止対策を臨機応変に組み合わせて影響緩和を図るとともに，大規模損壊対策として放水砲等緩和措置を講じられるようにしておくことが重要であると考えられる。

の影響緩和措置を講じられるようにしておくことが重要と考えられる。
４．地震レベル１．５ＰＲＡについて

４．地震レベル 1.5PRA について
内的事象 PRA では、レベル 1PRA の結果抽出された炉心損傷に至る事故シーケンスグループをレベ

内部事象ＰＲＡでは，レベル１ＰＲＡの結果抽出された炉心損傷に至る事故シーケンスグループ

ル 1.5PRA 評価の起点となるようプラント損傷状態を定義した上で、炉心損傷に至るまでのプラント

をレベル１．５ＰＲＡ評価の起点となるようプラント損傷状態を定義した上で，炉心損傷に至るま状態などの観点から原子炉格納容器の健全性に影響を与える事象(過温破損、水蒸気爆発など)を抽出でのプラント状態などの観点から格納容器の健全性に影響を与える事象（過温破損，水蒸気爆発なしているが、地震レベル 1.5PRA では、地震事象特有の影響として原子炉建屋、原子炉格納容器等のど）を抽出しているが，地震レベル１．５ＰＲＡでは，地震事象特有の影響として原子炉建屋，格損傷から原子炉格納容器の閉じ込め機能喪失に至るシナリオを考慮する必要がある。

納容器等の損傷から格納容器の閉じ込め機能喪失に至るシナリオを考慮する必要がある。
具体的には，地震レベル１ＰＲＡにおいて緩和系に期待することができず，炉心損傷直結事象と具体的には、地震レベル 1PRA において緩和系に期待することができず、炉心損傷直結事象としてして整理している原子炉建屋損傷やＥｘｃｅｓｓｉｖｅ

ＬＯＣＡといった事故シナリオが対象

整理している原子炉建屋損傷や Excessive-LOCA といった事故シナリオが対象となるものの、現段階となるものの，現段階では，それら事故の起因となる設備の損傷の規模や範囲の特定には困難かつでは、それら事故の起因となる設備の損傷の規模や範囲の特定を行うことは困難かつ不確実さが大き不確実さが大きく，これらの事故シナリオが発生した場合の事象進展（炉心損傷までの時間余裕やく、これらの事故シナリオが発生した場合の事象進展(炉心損傷までの時間余裕や緩和系の健全性な緩和系の健全性など）を定量化することが困難な状況にある。
そのため，今後，対象設備の損傷影響評価などの精緻化を進めるとともに，実機適用へ向けた検ど)を定量化することが困難な状況にある。
そのため、今後、対象設備の損傷影響評価などの精緻化を進めるとともに、実機適用へ向けた検討

討を進めていくところである。

を進めていくところである。
以 上

106

196