東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 47
提出年月日
平成 29 年 9 月 13 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 9 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価に当たって考慮する事項

1.4

有効性評価に使用する計算プログラム

1.5

有効性評価における解析の条件設定の方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の限界温度・圧力

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

添付資料 1.2.1

目次

格納容器破損防止対策の有効性評価における機能喪失の仮定について

添付資料1.2.2

格納容器破損防止対策の各評価事故シーケンスにおける評価
項目について

添付資料1.2.3

定期検査工程の概要

添付資料1.3.1

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

添付資料1.3.2

運転員等の操作時間に対する仮定

添付資料1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について

添付資料1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付資料1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について

添付資料1.5.3

サプレッション・プール初期水位について

添付資料1.5.4

外部水源温度の条件設定の根拠について

添付資料1.5.5

給水流量をランアウト流量（68％）で評価することの妥当性

添付資料1.5.6

原子炉停止機能喪失の解析条件設定の考え方について

添付資料1.5.7

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

添付資料1.7.1

解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー

添付資料1.9.1

重大事故等対処設備としての逃がし安全弁7弁の十分性について目-4添付資料2.1.1

平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について添付資料2.1.2

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.3

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

添付資料2.1.4

7日間における水源の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.5

7日間における燃料の対応について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.2.2

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

添付資料2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料2.2.4

7日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料2.3.1.1

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について

添付資料2.3.1.2

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

添付資料2.3.1.3

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.1.4

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添 付 資料2.3.1.5

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

添付資料2.3.1.6

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失
目-5

（長期ＴＢ））
添付資料2.3.1.7

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料2.3.1.9

原子炉再循環ポンプからのリークについて

添付資料2.3.2.1

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

添付資料2.3.2.2

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添 付 資料2.3.2.4

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

添付資料2.3.2.5

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.6

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添 付 資料2.3.3.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））
目-6

添付資料2.3.3.3

減圧・注水開始の時間余裕について

添付資料2.3.3.4

7日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.5

7日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.4.1.1

安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添 付 資料2.4.1.2

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

添付資料2.4.1.3

非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))

添付資料2.4.1.4

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

添付資料2.4.1.5

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

添付資料2.4.1.6

常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

添付資料2.4.2.1

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

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
目-7

添付資料2.4.2.3

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

添付資料2.4.2.4

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

添付資料2.4.2.5

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

添付資料2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

添付資料2.5.3

外圧事象における燃料被覆管の健全性について

添付資料2.5.4

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.5

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.6

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料2.5.7

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料2.5.8

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源温度の影響

添付資料2.5.9

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料2.5.10

ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理

添付資料2.5.11

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

添付資料2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料2.6.3

敷地境界外での実効線量評価に対する指針との対比について

添付資料2.6.4

非常用ガス処理系による系外放出を考慮した被ばく評価につ目-8

いて
添付資料2.6.5

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.6

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

添付資料2.6.7

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

添付資料2.6.8

7日間における水源の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.9

7日間における燃料の対応について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.6.10

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料2.7.1

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

ＩＳＬＯＣＡ時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度に対する設計基準事故の代表性について

添付資料2.7.3

安定状態について（格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ））

添付資料2.7.4

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

添付資料2.7.5

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

添付資料2.7.6

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

添付資料2.7.7

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

添付資料2.8.1

基準津波を超え敷地に遡上する津波への対応について
目-9添付資料2.8.2

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する基準適合のための基本方針及び施設の防護方針について

添付資料2.8.3

地震発生と同時に津波が到達するとした評価上の想定の妥当性について

添付資料2.8.4

7日間における水源の対応について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料2.8.5

7日間における燃料の対応について（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料2.8.6

常設代替交流電源設備の負荷（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料2.8.7

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）との事故対応の相違点について

添付資料3.1.2.1

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

添付資料3.1.2.2

原子炉水位不明時の対応について添付資料3.1.2.3

常設低圧代替注水ポンプの機能確保の妥当性について

添付資料3.1.2.4

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価について

添付資料3.1.2.5

格納容器漏えい率の設定について

添付資料3.1.2.6

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

添付資料3.1.2.7

水の放射線分解を考慮した場合の格納容器過圧に対する影響について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器
過圧・過温破損））

添付資料3.1.2.8

格納容器雰囲気温度が格納容器の健全性に与える影響につ目-10いて（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））
添付資料3.1.2.9

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料3.1.2.10 格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について
添 付 資 料3.1.2.11 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料3.1.2.12 大破断ＬＯＣＡを上回る規模のＬＯＣＡに対する格納容器
破損防止対策の有効性について
添付資料3.1.2.13 7日間における水源の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料3.1.2.14 7日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料3.1.2.15 常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料3.1.2.16 格納容器内の酸素濃度上昇抑制のための対応操作について

添付資料3.1.3.1

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について

添付資料3.1.3.2

崩壊熱による蒸発量相当の注水量について

添付資料3.1.3.3

格納容器圧力逃がし装置を用いて大気中へ放出されるＣｓ
目-11−137の放出量評価
添付資料3.1.3.4

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評
価等について

添付資料3.1.3.5

格納容器内での除去効果について

添付資料3.1.3.6

安定状態について（代替循環冷却を使用しない場合）

添 付 資料3.1.3.7

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

添付資料3.1.3.8

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料3.1.3.9

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

添付資料3.1.3.10 7日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））
添付資料3.1.3.11 常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））添付資料3.1.3.12 非凝縮性ガスの影響について
添付資料3.1.3.13 サプレッション・プール水位上昇による真空破壊弁への影
響について

添付資料3.2.1

原子炉圧力容器高圧破損防止のための原子炉手動減圧について

添付資料3.2.2

原子炉圧力容器の破損判断について
目-12

添付資料3.2.3

ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について

添付資料3.2.4

高温ガスによる原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えい可能性と事象進展等に与える影響について

添付資料3.2.5

原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137の漏えい量評価について

添付資料3.2.6

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について

添付資料3.2.7

水の放射線分解を考慮した場合の格納容器過圧に対する影響について（高圧溶融物放出／格納容器直接加熱）

添付資料3.2.8

安定状態について

添付資料3.2.9

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

添付資料3.2.10 代替循環冷却系による原子炉注水を考慮しない場合の影響評
価について
添付資料3.2.11 7日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接接触）添付資料3.2.12 7日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接接触）添付資料3.2.13 常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接接触）添付資料3.2.14 原子炉圧力容器破損時の溶融炉心の冠水評価について
添付資料3.2.15 コリウムシールド材料の選定について
添付資料3.2.16 コリウムシールド厚さ，高さの設定について
添付資料3.2.17 原子炉圧力容器の破損位置について

添付資料3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）目-13

に関する知見の整理について
添付資料3.3.2

ＪＡＳＭＩＮＥ解析について

添付資料3.3.3

水蒸気爆発評価の解析モデルについて

添付資料3.3.4

水蒸気爆発の発生を想定した場合の格納容器の健全性への影
響評価

添付資料3.3.5

水蒸気爆発発生時のコリウムシールドへの影響

添付資料3.3.6

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

添付資料3.3.7

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料3.3.8

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料3.4.1

水の放射線分解の評価について

添付資料3.4.2

シビアアクシデント条件下で用いるＧ値の設定について

添付資料3.4.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響について

添付資料3.4.4

Ｇ値を設計基準事故ベースとした場合の評価結果への影響について

添付資料3.4.5

原子炉注水開始時間の評価結果への影響について

添付資料3.4.6

格納容器内における気体のミキシングについて

添付資料3.5.1

コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作
用による侵食量評価について

添付資料3.5.2

溶融炉心による熱影響評価について

添付資料3.5.3

溶融炉心の排水流路内での凝固停止評価について

添付資料3.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶目-14融炉心・コンクリート相互作用）

添付資料4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出について

添付資料4.1.3

安定状態について

添付資料4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

添付資料4.1.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料4.1.6

7日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料4.1.7

7日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料4.2.2

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

添付資料4.2.3

安定状態について

添付資料4.2.4

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料4.2.5

7日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料4.2.6

7日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料5.1.1

運転停止中の原子炉の事故時における現場作業員の退避について

添付資料5.1.2

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量の計算方
法について
目-15

添付資料5.1.3

重要事故シーケンスの選定結果を踏まえた有効性評価の条件
設定

添付資料5.1.4

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における崩壊熱
設定の考え方

添付資料5.1.5

安定停止状態について（運転停止中

添付資料5.1.6

原子炉停止中崩壊熱除去機能喪失）

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について
添付資料5.1.7

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

崩壊

熱除去機能喪失）添付資料5.1.8

7日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去

機能喪失）

添付資料5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交

流動力電源喪失）添付資料5.2.3

7日間における水源の対応について（運転停止中

全交流動力

電源喪失）
添付資料5.2.4

7日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流動力

電源喪失）
添付資料5.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価について添付資料5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方
目-16

添付資料5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）

添付資料5.3.4

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）
添付資料5.3.5

7日間における燃料の対応について（運転停止中

原子炉冷却

材の流出）

添付資料5.4.1

安定停止状態について（運転停止中

添付資料5.4.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

反応度の誤投入）

反応度の誤投入）

添付資料5.4.3

反応度誤投入事象の代表性について

添付資料5.4.4

原子炉初期出力に係る感度解析の評価条件について添付資料5.4.5

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析について

添付資料6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について

添付資料6.2.2

重要事故（評価事故）シーケンス以外の事故シーケンスの要員の評価について

添付資料6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について

目-17添付資料 1.9.1
重大事故等対処設備としての逃がし安全弁 7 弁の十分性について

1.

はじめに
第 46 条 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て の 逃 が し 安 全 弁 の 弁 数 は ，以 下を考慮することにより，操作・設備の信頼性を確保するとともに，十分な減圧能力を確保するよう設定している。
・ 操 作 の 信 頼 性 （ 減 圧 操 作 の 容 易 性 （ 必 要 時 に 一 括 開 操 作 可 能 ））・設備の信頼性（作動電源の多重性，耐震性）
・高圧注水機能喪失時において低圧注水のために必要な弁数
・格納容器雰囲気直接加熱（ＤＣＨ）発生防止に必要な弁数
こ こ で は ，Ｓ Ａ 設 備 と す る 逃 が し 安 全 弁 の 弁 数（ 7 弁 ）が ，高 圧 注
水機能喪失時おける低圧注水及びＤＣＨ防止の観点から，十分な確保されていることについて説明する。

2.

高圧注水機能喪失時における逃がし安全弁 7 弁のＳＡ設備化の十分性について(1)

原子炉減圧操作時の逃がし安全弁作動数の影響について
原子炉減圧操作時の逃がし安全弁の作動数が少なくなった場合，

原 子 炉 圧 力 の 低 下 が 遅 く な る 。7 弁 に て 原 子 炉 減 圧 を 実 施 す る「 高圧・低圧注水機能喪失」及び 2 弁にて原子炉減圧を実施する「高圧注水・減圧機能喪失」における減圧開始から所定の圧力に低下するまでに要する時間を第 1 表に示す。このように，作動する逃がし安全弁数が 2 弁まで減少した場合，原子炉圧力の低下タイミ
ン グ は 1MPa[gage]到 達 時 点 で 約 10 分 程 度 遅 く な る 。

添付 1.9.1-1

1

第 1表

逃がし安全弁作動数による減圧時間の違い

原子炉圧力

7 弁減圧
（高圧・低圧注水
機能喪失）

2 弁減圧
（高圧注水・
減圧機能喪失）時間の差

3MPa[gage]

1.7 分 後

6.4 分 後約 4.7 分2MPa[gage]

2.7 分 後

9.2 分 後約 5.8 分1MPa[gage]

4.6 分 後14.3 分 後

約 9.7 分(2)

逃がし安全弁作動数を 7 弁から 2 弁にした場合に評価項目に与える影響
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価においては，高圧注水機能が喪失することから，運転手順に従い逃がし安全弁 7 弁にて原子
炉 を 減 圧 し ，常 設 低 圧 代 替 注 水 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 常設）による原子炉注水を実施する。
こ れ ら の 事 故 シ ー ケ ン ス に つ い て は ， 減 圧 操 作 の 開 始 が 10 分 程
度遅れた場合でも，評価項目を満足するとともに燃料被覆管の破裂が発生しないことを確認している。
よって，原子炉減圧時の逃がし安全弁の作動数を 7 弁から 2 弁にした場合でも，炉心損傷防止対策の有効性評価における評価項
目 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ，逃 が し 安 全 弁 の 作 動 数 に つ い て は ，7 弁
確保されていれば十分と考えられる。

3.

ＤＣＨ発生防止に対する逃がし安全弁 7 弁のＳＡ設備化の十分性
炉心損傷後，原子炉注水手段がない場合には，燃料有効頂底部＋20％ 水 位 に て 逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機 能 ）2 弁 を 開 け 原 子 炉 を 減 圧
添付 1.9.1-2

2

し，ＤＣＨを防止することとしている。重大事故等対処設備としての逃がし安全弁 7 弁は，ＤＣＨ防止に必要な弁数 2 弁に対しても十分余裕があると言える。

添付 1.9.1-33

凡（解 析上 の 時刻 ）例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）（0 秒 ）

全交流動力電源喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業

再循 環ポ ン プ停 止の 確認 ※ ２

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２

原子炉スクラム ※ １ 及び全交流動力電源喪失の確認：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ４

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ５

使用 済燃 料 プー ルの冷 却

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３

電源 確保 操 作対 応

原子 炉隔 離 時冷 却系 以外 に よる 原子 炉 注 水・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水（約 3 時 間 ）（約 8 時 間 ）（約 1 時 間 ）Ⅰ

サプレッション・プール水温度
65℃到達

直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）
可搬型代替注水大型ポンプを用いた
低圧 代替 注 水系（可 搬型 ）以外 によ る
原子 炉注 水・消 火系 に よる 原子 炉注 水逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ６（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）Ⅱ
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９
水位不明ではない

水位不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※８

原子炉満 水 操作 ※１１

炉心損傷が確認された場
合は ，炉心 損傷 後の 対 応手
順に 移行 す る

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※１０

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１２（約 13 時間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 受電 操作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 受電 操作

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 代 替
格納 容器 ス プレ イ冷 却系 （ 可搬 型） 以 外によ る格 納 容器 冷却・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却

可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

Ⅳ

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ １ ３Ⅲ
緊急 用海 水 系， 代替 残留 熱 除去 系海 水 系を用 いた 残 留熱 除去 系に よ る原 子炉 注 水及び 格納 容 器除 熱

Ⅴ
残 留 熱 除 去 系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水を継続す る
こ と で ， 原 子炉水 位を維持し， 残留熱除 去系（格納容器 ス
プ レ イ 冷 却 系又は サプレッショ ン・プー ル冷却系）によ る
格 納 容 器 除 熱を継 続する。また ，原子炉 建屋ガス処理系 及び 中 央 制 御 室換気 系を起動し， 機能喪失 している設備の 復
旧に 努め る とともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却 系）に切 り替 え ，冷温停止状態とする。

代替 循環 冷 却系 によ る格 納 容器 除熱 ，常 設低 圧代 替 注水系ポ ンプ を 用い た代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 常 設）
及び 可搬 型 代替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た 代替 格納 容 器
スプ レイ 冷 却系 （可 搬型 ） によ る格 納 容 器冷 却並 び にドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納 容器 除熱

Ⅵ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 可 能 であ る。
Ⅱ
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（可 搬 型 ）と 同等 の流 量 は確 保で きな い が，消 火系（ ディ ーゼ ル 駆動 ）によ る原 子炉 注 水も実施 可能 で ある 。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 でき る 設備 が限 ら れ るが ，常 設 代替 高圧 電源 装 置が 使用 で き ない 場合 は 可搬 型代 替低 圧 電源 車に よ り 受電 する 。
Ⅳ

津波浸水による注水機能喪失との差分

可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 代 替 格納 容器 ス プレ イ冷 却系（ 可 搬型 ）と同 等の 流量 は 確保 でき ない が ，消火 系（デ ィー ゼル 駆 動）に よる
格納 容器 冷 却も 実施 可能 で ある 。
Ⅴ
緊急 用海 水 系， 代替 残留 熱 除去 系海 水 系 を用 いた 残 留熱 除去 系の 使 用も 可能 で あ る。
Ⅵ
代替 循環 冷 却系 によ る格 納 容器 除熱 ，常 設低 圧代 替 注水 系ポ ンプ を 用い た代 替 格 納容 器ス プ レイ 冷却 系（ 常設）及 び可 搬 型代 替注 水 大型 ポン プを用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器 冷 却も 実施 可 能 であ る。
流量 は少 な いが ，消 火系 及 び復 水補 給 水 系に よる 格 納容 器冷 却も 実 施可 能で あ る 。
また ，格 納 容器 冷却 等が で きな い場 合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に より 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩和 も 可能 であ る 。

※１ ：原 子 炉ス クラムは，中央制御室にて平均出力領域計装等に よ り確 認す る 。
※２ ：中 央 制御 室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出圧力 ， 系統 流量 ， 原 子炉 水位 （ 広帯 域），原 子炉 圧力 等 にて 確 認す る。
※３ ：原 子 炉隔 離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。
※４ ：中 央 制御 室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
※５ ： 全 交流 動 力電源喪失を確認した場合は，速やかに可搬型 代 替注 水 大型 ポ ン プを 用 い た低 圧 代替 注 水 系（ 可 搬型 ） に よる 原 子 炉注 水 の準 備 を 開始 す る。 な お ，可 搬 型 代替 注 水大 型 ポ ンプ を 用い た 低 圧代 替 注 水系 （ 可搬 型 ） 及び 代 替
格納 容器 スプレイ冷却系（可搬型）には同じ可搬型代替 注水 大型 ポ ンプ を用 い る 。
※６ ：サ プレ ッ ション・プール水温度がサプレッション・プール 熱 容量 制限 （ 原 子炉 が高 圧 の場 合は 65℃ ）に 到達 又 は超 過し た場 合 は， 低圧 で注 水 可能 な系 統 の 準備 完了 後 に原 子炉 減圧 操 作を 実施 す る 。ま た， 実際 の 操作 では ， 原子炉
圧力 が 低 下し可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代 替注 水 系 （可 搬 型 ）に よ る原 子 炉 注水 が 開始 さ れ た後 に 原 子炉 隔 離時 冷 却 系が 停 止す る が ，評 価 上 は可 搬 型代 替 注 水大 型 ポン プ を 用い た 低圧 代 替 注水 系 （ 可搬 型 ）の み による水 位回 復性能を確認する観点で，原子炉減圧開始と同 時に 原子 炉 隔離 時冷 却 系 は停 止す る 想定 とし てい る 。
※７ ：原 子 炉水 位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格納容 器 雰囲 気監 視 系 等に より 格 納容 器内 の水 素 ・酸 素濃 度 を 確認 する 。
※８ ：炉 心 損傷 は，以下により判断する。（炉心損傷が確認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格 納容器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が設計基 準原 子炉 冷 却材 喪失 事 故 時追 加放 出 相当の 10 倍 以上
※９ ：原 子 炉減 圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷却材の 減 圧沸 騰に よ り 原子 炉水 位 の指 示値 の信 頼 性が 損な わ れ る恐 れが あ るた め， 原子 炉 水位 不明 で な いこ とを 確 認す る。
原子 炉水 位不明は，以下により判断する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が原子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原 子炉水位の指示値のばらつきが大きく有効燃料長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※１ ０： 原 子炉 水位が燃料有効長頂部以下となった場合は，燃料 有 効長 頂部 以 下 の継 続時 間 を測 定し ，「 最長 許容 炉 心露 出 時間 」の 禁 止領 域に 入っ て いる かを 確 認 する とと も に， 格納 容器 雰 囲気 監視 系 γ 線モ ニタ に より 燃料 の健 全 性を確認 する。
※１ １： 原 子炉 水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満水とし， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・ チェ ンバ 圧 力の 差圧 を 確 認す るこ と で， 原子 炉水 位 が燃 料有 効 長 頂部 以上 で ある こと を確 認 する 。
※１ ２： 可 搬型 代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可 搬 型） によ り ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する 。
※１ ３ ： 残留 熱 除去系は，原子炉水位低（レベル３）設定点に て 残留 熱 除去 系 （ 低圧 注 水 系） に 切り 替 え ，原 子 炉水 位 高 （レ ベ ル ８） 設 定点 に て 残留 熱 除去 系 （ 格納 容 器 スプ レ イ冷 却 系 又は サ プレ ッ シ ョン ・ プ ール 冷 却系 ） に 切り 替 える。

第 2.3.1-2 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の対応手順の概要
2.3.1-444

凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）：解 析上 考 慮し ない 操作

敷地に遡上する津波到達 ※ １：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業再循 環ポ ン プ停 止の 確認 ※ ３

主蒸 気隔 離 弁閉 止及 び
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ３

原子炉スクラム ※ ２ の確認

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ５

使用 済燃 料 プー ルの冷 却

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ３
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）の起 動準 備 操作 ※ ６

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４（約 3 時 間 ）サプレッション・プール水温度
65℃到達

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作
電源 確保 操 作対 応

原子炉隔離時冷却系以外による原子炉注 水・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水（約 1 時 間）
直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）

Ⅰ（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１０
水位不明ではない

水位不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※９
炉心損傷が確認された場
合は，炉心損傷後の対応
手順 に移 行 する

原子炉満 水 操作 ※１２

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復※１１

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１３（約 13 時間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達

常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電準 備操 作

（24 時 間 ）常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
非常 用母 線 の受 電操 作

可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ １ ４

代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 ，常 設低 圧代 替 注水 系ポ ン プ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 常設 ）及 び 可搬 型代 替注 水 大型 ポン プ を用い た代 替 格納 容器 スプ レ イ冷 却系 （ 可 搬型 ）に よ る格 納容 器冷 却 並び にド ラ イ
ウェ ル内 ガ ス冷 却装 置に よ る格 納容 器 除 熱
残 留 熱 除 去 系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水を継続す る
こ と で ， 原 子炉水 位を維持し， 残留熱除 去系（格納容器 ス
プ レ イ 冷 却 系又は サプレッショ ン・プー ル冷却系）によ る
格 納 容 器 除 熱を継 続する。また ，原子炉 建屋ガス処理系 及び 中 央 制 御 室換気 系を起動し， 機能喪失 している設備の 復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） に切 り 替え，冷温停止状態とする。

Ⅱ【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 並び に常 設低 圧 代替 注水 系 ポ ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 常設 ） 及び 可搬型代 替注 水 大型 ポン プを 用 いた 代替 格 納 容器 スプ レ イ冷 却系 （可 搬 型） によ る 格 納容 器冷 却 も実 施可 能で あ る。
また ，格 納 容器 冷却 等が で きな い場 合 ， ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に より 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩和 も 可能 であ る 。

※ １： 敷 地 に遡上する津波の到達に伴い循環水ポンプが停 止 し 復水 器 が 使 用不 能 と なる こ と で給 水 流 量 の全 喪 失 が 発生 す る 。ま た ， 重要 事 故 シ ーケ ン ス に おい て は，「 外 部電 源 喪 失 ＋Ｄ Ｇ 失 敗＋ Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 失 敗（ Ｒ Ｃ ＩＣ成功）」との従属性を考慮して，外部電源喪失を想定 する 。
※２ ：原 子 炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域等に より 確 認す る。
※３ ：中 央 制御室にて，機器ランプ表示，警報，ポンプ吐出 圧力 ， 系統 流量 ， 原 子炉 水位 （ 広帯 域），原 子炉 圧力 等 にて 確 認す る。
※４ ：原 子 炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。
※５ ：中 央 制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
※ ６ ： 全 交 流動力電源喪失を確認した場 合は，速やかに可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 の 準 備を 開 始 す る 。 な お ， 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） 及 び 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却 系（可搬型）には同じ可搬型代替注水大型ポン プを 用い る。
※ ７： サ プ レッション・プール水温度がサプレッション・ プ ー ル熱 容 量 制 限（ 原 子 炉が 高 圧 の場 合 は 65℃ ） に到 達 又 は超 過 した 場 合 は， 低 圧 で 注水 可 能 な 系統 の 準 備完 了 後 に原 子 炉 減 圧操 作 を 実 施す る 。 また ， 実 際の操 作 では，原子炉圧力が低下し可搬型 代 替注水大型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 が 開 始 さ れ た 後 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 停 止 す る が ， 評 価 上 は 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用いた
低圧 代替注水系（可搬型）のみによる水位回復性能 を確 認す る観 点 で， 原子 炉 減 圧開 始と 同 時に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は 停 止す る想 定 とし てい る。
※８ ：原 子 炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格 納容 器 雰囲 気監 視 系 等に より 格 納容 器内 の水 素 ・酸 素濃 度 を 確認 する 。
※９ ：炉 心 損傷は，以下により判断する。（炉心損傷が確認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 に 移行 ）・格 納容器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が 設 計基 準原 子炉 冷 却材 喪失 事 故 時追 加放 出 相当の 10 倍 以上
※１ ０： 原 子炉減圧時には原子炉水位計凝縮槽内の原子炉冷 却材 の 減圧 沸騰 に よ り原 子炉 水 位の 指示 値の 信 頼性 が損 な わ れる 恐れ が ある ため ，原 子 炉水 位不 明 で ない こと を 確認 する 。
原子 炉水位不明は，以下により判断する。
・ドライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原子炉水位の計装電源が喪失した場合
・原子炉水位の指示値のばらつきが大きく有効燃 料 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※ １１ ： 原 子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合は ， 燃 料有 効 長 頂 部以 下 の 継続 時 間 を測 定 し ，「 最 長 許容 炉 心 露 出 時 間」 の 禁 止領 域 に 入 って い る か を確 認 す ると と も に， 格 納 容 器雰 囲 気 監 視系 γ 線 モニ タ に より
燃料の健全性を確認する。
※１ ２： 原 子炉水位不明の場合は，原子炉圧力容器を満水と し， 原 子炉 圧力 と サ プレ ッシ ョ ン・ チェ ンバ 圧 力の 差圧 を 確 認す るこ と で， 原子 炉水 位 が燃 料有 効 長 頂部 以上 で ある こと を確 認 する 。
※１ ３： 可 搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系 （可 搬 型） によ り ， 原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する 。
※ １ ４ ： 残 留熱除去系は，原子炉水位低 （レベル３）設定 点 に て 残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） に 切 り 替 え ， 原 子 炉 水 位 高 （ レ ベ ル ８ ） 設 定 点 にて 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 又 は サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷却系）に切り替える。

第 2.8-3 図

津波浸水による注水機能喪失の対応手順の概要
2.8-225

添付資料 2.8.2
基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する基準適合のための基本方針
及び施設の防護方針について

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）
に対する浸水対策が本有効性評価の前提となることから，敷地に遡上する津波に対する施設の防護方針について以下に示す。なお，詳細は耐津波設計方針等において説明する。

1.

敷地に遡上する津波
敷地に遡上する津波については，事故シーケンス選定の評価結果に基づき，防潮堤位置において T.P.＋24m ※ １ ※ ２ の津波を想定する。なお，敷地に遡上する津波の年超過確率は，確率論的津波ハザードの評価結果から，約 3×10
−７

／炉年に相当する。

※１

T.P.は Tokyo Peil の略で東京湾中等潮位（平均潮位）を示す。

※２

津波高さ（T.P.＋24m）は，仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設定した場合の防潮堤位置の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

2.

敷地に遡上する津波に対する事故対応の基本方針
敷地に遡上する津波襲来時については，敷地内への浸水により屋外作業が制限されることが考えられることから，重大事故等対処設備の有効性の確認においては，以下の対応を基本方針とする。
津波防護を考慮した常設設備による対応を基本とする
ただし，可搬型設備による対応を行う場合は，津波影響のない高所に限定した対応とする

添付 2.8.2-1

6

3.

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象の選定
敷地に遡上する津波に対する津波防護対象については，敷地に遡上する津波により重大事故等が発生した場合において，事故対応を行うために必要な設備として，以下の設備を選定する。

敷地に遡上する津波に対する事故対応の基本方針に基づいた重大事故の防止及び緩和に必要な重大事故等対処設備 ※３
設備要求に係る設置許可基準規則第 45 条〜第 62 条に適合するために必要となる重大事故等対処設備 ※３※３：「設置許可基準規則第 43 条（重大事故等対処設備）」における可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型設備保管場所（西側及び南側），東側接続口，西側接続口（地下格納槽），高所接続口についても津波防護の対象とする。
なお，高所接続口については，事故シーケンスグループ「津波浸水による
注水機能喪失」の有効性評価において，期待する機能（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））を確保できる設計とする。

なお，ここで「設置許可基準規則第 44 条 発電用原子炉を未臨界にする設備」については，大津波警報発表時にはあらかじめ原子炉停止操作を行うことから，防護対象としていない。
また，以下設備については，機能を代替する重大事故等対処設備により設置許可基準規則に対する基準適合性を満たすため，防護対象としていない。

添付 2.8.2-2

7

系統機能

除外理由
津波により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海高圧炉心スプレイ系

水ポンプ等が損傷することで機能喪失が想定されるが，津波時に必要な容量は原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系にて代替可能。
津波により残留熱除去系海水系ポンプ等が損傷する

残留熱除去系海水系

ことで機能喪失が想定されるが，津波時に必要な容量は，緊急用海水系にて代替可能。
津波により非常用ディーゼル発電機海水ポンプ等が非常用交流電源設備

損傷することで機能喪失が想定されるが，津波時に必要 な 容量 は ， 常設 代 替 交 流電 源設 備 に て 代替 可能。

選定した津波防護対象について，第 1 表に示す。

添付 2.8.2-3

8

第1表

津波防護対象（1／3）

設置許可基準規則

津波防護対象

第４５条
・高圧代替注水系（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
・ほう酸水注入系
リ高 圧 時に発 電用 原子炉を
・原子炉隔離時冷却系冷却するための設備）
・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能
第４６条
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
（逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給））
リを減圧するための設備）
・高圧窒素ガスボンベ（逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給））
・低圧代替注水系（可搬型）
第４７条
・低圧代替注水系（常設）（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
・代替循環冷却系
リ低 圧 時に発 電用 原子炉を・残留熱除去系（低圧注水系）
冷却するための設備）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・緊急用海水系
第４８条
・格納容器圧力逃がし装置（最終ヒ ート シンク へ熱を輸・耐圧強化ベント系送するための設備）
・残留熱除去系
・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
第４９条（原子炉 格納 容器内 の冷却等 ・代替循環冷却系
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のための設備）・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
第５０条
・格納容器圧力逃がし装置（原子炉 格納 容器の 過圧破損 ・代替循環冷却系を防止するための設備）
・可搬型窒素供給装置
第５１条（原子炉 格納 容器下 部の溶融 ・原子炉格納容器下部注水設備（常設）
炉 心 を 冷 却 す る た め の 設 ・原子炉格納容器下部注水設備（可搬型）
備）第５２条（水素爆 発に よる原 子炉格納 ・格納容器圧力逃がし装置
容器 の 破損を 防止 するため ・水素濃度監視設備
の設備）
第５３条
（水素爆 発に よる原 子炉建屋 ・静的触媒式水素再結合器
等の 損 傷を防 止す るための ・水素濃度の監視設備
設備）

添付 2.8.2-4

9

第1表

津波防護対象（2／3）

設置許可基準規則

津波防護対象・常設低圧 代替注水系ポンプ及び代替燃 料プール注水系（注水ライン）
・可搬型代 替注水大型ポンプ及び代替燃 料プール注水系（注水ライン）
・常設低圧 代替注水系ポンプ及び代替燃 料プール注水系
第５４条（常設スプレイヘッダ）（使用済 燃料 貯蔵槽 の冷却等 ・ 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ 及 び 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系のための設備）（可搬型スプレイノズル）
・可搬型代 替注水大型ポンプ及び代替燃 料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への拡散抑制）
・代替燃料プール冷却設備
第５５条
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（工場等 外へ の放射 性物質の(大気への拡散抑制)
拡 散 を 抑 制 す る た め の 設 ・汚濁防止膜
備）(海洋への拡散抑制)
・重大事故等の収束に必要となる水源の確保（代替淡水貯槽，サプレッション・プール，ほう酸水貯第５６条
蔵タンク，使用済燃料プール）（重大事 故等 の収束 に必要と・水の移送設備の確保
なる水の供給設備）（可搬型代替注水大型ポンプ，ホース等）
・可搬型代替交流電源設備
・常設代替交流電源設備
・非常用所内電気設備
第５７条
・所内常設直流電源設備（電源設備）
・常設代替直流電源設備
・可搬型代替直流電源設備
・代替所内電気設備
・燃料補給設備
・重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測
第５８条
する設備
（計装設備）
・代替パラメータを計測する設備
・パラメータ記録時に使用する設備
・中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備（可搬型照明（ＳＡ））
・居住性を確保するための設備−遮蔽及び換気設備
第５９条（中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理系，中央制（原子炉制御室）
御室待避室，中央制御室待避室ボンベユニット）−衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装
置（待避室）−酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
・放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備−可搬型モニタリング・ポスト
第６０条−可搬型放射能測定装置（監視測定設備）
・風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備−可搬型気象観測設備

添付 2.8.2-5

10

第1表
設置許可基準規則

津波防護対象（3／3）
津波防護対象・緊急時対策所・必要な情報を把握できる設備及び通信連絡を行うために必要な設
備−安全パラメータ表示システム−通信設備（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），携行
型有線通話 装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡 設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−
第６１条
ＦＡＸ），データ伝送設備）（緊急時対策所）
・代替電源設備（緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク，緊急時対策所用発電機給油ポンプ及び緊急時対策所用Ｍ／Ｃ）
・居住性を確保するための設備（緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策
所非常用フィルタ装置 と緊急時対策所加圧設備 及び酸素濃度計，二酸化炭素濃度計 ，可搬型モニタリング・ ポスト，緊急時対策所エリアモニタ）
・発電所内の通信連絡を行うための設備−通信設備（発電所内）（携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型））
第６２条−安全パラメータ表示システム（ 通 信 連 絡 を 行 う た ・発電所外との通信連絡を行うための設備
めに必要な設備）−通信設備（発電所外）（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防 災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ））−データ伝送設備

添付 2.8.2-6

11

4.

津波防護対象の基準適合内容【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
一

重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。

想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

二想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

三健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

四

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

五工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

六想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

２

重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

二二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。

三常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有するものであること。

二

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

三

常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

添付 2.8.2-712四想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置
場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなる
おそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

五

地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムによる影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

六想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。

七

重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処
設備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故
防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

3．項で選定した津波防護対象とする重大事故等対処設備に対する基準
適合性を確認するに当たり，設置許可基準規則第 43 条により要求されている項目のうち，敷地に遡上する津波に関連する項目の基本設計方針について整理した。敷地に遡上する津波を考慮した基準適合のための基本設計
方針を第 2 表に示す。
第 2 表に示すとおり，津波防護対象とする重大事故等対処設備に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない措置を講じる又は津波影響の受けない敷地高さに設置することにより，基準に適合する設計とする。
また，敷地に遡上する津波による事故対応時にのみ必要となる高所接続口についても，設置許可基準規則第 43 条第 3 項第 3 号（異なる複数の接続箇所の確保について）に対する基準適合のため，常設代替高圧電源装置
置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。

添付 2.8.2-8

13

第2表
考慮事項

基準適合のための基本設計方針（1／2）

設置許可基準規則
第 1 項第 1 号（重大事故等時の環境条件）

津波防護対象とする重大事故等対処設備の基本設計方針
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない設計とする又は津波影響の受けない敷地高さに設置することとする。
位置的分散

第 2 項第 3 号（常設重大事故防止設備の共通要因
故障）

設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないよう，
可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない措置を講じる又は津波影響の受けない敷地高さに設置することとする。
複数箇所
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と，常設設備との接続口は、共通要因によって接敷地に続できなくことを防止するため、それぞれ互いに異なる複数の場所遡上するに設置する設計とする。

津波

第 3 項第 3 号（複数の接続箇所の確保）

敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，想定される津波に対して機能を喪失しない措置を講じる。
敷地に遡上する津波を起因とした重大事故等時に必要となる可搬型設備の接続口 ※ ４ については，津波影響の受けない敷地高さに設置する設計とする。また，当該接続口は常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより，共通要因によって接続することができなくなることを防止する。
位置的分散
可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設

第 3 項第 5 号（保管場所）

重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう，位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，津波影響の受けない敷地高さに分散して保管する。

※４：事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の有効性評価において，期待する機能（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））を有する高所接続口を指す。

添付 2.8.2-9

14

第2表
考慮事項

基準適合のための基本設計方針（2／2）

設置許可基準規則

津波防護対象とする重大事故等対処設備の基本設計方針【屋内アクセスルート】
アクセスルートの確保
迂回路も考慮したアクセスルートを確保する設計とする。
敷地に遡上する津波の考慮
敷地に遡上する津波に対しては，敷地に遡上する津波による浸水のないよう設計する施設内に確保する設計とする。

第 3 項第 6 号【屋外アクセスルート】（アクセス

アクセスルートの確保

ルート）

複数のアクセスルートを確保する設計とする。
敷地に遡上する津波の考慮

敷地に敷地に遡上する津波に対しては，ホイールローダによる漂流物撤

遡上する去作業を行うことで，通行性を確保できるよう考慮する。

津波

また，敷地に遡上する津波を起因とした重大事故等時に必要となる屋外アクセスルート ※ ５ については，津波影響の受けない敷地高さに確保する設計とする。
位置的分散
第 3 項第 7 号（可搬型重大事故
防止設備の共通要因故障）可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設
重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう，位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。
敷地に遡上する津波に対する考慮
敷地に遡上する津波に対しては，津波影響の受けない敷地高さに分散して保管する。

※５：事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の有効性評価において，事故対応として実施する可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作（南側保管場所〜高所淡水池〜高所接続口）のためのアクセスルート
を指す。

添付 2.8.2-10

15

5.

敷地に遡上する津波に対する防護方針選定した津波防護対象施設・設備（第 1 表）のうち，原子炉建屋に内包される津波防護対象施設・設備を津波対策の観点から「原子炉建屋」として整理した上で，以下の施設・設備を敷地に遡上する津波から防護する対象とする。
・ 原子炉建屋
・ 緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）及び地上敷設部
・ ＳＡ用海水ピット取水塔
・ 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）及び地上敷設部
・ 常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）
・ 東側接続口及び西側接続口（地下格納槽）
・ 常設代替高圧電源装置置場
・ 軽油貯蔵タンク（地下式）
・ 可搬型設備保管場所（西側及び南側）
・ 緊急時対策所
・ 高所接続口

敷地に遡上する津波からの施設の防護に当たっては，防潮堤による敷地への浸水量抑制及び浸水防止設備による取水路・放水路等からの津波の流入防止を考慮した上で，以下の対策を実施する。
(1)

建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包される津波防護対象施設・設備に対しては，これらを内包する建屋・壁の浸水経路（扉，貫通部等）を特定し，それらに対し浸水防止対策（水密扉の設置，貫通部止水処置等）を講じることで，内包する津波防護対象施設・設備への浸水影響を防止する設計とする。また，津波荷添付 2.8.2-11

16

重（静水頭，波力）及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物衝突荷重を考慮した設計とする。
【対象】

(2)

①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）③

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）④

常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）⑤

西側接続口（地下格納槽）

建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備
建屋・壁に内包されない津波防護対象施設・設備に対しては，設備の地上敷設部等からの浸水経路（配管フランジ等）がないことを確認（ＳＡ用海
水ピット取水塔を除く）するとともに，津波荷重（静水頭，波力）の影響
評価及び建屋・壁への漂流物到達評価結果に応じ漂流物衝突荷重を考慮した設計とする。
【対象】

(3)

⑥

緊急用海水ポンプピット地上敷設部（換気用配管）⑦

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置地上敷設部（出口配管）

⑧

東側接続口

⑨

ＳＡ用海水ピット取水塔

高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備
高所に設置することで津波対策とする津波防護対象施設・設備に対しては，敷地浸水評価結果から求めた各施設・設備から最も近い敷地の最大津
波高さと各施設・設備の設置高さを比較し，最大津波高さが各施設・設備の設置高さを下回ること（津波が到達しないこと）を確認する。
添付 2.8.2-12

17

【対象】
⑩

緊急時対策所⑪

常設代替高圧電源装置置場⑫

軽油貯蔵タンク（地下式）⑬

可搬型設備保管場所（西側及び南側）

⑭

高所接続口

また，津波により想定される漂流物及び倒壊物が起因となって，津波防護対象施設・設備に対し波及的影響を与えないよう，排気筒，屋外大型タンク等について，漂流防止及び倒壊防止を考慮した設計とする。

敷地に遡上する津波から防護する①〜⑭の施設等の配置を第1図に示す。

添付 2.8.2-13

18

第1図

津波防護対象の配置図

添付 2.8.2-14

19

補足説明資料
高所接続口の複数箇所設置による共通要因故障の防止について

敷地に遡上する津波による事故対応時にのみ必要となる高所接続口については，設置許可基準規則第 43 条第 3 項第 3 号（異なる複数の接続箇所の確保について）に対する基準適合のため，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより（第 2 図参照），共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計方針としている。
ここでは，敷地に遡上する津波時において考慮する必要のある共通要因を抽出し，抽出した共通要因により複数箇所設置した高所接続口の機能が喪失しないことの確認を行った。

(1)

共通要因の抽出及び共通要因を考慮した設計方針
敷地に遡上する津波時に考慮する必要のある共通要因，及び共通要因を考慮した高所接続口の設計方針について，第 3 表に示す。
考慮する必要のあるものとして整理した共通要因のうち，複数箇所の接続口設置による措置のみで機能喪失することを防止するものは，以下のものに整理される。
・風（台風）（飛来物）
・竜巻（飛来物）風（台風）及び竜巻による飛来物に対しては，常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することにより，複数の接続口の同時損傷が発生する確率を低減させることで，必要な機能が喪失することを防止することが可能であると考えられる。

添付 2.8.2-15

20

以上のことから，高所接続口を常設代替高圧電源装置置場の異なる壁面の隣接しない位置に複数箇所に設置することで，敷地に遡上する津波時に考慮する必要のある共通要因により，複数の接続口が全て機能喪失することを防止することが可能であることを確認した。

添付 2.8.2-16

21

第2図

高所接続口の構造

添付 2.8.2-17

22

第3表

高所接続口に対して考慮する共通要因及び設計方針

共通要因
環境条件（温度，放射線，荷重，その他使用
条件）
地盤
地震
津波
洪水

考慮の要否
○
○
○
○

自然災害

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

○

森林火災

○

高潮

○

航空機落下

外部人為事象

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

○

○

故意による大型航空
機衝突その他テロリ
ズム

共通要因を考慮した設計方針
・環境条件を考慮した設計
・複数箇所
・第 38 条(重大事故等対処設備の地盤)に基づく地盤上に設置
・第 39 条(地震による損傷の防止)に基づく設計
・敷地に遡上する津波の影響を受けない敷地高さに設置（立地的要因により考慮不要）
・風（台風）による風荷重を環境条件にて考慮
・複数箇所
・竜巻による風荷重を環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・避雷設備を設置する常設代替高圧電源装置置場に設置
・複数箇所（立地的要因により考慮不要）
・環境条件にて考慮
・複数箇所
・ネズミ等の小動物に対して，開口部の閉止により必要な機能が損なわれるおそれのない設計
・複数箇所
・防火帯の内側に設計・保管場所周辺の植生火災に対し，防火エリアを設定
・複数箇所
・高潮の影響を受けない敷地高さに設置（原子炉施設への航空機落下確率が，防護設計の基準である 10−７回／炉・年を超えないため考慮不要）（立地的要因により考慮不要）
・防火帯の内側に設計・保管場所周辺の植生火災に対し，防火エリアを設定
・複数箇所
・船舶の衝突の影響を受けない敷地高さに設置
・環境条件にて考慮
・複数箇所（敷地に遡上する津波と重畳して発生することは考慮しない）

溢水

○

火災

○

・想定される溢水水位に対して機能を喪失しない設計
・複数箇所
・第 41 条(火災による損傷の防止)に基づく設計
・複数箇所

添付 2.8.2-18

23添付資料 3.1.2.1
炉心損傷及び原子炉圧力容器破損後の注水及び除熱の考え方について

炉心損傷後における重大事故等対処設備による注水や除熱の考え方を以下に示す。

1.

期待する重大事故等対処設備について
非常用炉心冷却系等の注水機能が喪失し炉心損傷に至った場合，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替循環冷却系の機能に期待し，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止を図る手順としている。これらの系統の主な特徴を第 1 表に示す。

第1表

注水及び除熱手段の特徴（重大事故等対処設備）系統
低圧代替注水系（常設）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器下部注水系
（常設）

注水先

ドライウェルペデスタル（ドライウェル部）
原子炉圧力容器

代替循環冷却系

ポンプ

水源

原子炉圧力容器

ドライウェルサプレッション・プール

常設低圧代替注
水系ポンプ

代替淡水貯槽

代替循環冷却系
ポンプ

サプレッション・
プール

常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統は,補機系を持たない独立した系
統であり事故後早期に使用可能であるが，代替淡水貯槽を水源としており格納容器内へ外部から水を持ち込むため，継続して使用するとサプレッション・プール水位が上昇し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の実
施時期を早めることとなる ※ 。
一方，代替循環冷却系は補機系の起動を要するため，常設低圧代替注水系

添付 3.1.2.1-1

24

ポンプを用いた系統に比べて起動に時間を要するが，サプレッション・プー
ルを水源としており外部からの水の持ち込みは生じない。
上記の特徴を踏まえ，事象発生初期の原子炉への注水は常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統を使用することとし，その後，外部からの水の持ち込みを抑制し，サプレッション・プール水位の上昇抑制による格納容器ベントの遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽減するため，代替循環冷却系が使用可能となった段階で代替循環冷却系に切り替える手順とする。ただし，代替循環冷却系の運転時において，格納容器圧力・温度の上昇により追加の格納容器の冷却が必要な場合には，一時的に常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統を使用する手順とする。
※：格納容器圧力逃がし装置におけるサプレッション・チェンバ側のベント配管の水没を防止する観点から，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した時点で，外部水源による水の持ち込みを制限した上で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施する手順としている。

2.
(1)

炉心損傷及び原子炉圧力容器破損前後の注水及び除熱の考え方
常設低圧代替注水系ポンプを用いた系統
ａ．炉心損傷後の対応について
炉心損傷を判断した後は，補機系が不要であり短時間で注水が可能な
低圧代替注水系（常設）により原子炉へ注水する手順としている。また，
原子炉注水ができない場合においても，注水手段の確保に努めることとしている。したがって，炉心損傷前後ともに原子炉注水を実施する対応
方針に違いはないが，事象進展の違いによって以下の異なる手順となる。

添付 3.1.2.1-2

25

① ＬＯＣＡ時に炉心が損傷した場合は，ヒートアップした炉心へ原子炉注水を実施することにより，炉内で発生する過熱蒸気がドライウェルに直接放出されドライウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇する。そこ
で，格納容器の健全性を確保するために，ＬＯＣＡの判断（ドライウェル圧力 13.7kPa[gage]以上）及び炉心損傷の判断（格納容器雰囲気
放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）又は（Ｓ／Ｃ）の指示値が設計基準事故相当のガンマ線線量率の 10 倍以上）により，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を同時に実施する。この場
合，原子炉注水により過熱蒸気が発生することから，先行して常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施し，その後常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を実施することで，ドライウェルスプレイを実施している
状態で原子炉へ注水する手順とする。
②ＬＯＣＡ時に炉心が損傷して原子炉注水が実施できない場合は，いず
れは溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行に伴う原子炉圧力容器下部
プレナム水との接触による発生蒸気がドライウェルに放出され，ドラ
イウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇することを踏まえて，常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施する手順とする。
ただし，実際の操作としては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水操作を実施することから，炉心添付 3.1.2.1-326

損傷の判断後にドライウェルスプレイをする手順は①と同様である。
ｂ．原子炉圧力容器破損前の対応について③通常運転時からペデスタル（ドライウェル部）水位を約 1m に維持する構造としているが，炉心損傷判断後は，原子炉圧力容器破損時の溶融
炉心の冷却を考慮し，格納容器下部水位を確実に約 1m 確保するために
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作を実施する手順とする。
ｃ．原子炉圧力容器破損後短期の対応について④原子炉圧力容器破損を検知した後は，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）に存在する水との相互作用により，ドライウェル圧力及び雰囲気温度が急上昇するため，原子炉圧力容器破損を判断した場合は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を実施する手順とする。
⑤ドライウェルスプレイを開始した後は，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却維持のため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を実施する手順とする。
ｄ．本系統の停止及び一時的な運転について⑥本系統は外部水源を用いた手段であり，本系統の運転継続によりサプ
レッション・プール水位が上昇する。そこで，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を遅延させる観点から，本系統による原子炉注水操作や格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を停止し，代替循環冷却系による原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウェルスプレイ）を実施する。
添付 3.1.2.1-4

27

⑦ただし，代替循環冷却系による原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウェルスプレイ）を実施する状態において格納容器圧力及び雰囲
気温度が上昇する場合には，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（ドライウェルスプレイ）を一時的に実施する手順とする。
(2)

代替循環冷却系⑧代替循環冷却系は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系等の補機系の起動後に期待できる系統であり運転開始までに一定の時間を要するが，内部水源であるため本系統の運転継続によりサプレッション・プール
水位は上昇しない。したがって，起動が可能となった時点で本系統を運転開始する手順とし，サプレッション・プール水位の上昇を抑制しつつ，原子炉注水操作や格納容器除熱操作（ドライウェルスプレイ）を実施することで，損傷炉心の冷却や格納容器の冷却及び除熱を実施することとする。

3.

各事象の対応の流れについて
炉心損傷に至る事象としては，起因事象がＬＯＣＡの場合と過渡事象の場
合で事象進展が異なることが考えられる。また，初期に原子炉注水に成功する場合と成功しない場合においても，事象進展が異なることが考えられる。
以上の事象進展の違いを踏まえ，事故対応の流れを第 1 図に示す。

添付 3.1.2.1-5

28

事象発生

ＬＯＣＡ

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達

格納容器圧力が 13.7kPa[gage]未満

過渡事象

成功

無

原子炉注水

炉心損傷
有

失敗

炉心損傷判断後
常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水炉心損傷防止対策の

炉心損傷防止対策の2.(1)ａ．①
2.(1)ａ．②

有効性評価にて確認

有効性評価にて確認【中小ＬＯＣＡ】【中小ＬＯＣＡ以外】

炉心損傷

失敗
評価対象となる格納容器破損モード
3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷
成功（格納容器過圧・過温破損）
3.4

評価対象となる格納容器破損モード

原子炉注水

水素燃焼

代替循環冷却系の代替循環冷却系の代替循環による

代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

2.(2)代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ⑧

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

運転可能時

運転可能時

運転可能時

代替循環冷却系の

3.2

2.(2)

⑧

・Ｄ／Ｗスプレイ

2.(1)ｄ．⑥
常設低圧による

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

・Ｄ／Ｗスプレイ停止

上記操作完了後
常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）

上記操作完了後

上記操作完了後

常設低圧による

常設低圧による・ペデスタル（ドライウェル部）

2.(1)ｂ．③
2.(1)ｂ．③

・ペデスタル（ドライウェル部） 2.(1)ｂ．③
への注水

への注水

への注水

リロケーション時

格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇時
常設低圧による

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

2.(1)ｄ．⑦

・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的）・Ｄ／Ｗスプレイ（一時的)

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損

ＲＰＶ破損判断後

ＲＰＶ破損判断後
常設低圧による

常設低圧による
2.(1)ｃ．④

・Ｄ／Ｗスプレイ・Ｄ／Ｗスプレイ

2.(1)ｃ．④

2.(1)ｃ．⑤・ペデスタル（ドライウェル部）

・ペデスタル（ドライウェル部）

2.(1)ｃ．⑤

への注水

への注水

ドライウェル圧力及び雰囲気温
ドライウェル圧力及び雰囲気温度が下降傾向に転じた場合

度が下降傾向に転じた場合
代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

・ＲＰＶ注水※代替循環による・Ｄ／Ｗスプレイ・ＲＰＶ注水※2.(2)⑧2.(1)ｄ．⑥

常設低圧による・Ｄ／Ｗスプレイ停止

常設低圧による※
原子炉注水に失敗するシーケンスである

・Ｄ／Ｗスプレイ停止

が，ＲＰＶ破損後に原子炉注水が可能な状【凡例】

格納容器圧力及び格納容器圧力及び態であれば，ＲＰＶ内の放射性物質による

常設低圧：常設低圧代替注水系ポンプ

雰囲気温度の上昇時

雰囲気温度の上昇時加熱等を防止する観点から原子炉注水を代替循環：代替循環冷却系ポンプ「2.(1)ａ．①」等は，前頁までの章番号に対応

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

・Ｄ／Ｗスプレイ・Ｄ／Ｗスプレイ

（一時的）

（一時的）

第1図

行う

常設低圧による
2.(1)ｄ．⑦

事故対応の流れ添付 3.1.2.1-6

29

別紙１
中央制御室での運転員操作について

1.

はじめに
重大事故等発生時において，運転員は中央制御室に配置する制御盤によって，常設重大事故等対処設備の操作を実施する。以下，中央制御室の制御盤の配置等の考え方及び運転員の操作分担について示す。

2.

対応操作を踏まえた制御盤の配置と作業分担について
常設重大事故等対処設備の操作のため,中央制御室に常設代替高圧電源装
置遠隔操作盤，高圧代替注水系制御盤及びＳＡ監視操作盤を配置する。第 1
図に中央制御室における制御盤の配置図，第 1 表に制御盤の概要を示す。事
象発生からの運転員対応として以下の流れを想定しており，常設重大事故等対処設備の操作は②，③にて実施している。運転員Ａについては主に原子炉側に関連する操作，運転員Ｂについては主に電源関連，主制御盤での操作を担当する。
①事象発生直後のプラント状況の把握や非常用電源確保等の操作（運転員Ａ，
運転員Ｂ）②高圧代替注水系の起動（運転員Ａ）及び常設代替高圧電源装置の起動（運転員Ｂ）③ＳＡ監視操作盤を用いた操作・監視（運転員Ａ）及びその他の制御盤を用いた操作・監視（運転員Ｂ）②の高圧代替注水系の起動及び常設代替高圧電源装置の起動については，①により非常用電源の確保や原子炉注水の確保ができないことが確認された場合には，炉心損傷防止のため速やかに実施する必要があることから，2
添付 3.1.2.1-730

名の運転員がそれぞれの起動操作をお互いに干渉しないよう，それぞれの盤を独立して配置している。
また，③については，②により高圧代替注水系制御盤での操作が完了（起動できなかった場合を含む）した運転員Ａが，引続き原子炉注水操作等の原
子炉側の操作を継続するために，ＳＡ監視操作盤により操作・監視を対応することとしている。ＳＡ監視操作盤は，タッチパネルから複数の系統の監視・操作を集中的に行うことが可能であり，運転員Ｂによる操作・監視と干渉しないよう独立した盤としている。③における運転員Ｂの操作については，②により常設代替高圧電源装置を起動した後，ＳＡ監視操作盤以外の盤の操作・監視を行うことを想定している。第 2 表に制御盤操作の流れを示す。

添付 3.1.2.1-8

31添付 3.1.2.1-9
第 1 図

中央制御室における制御盤の配置図

32

第1表

制御盤の設置目的

制御盤

設置目的
外部電源喪失時に早期に緊急用母線への給常設代替高圧電源装置遠隔操 電を実施するため，中央制御室により常設
作盤
代替高圧電源装置の遠隔起動及び監視を可能にする
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ
系が起動できない場合，早急に高圧代替注
高圧代替注水系制御盤
水系を起動させるため，中央制御室での遠隔起動及び監視を可能にする
重大事故等発生時に，上記以外の常設重大ＳＡ監視操作盤
事故等対処設備の監視及び操作を中央制御室で行うことを可能にする

第2表

制御盤操作の流れ

運転員Ａ

運転員Ｂ

プラント状況の把握，
非常用電源確保等の操作（主制御盤）

プラント状況の把握，
非常用電源確保等の操作（主制御盤）（移動）（移動）

高圧代替注水系の起動（高圧代替注水系制御盤）

常設代替高圧電源装置の起動（常設代替高圧電源装置遠隔操作盤）

（移動）

（移動）

ＳＡ監視操作盤を使った操作及び監視（ＳＡ監視操作盤）

ＳＡ監視操作盤以外の制御盤での操作

添付 3.1.2.1-10

33

3.

各操作盤の仕様等について(1) 常設代替高圧電源装置遠隔操作盤
a.仕様
タッチパネル式の操作画面を設置しており，常設代替高圧電源装置の遠隔起動操作及び運転状態の監視が可能な設計としている。第 2 図に常設代替高圧電源装置遠隔操作盤の外観図を示す。
b.操作可能な設備
・常設代替高圧電源装置
c.操作方法タッチパネル式の操作画面を操作することにより，上記の設備の運転操作及び機器状態の監視を行う。

タッチパネル式の操作画面を操作することにより運転操作及び機器状態の監視を行う第2図

常設代替高圧電源装置遠隔操作盤（イメージ図）

添付 3.1.2.1-11

34

(2) 高圧代替注水系制御盤
a.仕様
盤前面にハードの指示計，操作器等を設置しており，高圧代替注水設備の遠隔操作が可能な設計としている。第 3 図に高圧代替注水系制御盤のイメージ図を示す。
b.操作可能な設備
・高圧代替注水設備
c.操作方法ハード操作器の操作により，高圧代替注水系の運転操作を行う。指示計
等をミミック表示とすることにより，系統の運転状態の把握が容易に行える設計とする

ミミック表示の指示計により，系統の運転状態を把握する

ハード操作器の操作により，高圧代替注
水設備の運転操作を行う

第3図

高圧代替注水系制御盤（イメージ図）

添付 3.1.2.1-12

35

(3) ＳＡ監視操作盤
a.仕様
事故対応時の並行操作に対し容易に監視・操作ができるように，タッチパネル式の監視操作画面を 2 面設置している。常設代替高圧電源装置及び高圧代替注水系以外の常設重大事故等対処設備の遠隔操作及び運転状態の監視が可能な設計としている。第 3 図にＳＡ監視操作盤，第 4 図に監視
操作画面のイメージ図を示す。
b.主な操作可能な設備
・低圧代替注水系（常設）・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・格納容器下部注水系（常設）
・代替燃料プール注水系
・緊急用海水系・代替循環冷却系
・格納容器圧力逃がし装置
・耐圧強化ベント系
・水素濃度及び酸素濃度監視設備
・サプレッション・プールｐＨ制御装置（自主設備）
c.操作方法2 面のタッチパネルの操作により，上記の設備の運転操作を行う。監視用の画面を用いてプラントパラメータを監視し，操作用の画面で個別の系
統を表示して操作を行う。誤操作防止等の観点から以下を考慮した設計とする。
・2 画面で同一機器の異なった操作ができないように，1 画面の機器を操作している場合はもう１画面で同一機器操作を行えない設計とす
添付 3.1.2.1-13

36

る。
・タッチ領域は枠などを表示することにより，その領域がタッチ領域であることを明確にする。
・タッチを受け付けたことを示す打ち返し表示を行う。また，打ち返
し表示は運転員の認知的特性に対して長すぎない時間内に行う。
・プラント設備の操作に係るタッチ領域には，タッチミスが発生しな
いような大きさ及び間隔を確保する。
・一貫したタッチ方式を用いる。
・タッチ操作器の呼び出しによって表示される制御器及び操作器の数は１つとする。
・画面上に予め制御器及び操作器を配置しておく場合には，タッチ領域の大きさ及びタッチ領域間の距離を考慮し，大きさ及び間隔を確保し制御器及び操作器を配置する。

添付 3.1.2.1-1437監視用の画面を用いてプラン
トパラメータを監視する

操作用の画面で 個別の系統を表示して操作を行う

第3図

ＳＡ監視操作盤（イメージ図）

第4図

監視操作画面（イメージ図）
添付 3.1.2.1-15

38

別紙 2
並行操作の対応について

1.

はじめに
炉心損傷後のマネジメントについては，炉心損傷の進展緩和のための低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作，格納容器圧力及び雰囲気温度の抑制のための代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作，
落下後の溶融炉心を冷却するための格納容器下部注水系（常設）による溶融
炉心への注水操作など，複数の操作を並行して実施する必要がある。操作の成立性の観点から，並行して実施する操作について整理する。

2.

操作の整理

2.1

考え方
主な重大事故等対処設備の操作については，中央制御室に設置したＳＡ
監視操作盤によって操作を行う。ＳＡ監視操作盤で実施する操作については，代替循環冷却系による原子炉注水操作のように一定の流量で操作開始
しその後の状態監視を継続的に実施するものと，格納容器圧力が465kPa[gage]到達時点で実施する低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器冷却操作のように，ある制御範囲において間欠的に操作を実施するもの（間欠操作）がある。
状態監視を継続的に実施している際には，２画面あるＳＡ監視操作盤の１画面で状態を監視し，もう１画面で操作を行うことにより，間欠操作が必要な場合にも容易に対応可能である。しかし，間欠的な操作を実施中に並行操作の必要が生じた場合，時間余裕のない操作が含まれているとプラントに対して悪影響が出る可能性があることから，間欠的な操作を整理し添付 3.1.2.1-16

39

た上で，その際に並行操作となり得る操作について成立性を確認する。

2.2

並行操作の整理
炉心損傷後の対応操作として，並行操作となるものを以下に示す。以下のケースにおける運転Ａ及び運転員Ｂの作業と所要時間について，第 1 図から第 3 図に示す。

・「3.1 雰囲気圧力温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合」
運転員Ａによる以下の①の間欠操作の期間において，運転員Ａによるその他の操作として，

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注

水系（常設）による格納容器下部水位確保操作
度監視設備の起動操作

及び，水素濃度及び酸素濃サプレッション・プールｐＨ制御装置が存在する（ケースＡ）。
また，運転員Ａによる以下の①②の間欠操作について重なる期間が存在する。また，この重なる期間において，運転員Ａによるその他の操作として，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱準備器ベント準備（系統構成）

のうち

格納容

が存在する。（ケースＢ）①常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作（事象発生 12 時間までは崩壊熱の変化が大きいため，6
時間間隔で注水量を変更するが，12 時間以降においては，12 時間以上の時間間隔で流量調整を実施する）②常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（400kPa[gage]到達で格納容器スプレイ
停止：②−１，465kPa[gage]到達で格納容器スプレイ開始：②−２）
・「3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
添付 3.1.2.1-1740

以下の③の操作が長期間必要で，運転員Ａの負荷が大きいケース（原子炉圧力容器破損後も原子炉注水を考慮しない場合。添付資料 3.2.10 参照。）
を対象とする。この場合，運転員Ａによる以下の②③の間欠操作について，重なる期間が存在する。また，この重なる期間において，運転員Ａによるその他の操作は存在しない。（ケースＣ）②常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力制御操作（400kPa[gage]到達で格納容器スプ
レイ停止：②−１，465kPa[gage]到達で格納容器スプレイ開始：②−２）③常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系による溶融炉
心への注水操作（2.25m 到達で注水開始：③−１，2.75m 到達で注水停
止：③−２）

2.3

並行操作と影響の整理
2.2 で記載した各操作の優先度の考え方について以下に示す。並行操作が生じた場合には，基本的には最初に操作基準に到達した操作を優先する
が，時間余裕の観点で優先度が高い③−１及び②−２の操作については操
作基準の到達により警報を発報させる設計とし，警報発報時には当該操作を優先して実施することとする。

優先度最高

格納容器下部水位が 2.25m（下限水位）に到達した場合の溶融
炉心への注水操作（③−１）

全量の溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した場合の堆積高さは 1.9m 未満であり（添付資料 3.2.13 参照），溶融炉心の露出には 0.3m以上蒸発する必要があるが，時間余裕としては 10 分未満である（解析において 0.5m 水位低下するまでの最短時間が約 10 分間である）。
添付 3.1.2.1-18

41

優先度高

格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した場合の格納容器スプレ
イ開始操作（②−２）

格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達し，格納容器冷却の開始操作のタイ
ミングが遅れた場合，格納容器最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa [gage]）に到達するまでの時間余裕は約 30 分であり，比較的時間余裕が少ない。
優先しない操作
原子炉注水操作（流量調整）（①）
流量調整操作が遅れた場合でも原子炉注水は継続されるため，操作のタイミングが遅くなることによるプラント挙動に及ぼす影響は小さい。
流量調整の変更幅は，崩壊熱の変化幅が大きい事象初期においても十数
m３ ／h であり，並行操作の実施により操作が 10 分程度遅れたと仮定してもサプレッション・プール水の増加量は数 m３ となり，130m ３ ／h のスプレイに換算しても 1 分未満相当であることから，ベント時間に与える影響は小さい。
格納容器圧力が 400kPa[gage]に到達した場合の格納容器スプレイ停止操作（②−２）
停止操作が遅れた場合でも格納容器圧力が 400kPa[gage]未満に低下す
るのみであり，操作のタイミングが遅くなることによるプラント挙動に及ぼす影響は小さい。
スプレイ流量は最大 130m３ ／h であり，並行操作の実施により操作が 10分程度遅れたと仮定してもサプレッション・プール水の増加量は 30m ３ 未満となり，130m ３ ／h のスプレイに換算しても 15 分未満相当であることから，
ベント時間に与える影響は小さい。
スプレイによって格納容器圧力の低下幅が大きくなることで，次回のスプレイ開始タイミングとなる 465kpa[gage]到達が遅れることとなり，その添付 3.1.2.1-19

42

後のスプレイ開始も順次遅れることからベント時間に与える影響は小さい。
格納容器下部水位が 2.75m（上限水位）に到達した場合の溶融炉心への注水停止操作（③−２）
停止操作が遅れた場合でも格納容器下部水位は約 2.75m 以上には上昇せず，余分な水はドライウェルを介してサプレッション・プールに移行するのみであり，操作のタイミングが遅くなることによるプラント挙動に及ぼす影響は小さい。
崩壊熱相当の注水流量は，保守的に設定した燃焼度 33Gwd／t の場合においても最大で 50 m ３ ／h であり，並行操作の実施により操作が 10 分程度遅れたと仮定してもサプレッション・プール水の増加量は 10m ３ 未満となり，130m３ ／h のスプレイに換算しても 5 分未満相当であることから，ベント時間に与える影響は小さい。
その他の操作
その他の

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作

等の操作は，操作が必要なタイミ

ングまで時間余裕があることから，操作のタイミングが遅くなることによるプラント挙動に及ぼす影響は小さい。

次に，2.2 でまとめた各ケースの並行操作の成立性について以下に示す。
ケースＡ
添付資料 3.1.3.2 に示すとおり①の操作は，事象発生後 12 時間までは 6
時間間隔，事象発生後 12 時間以降は 12 時間以上の間隔とする。このため，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格
納容器下部水位確保操作
及び，水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作

サプレッション・プールｐＨ制御装置
添付 3.1.2.1-20

は①の操作と異なるタイミ

43

ングでの操作となり，操作の成立性に問題はない。
ケースＢ①の操作は，事象発生後 12 時間までは 6 時間間隔，事象発生後 12 時間
以降は 12 時間以上の間隔とするため，②の操作及び（系統構成）

格納容器ベント準備と並行することは考えにくい。仮に優先度高である②−２の操作を含む全ての操作が並行した場合，②−２の操作を優先し，その他の①の操作及び格納容器ベント準備（系統構成）をその後実施することで，操作の成立性に問題はない。
ケースＣ
格納容器下部水位が 2.25m（下限水位）に到達した場合の溶融炉心への注水操作（③−１），次に格納容器圧力が 465kPa[gage]に到達した場合の格納容器スプレイ開始操作（②−２）を優先して対応し，②−１や③−２の操作の優先度を下げて対応することで，時間余裕は確保され，操作の成立性に問題はない。
なお，②の操作について，解析上の最も早い操作間隔は格納容器圧力
400kPa[gage]到達により格納容器冷却操作を停止してから 465kPa[gage]
到達で再開するまでの約 6 分間となるが，実運用上はスプレイ流量を調整することで可能な限り連続スプレイする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする。また，③の操作について，解析上の最も早い操作間隔は
格納容器下部水位 2.75m で溶融炉心への注水を停止してから 2.25m 到達により再開するまでの約 10 分間となるが，実運用上では崩壊熱相当の注水量に変更することで可能な限り連続注水する手順とし，並行した操作を極力減らすこととする。

3.

まとめ
添付 3.1.2.1-2144

炉心損傷後の操作について，並行操作となり得る操作について整理しその影響を評価した。その結果，いずれのケースにおいても，操作の成立性に問題はないことを確認した。

添付 3.1.2.1-2245経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

25 分 格納容器冷却及び原子炉注水開始
操作項目

操作者

操作の内容

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作

運転員Ａ

水素濃度及び酸素濃度監視設備の
起動操作

運転員Ａ

●水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作

サプレッション・プールpH制御装置による薬液注入操作

運転員Ａ●サプレッション・プール pH 制御装置による薬液注入操作

6分

80

100

110

120

130

140

備考

150

65 分 原子炉水位レベル０以上判断

原子炉注水及び格納容器冷却開始後，適宜状態監視●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量調整操作

6分●非常用母線からの負荷切替操作

4分

解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更
し，12時間以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施
する

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視

解析上考慮しない●常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位の調整操作

第1図

90

15 分

水位調整後，適宜状態監視
8分

適宜,格納容器内酸素及水素濃度の監視

通常運転時は外部電源で常時暖気状態であり，交流電源喪失時は代替交流電源設備により緊急用母線受電後，暖気が自動的に開始される
解析上考慮しない

15 分

ケースＡにおける作業と所要時間（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

経過時間（時間）
4

操作項目

約 3.9 時間

操作の内容

操作者

8

12

16

20

約 16 時間

格納容器圧力 465kPa[gage]到達

24

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱準備

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量調整操作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作

運転員Ａ●格納容器ベント準備（系統構成）

第2図

40

44

備考

48

サプレッション・プール水位通常水位＋5.5m 到達
約 19 時間

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

28

サプレッション・プール水位通常水位＋6.5m 到達
解析上では，事象発生12時間までは6時間間隔で注水量を変更し，12時間以降においては12時間以上の間隔で流量調整を実施する

流量調整後（崩壊熱相当），適宜状態監視

解析上では，約6分以上の間隔で格納容器圧力が変動するが，実運用上ではスプレイ流量を調整することで可能な限り連続スプレイする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

間欠スプレイにより格納容器圧力を 400kPa から 465kPa の間に維持
5分

ケースＢにおける作業と所要時間（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

経過時間（時間）
1

操作項目

操作者

2

3

4

5

約 2.7 時間
原子炉圧力容器温度（下鏡部）
300℃到達操作の内容

約 4.5 時間
原子炉圧力容器破損

破損判断パラメータ（格納容器下部水温）の継続監視

原子炉圧力容器破損の判断

運転員Ａ●原子炉圧力容器破損の判断●溶融炉心の堆積量確認

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
冷却操作

運転員Ａ

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）1分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操
作

運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水・水位制御操作

1分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
圧力制御操作運転員Ａ●常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器圧力制御操作

6

格納容器圧力低下から 30 分後5分

適宜状態監視注水開始後，水位制御を継続

適宜実施

第3図

備考

解析上では，約10分以上の間隔でペデスタル水位が変動するが，実運用上では崩壊熱相当の注水量に変更することで可能な限り連続注水する手順とし，並行した操作を極力減らすこととする
解析上では，約6分以上の間隔で格納容器圧力が変動するが，実運用上ではスプレイ流量を調整することで可能な限り連続スプ
レイする手順とし，並行した操作を極力減らすこととする

ケースＣにおける作業と所要時間（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付 3.1.2.1-23

46

添付資料 3.1.2.2
原子炉水位不明時の対応について

1.

概

要

重大事故等対処設備とする原子炉水位計は，原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）があり，それぞれの計測範囲で原子炉圧力容器
内の水位を確認する。

2.

水位不明判断条件
以下の場合，原子炉水位不明と判断する。
ａ．原子炉水位指示計の電源が喪失した場合
ｂ．原子炉水位計の指示に「ばらつき」があり，原子炉水位が燃料有効長
頂部以上であることが判定できない場合
ｃ．ドライウェル雰囲気温度が，原子炉圧力に対する飽和温度に達した場
合（不測事態「水位不明（Ｃ３）」の中で定める水位不明判断曲線で
水位不明領域に入った場合）

ドライウェル雰囲気温度
(℃)

第1図

水位不明判断曲線

添付 3.1.2.2-1

47

3.

有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」における水位不明時の対応について
有効性評価の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）」の評価事故シーケンスでは，原子炉冷却材喪失（大破断ＬＯＣＡ）により，第1図に示す水位不明領域となるため，運転員は水位不明を判断する。
水位不明と判断した場合，原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な水量を注水する。具体的には，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０以上まで冠水させるために必要な原子炉注水量及び注水した時点での崩壊熱による蒸発量を考慮し，原子炉注水流量に応じた必要注水時間を注水することとする。

4.

炉心損傷後における水位不明判断時の対応手順について
上記のとおり，炉心損傷後の対応手順として，ＬＯＣＡ時に水位不明を判断し外部水源に期待した原子炉注水を実施する場合には，手順に従い，第1表に示す原子炉水位Ｌ０まで水位回復させるために必要な注水時間を230m３／h以上で継続して注水する。原子炉水位Ｌ０到達後に崩壊熱による蒸発量相
当の注水量（以下「崩壊熱相当の注水量」という）よりも多い注水量で注水する場合には，原子炉に持ち込んだ水がＬＯＣＡ破断口から格納容器へ流出
しサプレッション・プール水位の上昇につながるため，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の開始時間が早まる。そのため，原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間の注水を実施後は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を可能な限り遅延させ環境への影響を低減させるため，崩壊熱相当の注水流量とする。
なお，サプレッション・プールを水源とした原子炉注水に切り替える場合には，崩壊熱相当の注水量には変更せず，所定の流量での注水を継続する。
添付 3.1.2.2-248

第1表に示す必要注水時間は，原子炉底部から原子炉水位Ｌ０まで冠水させるために必要な注水量に加え，注水開始時点での崩壊熱除去に必要な注水量を考慮し設定した。

第1表

水位不明時の必要注水時間（ＬＯＣＡ）

原子炉水位Ｌ０到達までに必要な注水時間（注水流量230m ３ ／h以上）

5.

原子炉注水開始時間（原子炉停止後の経過時間）

注水時間

5分〜

55分

10分〜

50分

15分〜

45分

25分〜

40分

1時間〜

35分

12時間〜

30分

水位不明判断時の原子炉水位の推定手段について
上記のとおり，水位不明と判断した場合，原子炉注水流量及び必要な注水時間により，原子炉水位Ｌ０位置までの水位回復を判断する。
その後，原子炉水位をＬ０以上で維持するためには，崩壊熱相当の注水量以上での注水の継続及び原子炉圧力容器下部が健全であることが必要となる。
仮に原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合には，原子炉水位Ｌ０以上を維持できない可能性があるが，漏えい水がペデスタル（ドライウェ
ル部）へ落下することで，格納容器下部水位及び格納容器下部水温が上昇すると考えられるため，以下のパラメータによって損傷炉心の冷却維持を判断することとする。
添付 3.1.2.2-349

・崩壊熱相当の注水量以上で原子炉注水を継続していること
・格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇がないこと
代替循環冷却系等のサプレッション・プールを水源とした注水手段を確保できる場合には，崩壊熱相当及び漏えいを補う注水量以上で注水を継続することで，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合でも，サプレッ
ション・プールの水位上昇を防止しつつ損傷炉心の冷却維持を図る。
一方，代替循環冷却系が使用できない場合において，原子炉圧力容器下部からの漏えいが生じている場合等には，原子炉水位Ｌ０到達の判断後に原子炉注水を崩壊熱相当の注水量とすると，原子炉水位が低下し損傷炉心の冷却維持ができない可能性がある。この場合，その後の事象進展により原子炉下部プレナムへ溶融炉心が移行することになるが，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が300℃に到達した時点で，損傷炉心の冷却失敗を判断し，原子炉圧力容器破損に備えた対応を実施することとする。
上記のとおり，崩壊熱相当の注水量に調整した場合，損傷炉心の冷却維持ができず，いずれは原子炉圧力容器の破損に至る可能性があるが，崩壊熱相
当の注水量に調整しない場合（流量低下しない場合）においても，サプレッ
ション・プール水位の上昇により格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作を実施する際には，原子炉注水を崩壊熱相当の注水量に減少させる必要があり，その後，原子炉圧力容器の破損に至ることになる。
そのため，格納容器下部水位及び格納容器下部水温の上昇等により，損傷
炉心の冷却失敗の兆候を確認した場合に，原子炉注水流量を増加させることはせず，原子炉水位Ｌ０到達を判断した時点で崩壊熱相当の注水量に変更することにより，サプレッション・プール水位上昇を抑制し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作の実施を可能な限り遅延させることとする。
したがって，破断位置等の違いによる注水手順の差異は生じない。
添付 3.1.2.2-450上記の原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段について第2表に示す。また，崩壊熱相当以上の流量が確保されていることの確認については，
ドライウェル圧力やサプレッション・プール水位等の変化を踏まえながら総合的に判断することになる。崩壊熱相当以上の流量が確保されていることの確認方法について第3表に示す。なお，崩壊熱相当以上の流量が確保されていない場合においても，マネジメントは第2表と異なることはないため，プラント状態の把握の観点でこれらの確認を実施する。

第2表

原子炉水位不明時における原子炉水位の推定手段

推定事項

判断パラメータ

原子炉水位Ｌ０までの水位回復判断

原子炉注水流量と必要注水時間

損傷炉心の冷却維持判断（原子炉水位Ｌ０以上の水位維持）

原子炉水位Ｌ０到達判断後，・原子炉注水流量：崩壊熱相当以上の流量・格納容器下部水位 ：上昇がないこと
・格納容器下部水温 ：上昇がないこと

損傷炉心の冷却失敗判断（原子炉水位Ｌ０以下に低下，炉心損
傷の進展）

原子炉圧力容器温度（下鏡部）：300℃到達

第3表
パラメータ ※
ドライウェル圧力
ドライウェル温度
サプレッション・
プール水位
原子炉建屋内漏えい検知等パラメータ推移
パラメータの推移

原子炉へ注入する冷却水の一部が漏えいし，原子炉圧力容器内に崩壊熱相当の注水ができていない場合，発生した蒸気が炉心部で過熱され，過熱蒸気として格納容器内に流出するため，格納容器スプレイを実施していない場合においては，ドライウェル雰囲気温度・圧力の上昇が継続する可能性がある
原子炉への注水配管が格納容器内で破断している場合，冷却水がドライウェルからベント管を通じてサプレッション・プールに移行することで，サプレッション・プール水位が上昇する可能性がある
原子炉への注水配管が原子炉建屋内で破断している場合，原子炉建
屋内の漏えい検知設備の作動により，注水系統からの漏えいを判断可能な場合がある※注水の成否判断に参考となるパラメータとしては，表中のパラメータに加え，注水配管の破断による常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力低下や低圧代替注水系（常設）の流量増加も考えられる

添付 3.1.2.2-551添付資料 3.2.3
ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について

東海第二発電所における，溶融燃料−冷却材相互作用及び溶融炉心・コンク
リート相互作用の影響抑制を考慮したペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）内の水位管理対策の内容を以下に示す。

1.

ペデスタルの構造及び設備概要
東海第二発電所のペデスタルの概要図を第 1 図(a)及び(b)に示す。
ペデスタル内の底面及び側面には，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。）が破損し溶融炉心（以下「デブリ」という。）が落下した際のペデス
タル構造健全性確保のため，ＺｒＯ ２ 製のコリウムシールドを設置する。また，コリウムシールド内は床ドレンサンプとして用いるために，コリウムシールド表面にＳＵＳ製のライナを敷設し通常運転中の水密性を確保するとともに，その内側に機器ドレンサンプを設置する。
ドライウェルにて生じる床ドレン及び機器ドレン並びに機器ドレンサンプを冷却するための冷却水は，第 1 図(a)及び(b)のようにペデスタル側壁の貫通孔を通る配管により各ドレンサンプへ導かれる。これらの配管はコリウムシールドの側壁部より高い位置からペデスタル内へ接続し，コリウムシール
ド内に堆積したデブリが配管へ流入しない設計とする。
床ドレンサンプ内に流入した水は，1m に立ち上げたスワンネックから流出させ，スリット及び配管を通じて原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水する。また，排水配管を分岐させベント管へ接続することで，事故時においてペデスタルからサプレッション・チェンバへ排水する経路を設ける。
ペデスタルの側壁は鋼製スカートを介してＲＰＶを支持しており，ＲＰＶ
下部プレナムの中心付近には原子炉冷却材浄化系のボトムドレン配管が接続
添付 3.2.3-1

52

されているとともに，ペデスタル内には制御棒駆動水圧系配管が敷設されている。

添付 3.2.3-253

弁の閉止タイミング※１(図中○)：
格納容器隔離信号発信時※２(図中○)：
ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）
信号発信時※３(図中○)：
炉心損傷後のペデスタル
水の排水完了時

添付 3.2.3-3

機器ドレンサンプ
流入配管・弁(※２)

ドライウェル

再循環系配管鋼製スカート（ＲＰＶ支持）原子炉圧力容器
ボトムドレン配管

制御棒駆動機構ハウジング

原子炉冷却材
浄化系へ

制御棒駆動
水圧系配管

格納容器下部
注水配管

人通用開口部

原子炉補機冷却水配管・弁(※２)（機器ドレンサンプ入口／出口）

ダイアフラムフロア

機器ドレンサンプ
スワンネック
コリウムシールド（ライナ付）
床ドレンサンプ

機器ドレン排水弁(※３)

床ドレン排水弁(※３)

床ドレン配管・ドライウェルからペデスタル床ドレンサンプへの水の流入を制限する制限弁(※２)

格納容器外側隔離弁(※１)
格納容器外側隔離弁(※１)

スリット

機器ドレン用
流量計

ベント管

機器ドレン
排水配管

床ドレン
排水配管

サプレッション・チェンバ
原子炉建屋原子炉棟
機器ドレンサンプ設備へ

サプレッション・プール

第 1 図 (a) ペデスタル概要図（断面図）

床ドレン用
流量計

原子炉建屋原子炉棟
床ドレンサンプ設備へ

54

添付 3.2.3-4

55

2.

水位管理方法
通常運転時及び事故時におけるペデスタル内水位の管理方法を以下に示す。

(1)

通常運転時
ペデスタル床ドレンサンプの機能として，排水配管から 1m の水深を超えた流入水を原子炉建屋原子炉棟の床ドレンサンプ設備へ排水し，ペデスタ
ル内水位を 1m に維持する。

(2)

事故発生からＲＰＶ破損まで
ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル内へ流入する配管（床ドレン配管，機器ドレン配管及び原子炉補機冷却水配管）に対してペデスタル外側に設置した制限弁を自動閉止し，
ペデスタルへの流入水を制限する。
制限弁閉止前の流入水等により水位が 1m を超えた場合には，ベント管に接続された床ドレン排水配管及び床ドレン排水弁を経由してサプレッション・プールへ排水され，ＲＰＶ破損までにペデスタル内水位は 1m まで低下する。
事故が発生し炉心が損傷した場合，格納容器下部注水配管から水位 1mを超過するまで注水を実施し，その後排水することにより，ＲＰＶ破損時に確実に水位 1m を確保する運用とする。これに要する時間は 20 分程度（注水開始操作に要する時間（約 6 分），水位 10cm 分の注水に要する時間（約3 分），注水停止操作に要する時間（約 4 分）及び 5cm 分の排水に要する時間（約 5 分）に余裕を加味した時間）と想定され，炉心損傷後のペデス
タル注水開始からＲＰＶ破損までの約 2.5 時間（事象進展の早い大破断Ｌ
ＯＣＡ時の例）の間に余裕をもって実施可能である。
添付 3.2.3-556

なお，床ドレンサンプの水位をＲＰＶ破損までに 1m とする排水の過程において，水位が 1.2m 以上であるときには床ドレン排水配管及び床ドレン排水弁を経路とした排水に加えて，ベント管に接続された機器ドレンサンプ
排水配管及び排水弁を経由してサンプレッション・プールに排水することが可能である。
ベント管に接続する床ドレン排水弁及び機器ドレン排水弁はＲＰＶ破損前に閉とし，ＲＰＶ破損後のペデスタル水のサプレッション・プールへの流出を防止する。
(3)

ＲＰＶ破損後ＲＰＶ破損及びデブリ落下後，ペデスタル内にて 0.2m 以上のデブリ堆積を検知後に，80m ３ ／h でペデスタル満水相当まで水位を上昇させるとともに，その後は満水近傍にて水位を維持する（別添 1）。

また，上記(1)〜(3)の水位管理を実現するための設備対策について別添 2 に，ペデスタル内に設置する計器類について別添 3 にそれぞれ示す。

添付 3.2.3-6

57

別添 1
ペデスタル注水開始後の水蒸気爆発発生の可能性及び水蒸気爆発発生抑制の考え方について

1.

はじめに
東海第二発電所では，水蒸気爆発（以下「ＳＥ」という。）によるペデスタル構造への影響抑制のため，ＲＰＶ破損時のペデスタル水位を 1m と設定し，ＳＥ影響評価を実施している。しかし，ＲＰＶの破損を判断した場合には，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル注水を実施する手順としており，注水開始後には 1m を超える水位がペデスタル内に形成されることとなり，ＳＥ影響評価の想定を上回る規模のＳＥが発生する可能性がある。
これに対して，ＲＰＶ破損及びペデスタル注水開始後のペデスタル内の状況を推定し，ＳＥの発生可能性及びこれを考慮した水位管理について検討した。以下に検討の内容を示す。

2.

ＲＰＶ破損時のデブリ落下挙動
ＲＰＶが破損するような状況においては原子炉注水機能が喪失している可能性が高く，ＲＰＶ破損時にはデブリの大部分が下部プレナムに堆積することで，これらのデブリの重量及び熱的影響により制御棒駆動機構ハウジング
等のＲＰＶ貫通部溶接箇所が破損し，デブリが落下し始めると考えられる。
その後も，制御棒駆動機構ハウジングはペデスタル内において外部サポート
により支持されているため逸出が生じることは考えにくく，アブレーションによる破損口の拡大を伴いながら下部プレナムに堆積したデブリが継続的にペデスタルへ落下するものと考えられる。
なお，有効性評価においては，溶融燃料−冷却材相互作用や溶融炉心・コ
添付 3.2.3-7

58

ンクリート相互作用による格納容器への負荷を厳しく評価する観点から，ＲＰＶの破損形態として制御棒駆動機構ハウジングの逸出を想定しており，ＲＰＶ破損口はアブレーションにより拡大しながら，ＲＰＶの内圧及びデブリの堆積ヘッドにより，約 300ton の溶融デブリが約 30 秒間でペデスタルへ全量落下する結果となっている。

3.

ＲＰＶ破損後のペデスタル内の水の状態とＳＥ発生抑制の考え方
ペデスタル内の初期水量及びペデスタル注水量と，ＲＰＶから落下するデブリの保有熱の関係より，ペデスタル内の水が飽和温度に到達する条件を評価し，その結果よりＳＥの発生可能性について検討した。第 1 表及び第 2 表に，評価条件を示す。
まず，ＲＰＶ破損時にペデスタル内に存在する水量（水深 1m）はであり，この水量を飽和温度まで昇温させるデブリ量は，約 11ton と評価される。これは，デブリ全体に対して 4％未満の落下量である。また，ペデス
タルを満水（水深）とする水量は約 81m３ であり，この水量を飽和温度まで昇温させるデブリ量は，約 31ton と評価される。このデブリ量がペデ
スタル内に堆積した場合，その堆積高さは約 0.15m となる。よって，これに余裕を考慮し，0.2m までのデブリ堆積を検知後に満水までの注水を行うこと
で，ペデスタル内を満水とした場合でも水の飽和状態は維持される。
また，ＲＰＶ破損後のペデスタル注水は 80m ３ ／h にて実施するが，デブリからペデスタル水への伝熱速度の観点からは，熱流束を 800kW／m ２ 一定 ※ ，伝熱面積をデブリ拡がり面積であるとすると，180m ３ ／h 以上の水を飽和温度まで昇温する熱移行率となる。
※：ＭＡＡＰコードを用いた有効性評価においてデブリから上面水への限界熱流束として小さめに設定している値。
添付 3.2.3-859以上より，ＲＰＶ破損後にはペデスタル内の水は速やかに飽和状態に至るとともに，0.2m までのデブリ堆積を検知後にペデスタル満水相当（水位 2.75m）までの注水を開始することにより，その後の注水過程でもペデスタル内の水は飽和状態に維持されるため，ＳＥの発生は抑制されると考えられる。
ペデスタル満水相当（水位 2.75m）まで注水を実施した後は，2.25m 及び2.75m 高さの水位計を用いて水位 2.25m 未満を検知した場合に水位 2.75m までペデスタルへ注水する間欠注水を実施することで，サブクール度を小さく
保ちＳＥの発生を抑制しながら，デブリの冷却を継続する。
また，ＲＰＶ破損後にＲＰＶ内の残存デブリ冷却のための注水を実施した
場合，注水の一部がＲＰＶの破損口からペデスタルへ落下しペデスタル内が常に満水状態となることが考えられるが，以下の理由によりＳＥの発生は抑制されると考えられる。
・ＲＰＶからペデスタルへの落下水はＲＰＶ内に残存するデブリにより加熱され，また，ペデスタル内の水はペデスタルに落下したデブリにより加熱されているため，ペデスタル内の水は飽和状態を維持する
・ＲＰＶからペデスタルへの流入水のサブクール度が大きい場合，ＲＰＶ
内の残存デブリは冷却されており，ペデスタルへ落下する可能性は低い
ただし，ペデスタル注水手順は，先述のＲＰＶ破損口の拡大が生じない場
合のような，デブリが少量ずつペデスタルへ落下してくる可能性を考慮しても，ＳＥの発生を抑制できるよう整備する（別紙参照）。

添付 3.2.3-9

60

第1表
項目

デブリの評価条件値

備考

３

デブリ密度（kg／m ）ＭＡＡＰ計算結果（ＲＰＶ破損時の値）

デブリ比熱（J／kgK）

を，デブリ保有熱が小さくなるように丸

デブリ溶融潜熱（J／kg）

めた値

デブリ初期温度（℃）
デブリ冷却後温度（℃）

500

第2表
項目

ら，高めに設定

ペデスタル水の評価条件
値３

ペデスタル水密度（kg／m ）1,000

ペデスタル水比熱（J／kgK）

4,180

ペデスタル水初期温度（℃）

35

ペデスタル水飽和温度（℃）

135

ペデスタル水半径（m）

デブリ保有熱を小さめに評価する観点か

備考
概略値を使用外部水源温度
ＲＰＶ破損時のドライウェル圧力の包絡値（0.3MPa）における飽和温度
コリウムシールド厚さをとした場合の，コリウムシールド内半径

添付 3.2.3-10

61

別紙
デブリ少量落下時のＳＥ発生可能性を考慮したペデスタル注水管理について

原子炉注水機能が喪失しＲＰＶ破損に至るような状況においては，デブリが継続的に落下することによりペデスタル内の水は飽和状態となりＳＥの発生は抑制されると考えられることから，ＲＰＶ破損の検知後には，確実なデブリ冠
水及び冷却のため，ペデスタル満水相当まで連続して注水を行うとともに，その後もデブリの冷却に必要な量の注水を継続することとしている。その手順は以下のとおりである。
(a)

ＲＰＶ破損前ペデスタルへの事前注水及び排水配管からの排水により，水位は 1m に維
持される。

(b)

ＲＰＶ破損後ＲＰＶ破損を判断した場合には，ペデスタル満水相当の水位 2.75m まで注水を実施する。その後は，2.25m 及び 2.75m 高さの水位計を用いて水位
2.25m 未満を検知した場合に水位 2.75m までペデスタルへ注水する間欠注水を実施し，サブクール度を小さく保ちＳＥの発生を抑制する。

一方，ＲＰＶ破損前に原子炉注水機能が復旧した場合等に，少量のデブリがペデスタルに落下し残りの大部分がＲＰＶ内に残存する可能性や，デブリがごく少量ずつ継続して落下する可能性も考えられ，デブリ落下挙動には不確かさが存在する。したがって，このような場合において，ペデスタル注水により水深が深く，サブクール度の大きい水プールが形成され，その後ＲＰＶ内に残存したデブリが落下した際に万が一ＳＥが発生する可能性についても考慮し，上記(a)及び(b)の手順に加え，以下(c)の手順によりペデスタルへの注水を管理す
添付 3.2.3-11

62

ることとする。
(c)

ＲＰＶ破損後（デブリの落下量が少量の場合）
ペデスタル満水（水深，約 81ton）の水を飽和温度に到達させるデブリ量は約 31ton（全体の約 11％）であり，その堆積高さは約 0.15m となる。これより，ペデスタル底面から 0.2m 高さにデブリ検知器を設置し，ＲＰＶ破損判断後においても 0.2m 高さまでのデブリ堆積が検知されない
場合には，0.5m 及び約 1m 高さの水位計を用いて，水位 0.5m 未満を検知した場合に水位約 1m までペデスタルへ注水する間欠注水を行うことにより，深い水プールの形成を防止しＳＥの発生を抑制する。
第 1 図に示す重大事故等対処設備の計装設備を用いた水位管理により，
上記のとおりデブリの冠水状態は維持・監視可能であるが，デブリの冠水状態が維持されていることを別のパラメータにより参考情報として得られるよう，自主設備として 1m より上部に気相部温度計を設置し，気相部温度が格納容器圧力に対する飽和温度相当であることを確認する。気相部温度計は蒸気密度が高い水面付近（ペデスタル底面から約 1.1m）に設置するとともに，気相部温度計の上部に輻射熱抑制板を設置することにより，人通用開口部下端（ペデスタル底面から約 2.8m 高さ）付近に設置されているターンテーブル等のペデスタル上部にデブリが付着した際の輻射熱の影響を抑制し，飽和状態の雰囲気温度を計測可能な設計とする。

添付 3.2.3-1263

ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ：水位計（SA 設備）：水温計（SA 設備）：気相部温度計（自主設備）

2.75m
2.25m
輻射熱抑制板

1.1m
1m
0.5m
0.2m
0m

(a)ＲＰＶ破損前

第1図(b)ＲＰＶ破損後(c)ＲＰＶ破損後（デブリ少量落下時）

ペデスタル水位管理の概念図

添付 3.2.3-13

64

別添 2
ペデスタル排水設備対策について1．

はじめに
通常運転中，事故発生からＲＰＶ破損まで及びＲＰＶ破損後について，
水位管理に必要な排水設備対策の方針を各々記載する。

１）通常運転時①ペデスタル内床ドレンサンプ
・ドライウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水，漏えい位置を特定できない格納容器内の漏えい水（以下「漏えい水」という。）が流入する設計とする。（第 1 図）・サンプの水位は，サンプから排水する排水配管の入口（スワンネック）
高さを床面から 1m に設定することで，常時 1m の水位を保つことが可能な設計とする。（第 1 図）・サンプへの流入水は，高さ 1m に設置する排水配管の入口（スワンネック）
から，排水配管内を通じてサプレッション・チェンバを経由し．格納容器外の原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ全量排水される設計とする。（第 1 図）・漏えい水は，運転中に生じるドライウェル内ガス冷却装置からの凝縮水の流入によってサンプ水位は常時 1m に維持されているため，サンプに流入する全量が排水され，原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備に至る
過程で，床ドレン用流量計により 0.23m３ ／h を検出することが可能な設計とする。（第 1 図）
・排水配管水平部の勾配は，通常運転中の排水性を確保する観点及びＲＰ
Ｖ破損後にスリット内でデブリが凝固するための必要な距離（スリット添付 3.2.3-14

65

全長は

に制限し

）を短くする観点から，スリットの勾配をた設計とする。（第 1 図） なお，ＲＰＶ破損までの排水性に対しては，スリットの勾配は影響しない。

ダイアフラムフロアからの流入（位置を特定できない漏えい水及び凝縮水）
位置を特定できない漏えい水（原子炉下部の制御棒駆動装置，配管等）
ペデスタル流入水の制限弁（開）

人通用開口部
ペデスタル流入水の制限弁（開）
ドライウェル内ガス冷却装置
原子炉格納容器

スワンネック（水位維持用）

80A

80A

1m
凝縮水

80A

排水配管

格納容器外側隔離弁
80A
スリット（勾配

サプレッション・チェンバ

コリウムシールド
ライナー付

床ドレン用
流量計
原子炉建屋原子炉棟
床ドレンサンプ設備
へ

0°
床ドレン
流入配管
(80A)

270°
90°

床ドレン
流入配管
(80A)

180°
床ドレン排水配管(80A)（原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ）

第1図

ペデスタル床ドレンサンプの通常運転時流入水及び排水経路図

添付 3.2.3-15

66

②ペデスタル内機器ドレンサンプ
・原子炉再循環ポンプグランド部からの排水，機器からのリーク水及び機器点検時のドレン水が流入する設計とする。（第 2 図）・ドレン水は，サンプ内で冷却（原子炉補機冷却水配管により）され，原
子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプへ全量排出される設計とする。（第2 図）・原子炉補機冷却水配管をサンプ内部に通し，高温のドレン水を冷却することができる設計とする。（第 2 図）・サンプからの排水は，原子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプ設備に至る過程で，機器ドレン用流量計により排水量を計測し，5.70m ３ ／h の排水（漏えい量）を検出することが可能な設計とする。（第 2 図）・排水配管水平部の勾配は，通常運転中の排水性を確保する観点及びＲＰ
Ｖ破損後にスリット内でデブリが凝固するため必要な距離（スリット全長は）を短くする観点から，スリットの勾配をに制限した設計とする。（第 2 図）・サンプには複数のドレン水が流入するため，排水性確保の観点からベント管を設置する設計とする。

添付 3.2.3-1667

機器からの流入水

原子炉再循環ポンプ

原子炉補機冷却水
機器ドレンサンプ
スワンネック1m

80A
格納容器外側隔離弁

80A

機器ドレン用
流量計

ベント管

スリット（勾配口径：

排水配管

原子炉建屋原子炉棟
機器ドレンサンプ設備へ④⑤

0°

格納容器下部注水配管(100A)③⑥
床ドレン流入配管(80A)

270°
90°

①

床ドレン流入配管(80A)

180°

②

機器ドレン排水配管（原子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプ設備へ）

NO.

流入元

運転中の状態①

原子炉再循環ポンプ(A)グランド部排水，機器からのリーク水 (*1)，機器点検時のドレン水(50A)(*2)

常時排水有

②

原子炉再循環ポンプ(A)点検時のドレン(50A)(*2)

常時排水なし③

原子炉再循環ポンプ(B)グランド部排水，機器からのリーク水 (*1)，機器点検時のドレン水(50A)(*2)

常時排水有

④

機器点検時のドレン水(80A)(*2)

常時排水なし⑤

原子炉再循環ポンプ(B)点検時のドレン(50A)(*2)

常時排水なし⑥

原子炉補機冷却水配管(50A)

常時流入*1：弁ｸﾞﾗﾝﾄﾞ部からのﾘｰｸ水（運転中）*2：通常閉の弁を開にし排水（定検時のみ）
第2図

ペデスタル機器ドレンサンプの運転中流入水及び排水概要図
添付 3.2.3-1768２）事故発生からＲＰＶ破損前まで①ＲＰＶ破損前までに達成すべき条件
・デブリ落下までの間，ペデスタル床ドレンサンプの水位を 1m に維持すること。
②条件を達成するための設備対策
a．ドライウェルからの流入水の遮断
・ペデスタル床ドレンサンプへの流入水を遮断するため，ドライウェル
圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル流
入水の制限弁（床ドレン）を閉にする設計とする。（第 3 図(a)(c)）
・制限弁を閉にすることにより，格納容器スプレイ水等のペデスタルへ流入する可能性のある水は，ベント管を介してサプレッション・プー
ルへ排水される設計とする。（第 3 図(a)(c)(d)）
b．ペデスタルへの流入水の排出・事故発生により格納容器外側隔離弁は開から閉状態となり，ペデスタ
ル床ドレンサンプへの流入水の格納容器外への排水は遮断されるが，通常運転中から床ドレン排水弁を開の状態にしておくことで，ベント管を介してサプレッション・プールへ自然排水される設計とする。
（第3 図(a) (c)(d)）
・事故時のペデスタル床ドレンサンプへの流入水により，ペデスタル床
ドレンサンプの水位は上昇するが，ＲＰＶ破損までの間に，ペデスタ
ル床ドレンサンプの水位が，1m まで排水可能な設計とする。（別紙）・以下を考慮し，床ドレン排水配管のベント管への接続高さをペデスタ
ル床のコンクリート表面より下の位置に設置する設計とする。

（第 3 図(a)）
床ドレン排水配管のベント管への接続高さは，サンプへの流入水の添付 3.2.3-1869排水流量を確保する観点からは低い方が望ましいが，スリット内部
でのデブリ凝固の確実性向上の観点からは，スリット内に水を保有させるためスリットより高くする必要がある。このため，床ドレン
排水配管のベント管への接続高さは，床ドレン排水配管の下端位置
がスリット高さ方向の流路（10mm）の上端の位置になるように設置する設計とする。（第 3 図(a)）
スリットの設置高さを低くする場合，スリット内でデブリが凝固した際に，床スラブ鉄筋コンクリートの温度上昇による強度低下が懸念される。そこで，コリウムシールド無しの条件において温度による強度低下を考慮しても床スラブの健全性が確保されるスリット高さ（ペデスタル床のコンクリート表面から下）にスリットを設置する。（第 3 図(a)）
・床ドレン排水配管を接続するベント管については，真空破壊弁作動時のベント管内のサプレッション・チェンバからドライウェルへの上昇流が排水に影響することがないよう，真空破壊弁が設置されていない
ベント管を対象とする設計とする。（第 3 図(d)）
・ベント管に接続する床ドレン排水弁は，ＲＰＶ破損前のペデスタル注
水により水位が上昇し 1m を超える高さの水位計が水位を検出した後，ベント管を通じた排水により水位が低下し同水位計にて水位が検出されなくなった場合に，一定の時間遅れ（当該水位計高さから 1m 高さまでの排水に必要な時間を考慮）で自動閉止する設計とする。これにより，ＲＰＶ破損後のペデスタル水のサプレッション・プールへの流出を防止する。なお，地震によるスロッシング等により万一排水弁が意図せず閉止した場合には，運転員操作により早期に排水弁を開放する
手順とする。
添付 3.2.3-19

70

・機器ドレン排水配管及び排水弁による排水経路から，ＲＰＶ破損後のペデスタル水がサプレッション・プールへ流出することを防ぐため，
床ドレン排水弁と同時に自動閉止する設計とする。また，機器ドレン
排水配管のベント管への接続高さ及び接続位置（真空破壊弁が設置されていないベント管に設置する）は，床ドレン排水配管と同じ設計とする。（第 3 図(d)(e)）

原子炉圧力容器
格納容器スプレイ水

機器ドレン水の制限弁(閉)

ボトムドレン配管
床ドレン水の制限弁（閉）

格納容器下部
注水配管

ダイアフラムフロア

スプレイ水
床ドレン排水弁(開→閉)
1m

ベント管
格納容器外側隔離弁(閉)流量計
原子炉建屋原子炉棟
床ドレンサンプ設備へ
ペデスタルに流入した水はベント管（真空破壊弁が設置されていないもの）を介してサプレッション・
プールへ排水される。ベント管は，格納容器スプレイ水等の流入も考えられるが，ベント管は個数が 108本あり，約 0.6m の直径を有していることから，ベント管の単位面積あたり流れる格納容器スプレイ水等の流量はわずかであり，ペデスタルへの流入水の排水性に影響はないと考えられる。
サプレッション・チェンバからの格納容器ベント用の配管下端は，ペデスタル床のコンクリート表面より
下であり，排水配管のベント管への接続高さよりも高い位置に設置されている。ただし，格納容器ベント中のサプレッション・プール水の最高水位は，ペデスタル床のコンクリート表面より約 0.62m
下であり，床ドレン排水配管のベント管への接続高さよりも低い位置となるため，格納容器ベント中でも床ドレン排水配管が水没することは無い。
【参考】最も高い位置の真空破壊弁はペデスタル床のコンクリート表面より約 0.47m 下であり，床ドレン
排水配管のベント管への接続高さよりも高い位置であるが，その他の真空破壊弁はペデスタル床のコンクリート表面より約 1.36m 下であり，床ドレン排水配管のベント管への接続高さよりも低い位置に設置されている。

第 3 図 (a) ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要
添付 3.2.3-20

71

人通用開口部

ダイアフラムフロア

ベント管

ペデスタル床第 3 図 (b) ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

0°

原子炉補機冷却水の制限弁(閉)機器ドレン水の制限弁(閉)床ドレン水の制限弁(閉)格納容器下部注水配管

270°

床ドレン水の制限弁(閉)90°

機器ドレン水の制限弁(閉)180°

第 3 図 (c) ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

添付 3.2.3-21

72

機器ドレン排水配管(80A)（原子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプ設備へ）
床ドレン排水配管(80A)（原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ）
ベント管 ペデスタル床ドレンの排水経路となるもの（真空破壊弁なし 1 か所）
ベント管 ペデスタル機器ドレンの排水経路となるもの（真空破壊弁なし 1 か所）
ベント管 真空破壊弁付き（11 か所）
ベント管 真空破壊弁なし（95 か所）

第 3 図 (d) ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要

機器ドレン水の制限弁(閉)
ダイアフラムフロア

原子炉補機冷却水の制限弁(閉)

原子炉再循環ポンプ

機器ドレン水の制限弁(閉)

機器ドレン排水弁(開→閉)

床ドレン水の制限弁（閉）
格納容器外側隔離弁(閉)

流量計

ベント管

原子炉建屋原子炉棟
機器ドレンサンプ設備へ

第 3 図 (e) ペデスタル床ドレンサンプの水位 1m 維持対策概要
添付 3.2.3-22

73３）ＲＰＶ破損後①ＲＰＶ破損後に達成すべき条件
・ペデスタル床ドレンサンプへ落下したデブリを冷却するために，注水できること。
・ペデスタル床ドレンサンプの水位を管理できること。
②条件を達成するための設備対策
・ＲＰＶ破損後，デブリが機器ドレン配管及び原子炉補機冷却水配管を溶融することにより，当該配管からペデスタル内へ内包水が流入することを防止するため，ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）信号により，ペデスタル流入水の制限弁（機器ドレン及び原
子炉補機冷却水）を閉にする設計とする。（第 4 図）・ＲＰＶ破損後のデブリ落下後に，格納容器下部注水系から注水を行う設計とする。（第 4 図）

添付 3.2.3-2374

格納容器スプレイ
原子炉圧力容器

ボトムドレン配管

格納容器下部注水
配管(100A)

注水
床ドレン排水弁

格納容器外側隔離弁
スリット
排水配管
流量計
ベント管

0°

機器ドレン水の制限弁

床ドレン水の制限弁

原子炉建屋原子炉棟
床ドレンサンプ設備へ

格納容器下部注水配管(100A)
原子炉補機冷却水の制限弁
原子炉補機冷却水の制限弁

270°

床ドレン水の制限弁

90°
機器ドレン水の制限弁

180°

第4図

ペデスタル床ドレンサンプ注水概要図

添付 3.2.3-24

75

別紙
事故発生からＲＰＶ破損までのペデスタル流入水の排水評価について

ＲＰＶが破損しデブリがペデスタルへ落下する際には，ＳＥの影響を抑制するためペデスタル内水位を 1m とすることとしている。これに対して，事故発生後にペデスタル内への水の流入があった場合でも，ＲＰＶ破損までにペデスタ
ル内水位が 1m まで排水されることを確認した。以下にその内容を示す。

1.

評価において想定する事象
東海第二発電所のペデスタル内構造（添付資料 3.2.3 本文第 1 図参照）をもとに，事故発生からＲＰＶ破損までの間にペデスタル内へ水が流入し得る事象を選定し，それぞれに対して排水評価の要否を検討する。

(1)

大破断ＬＯＣＡ
ＲＰＶ破損する場合の有効性評価の評価事故シーケンスとしては，過渡事象時に注水機能が喪失する事象（以下「過渡事象」という）を選定しているが，過渡事象ではドライウェル内に水が流出することはなく，ＲＰＶ
破損までに格納容器スプレイを実施することはない。一方で，大破断ＬＯ
ＣＡ時に注水機能が喪失する事象（以下「ＬＯＣＡ事象」という）では，
ドライウェル内への水の流出やＲＰＶ破損までの格納容器スプレイの実施により，ペデスタル内への水の流入が生じるため，排水評価の対象とする。

(2)

ボトムドレンＬＯＣＡ
ＲＰＶ破損を想定する評価事故シーケンスのうち，ペデスタル内におけるボトムドレンＬＯＣＡが生じた場合，ＲＰＶからペデスタルへ多量の原
子炉冷却材が流入する。しかし，この流入水は飽和状態であるため，水深が深い場合でもＳＥの発生可能性は極めて低く，万一ＳＥが発生した場合
添付 3.2.3-25

76

の発生エネルギも小さいと考えられることから，排水評価の対象事象とする必要はないと考える。ただし，排水性能の保守性を確認する観点から参考として排水可能性を評価する（参考 1）。
(3)

その他のペデスタル内への流入事象
ペデスタル内において制御棒駆動水圧系配管が破断した場合，ＲＰＶ及び制御棒駆動水圧系からペデスタル内に漏えい水が流入する。しかし，事象確認後に制御棒駆動水ポンプを停止することで，制御棒駆動水圧系からペデスタルへの流入は停止する。また，第 1 図のとおり，当該配管は 1 イ
ンチ以下の細さであることに加えＲＰＶからの漏えいは制御棒駆動機構のシール部を介するため，その漏えい量はごく少量であり，ＲＰＶ破損に至ることは考えにくく，排水評価の対象外とする。
また，ペデスタル内において機器ドレン配管や原子炉補器冷却水配管が破断した場合にもペデスタル内へ冷却水が流入するが，上記と同様にこれらの事象に起因してＲＰＶ破損に至ることは考えにくく，排水評価の対象外とする。

以上より，排水評価において想定する事象としてＬＯＣＡ事象を選定する。

添付 3.2.3-26

77

挿入ライン破断時の漏えい経路
引抜ライン破断時の漏えい経路

第1図

2.

制御棒駆動水圧系配管破断時のＲＰＶからの漏えい経路

評価条件

・ＬＯＣＡ事象発生時，ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（L1）
信号によりペデスタル流入水の制限弁は事象発生後すぐに閉止することか
ら，格納容器スプレイ水等によるドライウェルからの流入水は制限されるが，ここでは事故発生 5 分間はペデスタルへの流入が継続すると仮定する。
また，ドライウェルからの流入量を多く評価する観点から，ダイアフラム
フロア上に溜まる水の水位は，物理上最も高くなるベント管高さとする。
このとき，ドライウェルからペデスタルへの流入量は，以下のように計算され，これをＲＰＶ破損までの必要排水量とする。
V＝vin×A×t＝(2gh)１／２ ×A×t
V：必要排水量［m ３ ］，vin：流入速度［m／s］，
A：流入口面積［約 8.6×10 −３ m ２ ］
添付 3.2.3-27

78

（床ドレン配管内径 73.9mm×2 本分），t：流入継続時間［5min＝300s］，g：重力加速度［9.8m／s ２ ］，
h：流入水水頭［約 0.36m］（ベント管上端高さ−流入配管高さ）・設備対策より配置されるコリウムシールド等の構造物については，評価上その体積を除外することで必要排水量を増やし，保守的な評価とする。
・機器ドレン排水配管及び排水弁を経由したサプレッション・プールへの排水が期待できるが，この排水経路からの排水は評価から除外する。
・排水配管はドライウェル気相部に接続され圧力差はないため，排水量を評価する上で，ドライウェル及びサプレッション・プール内圧は考慮しない。
・排水配管の長さ，内径，エルボや弁等に相当する長さ等考慮し，下記式によりある排水流量を想定した場合の排水流路の圧力損失を算出する。本評
価では，まず任意の流量（22m ３ ／h：ボトムドレンＬＯＣＡ時の平均必要
排水流量）の場合の圧力損失（1.8m）を算出し，その際に求まる圧損係数（K）を基に，以降の流量と圧力損失の関係を算出している。圧力損失はペデスタル水位と排水口の水頭差に等しいことから，排水開始する初期水位時の排水口との水頭差及び圧損係数（K）を基に初期排水流量を算出し，初期排水流量である時間ステップ幅だけ排水された場合の水位及び当該水位での排水流量を算出し，これを繰り返すことによって水位 1m までの排出時間を算出している。また，下式に示す圧損 H は，エルボの数を 2 倍程度見込む等，保守的な値としている。
圧損損失計算式（出典：日本機械学会編，機械工学便覧）
H＝λ×(L／D)×(v ２ ／2g)＋Σλ×(L’／D)×(v２ ／2g)＝K×Q ２
H：配管圧損［m］，L：配管長さ［m］，D：配管内径［m］，
L’：エルボや弁等に相当する長さ［m］，v：流速［m／s］，
添付 3.2.3-28

79

g：重力加速度［m／s ２ ］，λ：管摩擦係数［-］，K：圧損係数［-］，
Q：流量［m 3/h］
第1表
単位
配管内径：Ｄ

m３ ／h

流速

m／s

管摩擦係数：λ−配管長m

配管 L／D−

90°ショートエルボ *5（L’／D＝ ）個

弁 *5（L’／D＝個

開放端 *5（λ・(L’／D)＝

スワンネック入口〜出口(*1)

スリット入口〜出口(*2)

スリット下流配管(*3)m

流量 *4

管入口 *5（λ・(L’／D)＝

圧力損失計算要素

）

）

個
個

（補足）上記計算要素の具体的な数値等は設計進捗により，妥当性を損なわない範囲で変更があるものとする。
*1：スワンネック部は，90°ショートエルボ( 個)，直管相当とし，管
入口と管出口(開放端)の係数を考慮。
*2：スリット部は，断面積が等しい円管，90°ショートエルボ( 個)とし，とする。
管入口と管出口(開放端)の係数を考慮。圧損は円管の，90°ショートエルボ*3：スリット下流配管は，配管長個)，弁( 個)と想定し，を考慮。
*4：流量はとした。表 1 は流量をとした場合の例を記載。
*5：CRANE 社「FLOW OF FLUIDS THROUGH VALVES, FITTINGS, AND PIPE TechnicalPaper No.410,1988」

上表を基に，圧力損失を計算した結果を以下に示す。
H1＝

添付 3.2.3-2980

K＝における配管圧損は，K×Q ２ ＝

（流量

評価結果
評価結果は第 2 表及び第 2 図のとおりであり，ＲＰＶ破損までの時間が短い大破断ＬＯＣＡ（事象発生からＲＰＶ破損まで約 3 時間）を想定しても，水位 1m まで排水可能である。

第2表項

必要排水量と排水時間

目

評価結果

必要排水量

約 7m ３

排水時間

約 0.3 時間

1.3

水位（m）

3.

）

1.2

1.1

1.0
0

5

10

15

20

排水時間（分）第2図

ペデスタル水位 1.23m から水位 1m までの排水時間

添付 3.2.3-30

81

4.

評価結果に対する裕度・必要排水量
必要排水量はコリウムシールド等の構造物を考慮していないことから，
必要排水量は内部構造物の体積分保守的な評価としている。
・排水時間
排水時間については，排水に伴って低下する水位並びに流路の形状及び長さ等（圧力損失）を保守的に考慮して算出している。（第 2 図）
・排水流量計算過程で使用する圧力損失は，配管長さやエルボの数等に余裕を持たせており，平均排水流量

5.

時の圧力損失は合計である。

異物による影響
ペデスタル内に設ける排水の流入口は，スワンネック構造とする。スワン
ネックは，逆Ｕ字形の形状をしているため，水面付近の浮遊物は排水口から流入し難い構造上の利点がある。空気孔は，逆Ｕ字形部からの排水性を確実にするために設ける設計とする。排水口の高さ方向の位置は，水面の浮遊物
や床面の異物を持ち込ませないために適切な位置で設定する設計とする。また，異物落下に対して破損等がないよう，サポート等で固定する。このスワンネックの構造を考慮した上で，スワンネック構造への落下物の影響，ペデ
スタル内に流入する異物による排水性への影響を評価する。なお，スワンネック構造を流入口とする排水流路は，ＲＰＶ破損前にペデスタル内の水位 1mを達成した時点で排水弁を閉止し，その後は用いないことから，排水機能の要求期間はＲＰＶ破損前までであり，ＲＰＶ破損前までに想定される落下物及び異物を対象として評価する。
事故時に発生する落下物によりスワンネック構造が損傷しないこと，異物添付 3.2.3-31

82

がペデスタル床ドレンサンプに流入したと仮定し評価しても，異物により排水性に悪影響が生じる可能性が低いことを第 3 表に示す。
落下物により，スワンネック構造が影響を受けないことを確実にするため，
スワンネック構造の周囲に柵を設置する設計とする。
この柵は，異物がスワンネック及び排水配管の排水性に対して悪影響を及
ぼさないこと及び想定されない異物が排水性に悪影響を及ぼさないことをより確実にするため，異物混入防止機能を有した設計とする。柵は，スリットの短辺よりも小さい開口径を有し，開口が重ならないよう 2 重に配置した設計とする。仮に，スリット部で固着し堆積する可能性がある線状の異物を想定しても，柵の 2 重部分で流入を防ぐ構造の設計とする。（第 3 図）
なお，機器ドレンサンプについても，排水経路として利用することから，異物落下に対して破損等がないよう，十分な強度を有する設計とし，スワンネックの異物混入防止及び損傷防止については，床ドレン排水用のスワンネックと同様の対策を行うことで，悪影響を防止する。

第3表
想定異物
核計装用及び照明用等のケーブル（管路含む）

想定異物と影響評価

異物による排水性への影響【発生源】ペデスタル内【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下あり／流入あり
ペデスタル上部には，ケーブルが設置されており，落下の可能性がある。
【影響評価】
・落下による影響
スワンネックは鋼製でサポートに固定されているため破損・転倒する恐れはない。また，周囲に鋼製の柵を設置することから，スワンネックに直接接触することもない。機器ドレンサンプについては，
サンプ自体を十分な強度を有する設計とするため，破損する恐れはない。

添付 3.2.3-32

83

保温材

塗料片

・流入による影響
ケーブルは床に沈降することから，排水性に影響はない。また，何らかの要因で被覆片が生じたとしても，機器ドレンサンプと床ドレンサンプ各々のス
ワンネックは対向して配置され，かつ前述の通り
各々の周囲を柵（第 3 図参照）にて囲うため，共通要因による排水性への影響はない。
【発生源】ペデスタル外【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下なし／流入あり
ペデスタル床ドレンサンプ内に保温材はない。
重大事故時にドライウェルから格納容器スプレ
イ水等によって床ドレンの流入経路から持ち込まれる可能性がある。
【影響評価】
床ドレン流入経路の弁を事故後早期に閉に流入を制限することから，排水経路を閉塞させる等，排水性への影響はない。
【発生源】ペデスタル内・外【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下あり／流入あり
ペデスタル内・外の構造物には塗装が施されていることからスワンネックへの落下，床ドレンへ流入する可能性がある。
【影響評価】
・落下による影響
スワンネックを損傷する程の重量はなくスワンネックが破損・転倒する恐れはない。また，同様に
機器ドレンサンプへの影響もない。
・流入による影響
塗料片は，底に堆積若しくは水面に浮遊することが考えられるが，スワンネックの排水口を水位 1mの中間位置に設定するため，これらの異物がスワン
ネックの排水口に流入するとは考え難い。また，重大事故時は格納容器スプレイ水等によってペデス
タル外から床ドレンの流入経路を通じて塗料片が多く持ち込まれる可能性があるが，床ドレン流入経路の弁を事故後早期に閉にし，流入を制限することから，排水経路を閉塞させる等，排水性への影響はない。

添付 3.2.3-33

84

スラッジ（鉄錆）

サポート

照明

【発生源】ペデスタル外【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下なし／流入あり
スラッジ（鉄錆）は，床ドレン水によって床ドレンサンプ内に流入し底に堆積する可能性がある。
【影響評価】
スワンネックの排水口を水位 1m の中間位置に設定するため，底に堆積した異物が積極的に排水経路に流入するとは考え難い。また，重大事故時は格納容器スプレイ水等によってペデスタル外から床ドレンの流入経路を通じてスラッジが多く持ち込まれる可能性があるが，床ドレン流入経路の弁を事故後早期に閉にし，流入を制限することから，排水経路を閉塞させる等，排水性への影響はない。
【発生源】ペデスタル内【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下なし／流入なし
ペデスタル内にはサポートが設置されているが，十分な耐震性を有する設計とすることから，落下しない。
【影響評価】
排水性への影響はない。
【発生源】ペデスタル内【スワンネックへの落下／床ドレンへの流入】
落下あり／流入あり
ペデスタル内には照明が設置されているため，落下の可能性がある。
【影響評価】
・落下による影響
スワンネックは鋼製でサポートに固定されているため破損・転倒する恐れはない。また，周囲に鋼製の柵を設置することから，スワンネックに直接接触することもない。機器ドレンサンプについても，十分な強度を有する設計とすることから，破損する恐れはない。
・流入による影響
照明は，床に沈降することから，排水性に影響はない。

添付 3.2.3-3485異物混入防止穴()※異物の流入方向（直線的）に穴が重ならない設計とする。

空気孔

排水口
ステンレス製
板厚は以上で 2 重構造にする
ことで照明・ケーブル等の異物落下にも耐える構造とする。
コリウム
シールド

配管（80A）はペデスタル内壁よりサポート
により支持し剛構造とする。

）の流路に排水配管を接続する。ペデスタ
スリット構造（流路径：高さ方向
ル床からコンクリート部への流路（水平方向のスリット部まで）は，スリット構造）の設計とする。
（流路径：

空気孔
スワンネック（1 か所）
口径：80A，ステンレス製
縦方向スリット
流路
ステンレス製

空気孔

水の流れ
横方向スリット
流路
ステンレス製

第3図

排水配管に対する異物対策概要

添付 3.2.3-35

86

参考 1
ボトムドレンＬＯＣＡを想定した場合の排水評価

ボトムドレンＬＯＣＡ時にＲＰＶからペデスタルへ流入する水は飽和状態であることから，ＲＰＶ破損及びデブリ落下時のＳＥの発生可能性は極めて低く，また，万が一ＳＥが発生した場合の発生エネルギも小さいと考えられる。
しかし，排水性能の保守性を確認する観点から，ペデスタル内の水位が最も高くなる事象であるボトムドレンＬＯＣＡを想定した場合についても，参考として排水可能性を実施する。

1.

評価条件
・ペデスタル内におけるボトムドレンＬＯＣＡ時には，ペデスタル床ドレン
サンプに上部から漏えい水が流入し，著しく水位が上昇するため，水位は
人通用開口部まで達することが想定される。

・排水評価は人通用開口部下端から水位 1m までの水量（必要排水量）とする。
また，設備対策より配置されるコリウムシールド等の構造物については，
評価上その体積を除外することで必要排水量を増やし，保守的な評価とする。
・排水配管はドライウェル気相部に接続され圧力差はないため，排水量を評価する上で，ドライウェル及びサプレッション・プール内圧は考慮しない。
・排水配管の長さ，内径，エルボや弁等に相当する長さ等考慮し，下記式によりある排水流量を想定した場合の排水流路の圧力損失を算出する。本評
価では，まず任意の流量（22m ３ ／h：ボトムドレンＬＯＣＡ時の平均必要
排水流量）の場合の圧力損失（1.8m）を算出し，その際に求まる圧損係数（K）を基に，以降の流量と圧力損失の関係を算出している。圧力損失はペ
添付 3.2.3-36

87

デスタル水位と排水口の水頭差に等しいことから，排水開始する初期水位時の排水口との水頭差及び圧損係数（K）を基に初期排水流量を算出し，初期排水流量である時間ステップ幅だけ排水された場合の水位及び当該水位での排水流量を算出し，これを繰り返すことによって水位 1m までの排出時間を算出している。また，下式に示す圧損 H は，エルボの数を 2 倍程度見込む等，保守的な値としている。
圧損損失計算式（出典：日本機械学会編，機械工学便覧）
H＝λ×(L／D)×(v ２ ／2g)＋Σλ×(L’／D)×(v２ ／2g)＝K×Q ２
H：配管圧損［m］，L：配管長さ［m］，D：配管内径［m］，
L’：エルボや弁等に相当する長さ［m］，v：流速［m／s］，
g：重力加速度［m／s ２ ］，λ：管摩擦係数［-］，K：圧損係数［-］，
Q：流量［m ３ ／h］
第1表
単位
配管内径：Ｄ

m３ ／h

流速

m／s

管摩擦係数：λ−配管長m

配管 L／D−

90°ショートエルボ *5（L’／D＝ ）個

弁 *5（L’／D＝個

開放端 *5（λ・(L’／D)＝

スワンネック入口〜出口(*1)

スリット入口〜出口(*2)

スリット下流配管(*3)

22

22

22

m

流量 *4

管入口 *5（λ・(L’／D)＝

圧力損失計算要素

）

）

個
個

添付 3.2.3-37

88

（補足）上記計算要素の具体的な数値等は設計進捗により，妥当性を損なわない範囲で変更があるものとする。
*1：スワンネック部は，90°ショートエルボ( 個)，直管相当とし，管
入口と管出口(開放端)の係数を考慮。
*2：スリット部は，断面積が等しい円管，90°ショートエルボ( 個)とし，とする。
管入口と管出口(開放端)の係数を考慮。圧損は円管の*3：スリット下流配管は，配管長，90°ショートエルボ(個)，弁( 個)と想定し，を考慮。
*4：必要排水量約 59m３ を約 2.7 時間で排出した場合の流量 22m ３ ／h とした。
*5：CRANE 社「FLOW OF FLUIDS THROUGH VALVES, FITTINGS, AND PIPE TechnicalPaper No.410,1988」

上表を基に，圧力損失を計算した結果を以下に示す。
H1＝

K＝
（流量

2.

における配管圧損は，K×Q ２ ＝）

評価結果
評価結果は第 2 表及び第 1 図のとおりであり，ペデスタル内のボトムドレ
ン配管破断時に流入した水を，ＲＰＶからペデスタルへの流入停止（事象発
生後約 0.3 時間）からＲＰＶ破損（事象発生後約 3 時間）までの約 2.7 時間以内に，水位 1m まで排水可能である。

添付 3.2.3-38

89

第2表
項

必要排水量と排水時間

目

評価結果

必要排水量

約 59m ３ ※排水時間

約 2.3 時間※：必要排水範囲の水量（内径，高さの水の体積）

3.0

水位（m）

2.5

2.0

1.5

1.0
0

0.5

1

1.5

2

排水時間（時間）
第1図

3.

ペデスタル水位満水から水位 1m までの排水時間評価結果に対する裕度・必要排水量
必要排水量はコリウムシールド等の構造物を考慮していないことから，
必要排水量は内部構造物の体積分保守的な評価としている。
・排水時間
排水時間については，排水に伴って低下する水位並びに流路の形状及び長さ等（圧力損失）を保守的に考慮して算出している。
・排水流量
必要排水流量は，評価上の容量約 59m3 に対して約 2.7 時間で排水する
添付 3.2.3-39

90

必要があることから，全量排水する場合には平均約 22m３ ／h の流量が必要である。これに対して，排水時の水位による圧力損失を考慮した平均
排水流量はであり，必要排水量を上回っている。

なお，このとき計算過程で使用する圧力損失は，配管長さやエルボの数等に余裕を持たせており，平均排水流量時の圧力損失は合計

である。

4.

機器ドレン排水配管及び排水弁の経路を併用した評価
機器ドレンサンプには排水性を確保するために必要な空気ベント用のス
ワンネックを有し，床ドレンサンプの排水入口水位 1ｍよりも 0.2m 高い位置に設置する設計としている。床ドレンサンプの水位が 1.2m よりも高い水
位までは，床ドレンの排水経路に加え機器ドレンの排水経路が期待できることから，実際の排水時間に対して更に裕度を有している。以下に機器ド
レン排水経路を併用した評価を示す。
・機器ドレン排水経路の圧力損失
機器ドレンの排水経路は床ドレンの排水経路と比較してほぼ同じ長さの経路であるが，機器ドレンサンプ内を経由する経路となることが相違している。しかし，排水評価に当たっては，機器ドレンサンプの圧力損失は機器ドレン排水配管に対してその流路面積が十分大きいため考慮せず，機器
ドレンサンプ出入口部の形状による圧力損失のみ考慮し，他は床ドレン排水経路の圧力損失と同等として評価を行う。（第 3 表）

添付 3.2.3-40

91

第3表

単位

配管内径：Ｄ

m３ ／h

流速

m／s

管摩擦係数：λ−配管長m

配管 L／D−

90°ショートエルボ *5（L’／D＝ ）個

弁 *5（L’／D＝個

開放端 *5（λ・(L’／D)＝

スワンネック入口〜出口(*1)
機器ドレンサンプ 入 口 〜 出 口（*1）

スリット入口〜出口(*2)

スリット下流配管(*3)

22

22

22

m

流量 *4

管入口 *5（λ・(L’／D)＝

圧力損失計算要素

）

）

個
個

（補足）上記計算要素の具体的な数値等は設計進捗により，妥当性を損なわない範囲で変更があるものとする。
*1：スワンネック部は，90°ショートエルボ( 個)，直管相当とし，管
入口と管出口(開放端)の係数を考慮。
機器ドレンサンプ入口と出口について係数を考慮。
*2：スリット部は，断面積が等しい円管，90°ショートエルボ( 個)とし，とする。
管入口と管出口(開放端)の係数を考慮。圧損は円管の，90°ショートエルボ(個)，弁( 個)*3：スリット下流配管は，配管長
と想定し，
を考慮。
３
*4：必要排水量約 59m を約 2.7 時間で排出した場合の流量 22m ３ ／h とした。
*5：CRANE 社「FLOW OF FLUIDS THROUGH VALVES, FITTINGS, AND PIPE TechnicalPaper No.410,1988」

上表を基に，圧力損失を計算した結果を以下に示す。
H1＝

添付 3.2.3-4192

K＝における配管圧損は，K×Q ２ ＝（流量）・床ドレン排水経路と機器ドレン排水経路を併用した排水評価結果
評価結果は第 4 表及び第 2 図のとおりであり，ペデスタル内のボトムドレ
ン配管破断時に流入した水を，ＲＰＶからペデスタルへの流入停止（事象発
生後約 0.3 時間）からＲＰＶ破損（事象発生後約 3 時間）までの約 2.7 時間以内に，水位 1m まで排水可能である。
第4表項

必要排水量と排水時間

目

評価結果

必要排水量

約 59m ３ ※排水時間

約 1.3 時間
，高さ※：必要排水範囲の水量（内径の水の体積）

3.0
床ドレン排水経路＋機器
ドレン排水経路での評価（59m３）

2.5

水位（m）

2.0
約 2.3 時間（床ドレン排水経路のみの場合）

1.5
1.2

1.0
排水完了水位：1.0m

0.5

高さ 1.2m まで
約 1.0 時間

約 1.3 時間

0.0
0

1

2

3

4

排水時間（時間）
第2図

ペデスタル水位満水から水位 1m までの排水時間
添付 3.2.3-42

93

参考 2
ペデスタル床ドレンサンプ改造に伴う，位置を特定できない漏えい水の検知性について

改造前のペデスタル床ドレンサンプは，ペデスタル床下に設置されており，
水深の深さ及び水面の表面積がのサンプである。改造後は，ペデス

タル床ドレンサンプの水深は 1m，かつ，表面積はであり，漏えい水によるペデスタル床ドレンサンプの水位は上昇しにくい構造となる。しかし，通常運転中はドライウェル冷却装置のクーラー部より凝縮水が発生するため，常時ペデスタル床ドレンサンプには少量の流入水があり，水位は満水の 1m を常時維持することから，ペデスタルへの流入水は速やかに全量計測することが可能
である。

凝縮水

ドライウェル
冷却装置

床ドレンサンプ

格納容器外側隔離弁

流量計
原子炉建屋原子炉棟
床ドレンサンプ設備へ

第1図

床ドレンサンプ概要図（改造前）

添付 3.2.3-43

94

別添 3
ペデスタル内に設置する計器について

ペデスタル内の水位管理のために設置する計器について，概要及び設置位置
を第 1 表及び第 1 図に示す。また，各計器の設置目的等を以下に示す。

(1) ＲＰＶ破損前までの水位管理①格納容器下部水位計（1m 超）ペデスタル底面から 1m 超の水位を検知できるよう，測定誤差を考慮した高さに水位計を設置し，炉心損傷後は当該水位計設置高さまで事前注水を実施する。注水停止後は，排水配管等によりＲＰＶ破損までに 1m 水位まで排水される。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上がこの高さ以上の水位を検知した場合に水張り完了及び注水停止を判断する。
なお，高さ 1m 超水位計高さまで排水されたことを検知した後，水位 1m まで排水される時間遅れを考慮して，排水弁は自動閉止することとする。

(2) ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知（第 2 表）
②格納容器下部水温計（0m）
ペデスタル底部に温度計を設置し，指示値の上昇又は喪失によりＲＰＶ破損検知に用いる。測温抵抗体式温度計を採用することで，ペデスタルにデブリが落下した際の水温上昇や高温のデブリに接触した際に指示値がダウンス
ケールとなる特性を利用し，ＲＰＶからのデブリ落下検知が可能である。
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）設置し，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デ添付 3.2.3-44

95

ブリの落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。
③格納容器下部水温計（0.2m）
ペデスタル底面から 0.2m の高さに測温抵抗体式温度計を設置し，0.2m 以
上のデブリ堆積有無を検知し，ペデスタル満水までの注水可否を判断する。
また，指示値の上昇又は喪失により，ＲＰＶ破損検知に用いる。
デブリの落下，堆積挙動の不確かさを考慮して等間隔で計 5 個（予備 1 個含む）設置し，十分な量のデブリ堆積検知の観点から，3 個以上がオーバースケール（デブリの接触による温度上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）した場合にペデスタル満水までの注水を判断する。
また，ＲＰＶ破損の早期判断の観点から，2 個以上が上昇傾向（デブリの落下による水温上昇）又はダウンスケール（温度計の溶融による短絡又は導通）となった場合に，ＲＰＶ破損を判断する。

(3) ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ≧0.2m の場合）
④格納容器下部水位計（2.25m，2.75m）
ペデスタル底面から 2.25m 及び 2.75m の高さに水位計を設置し，デブリの多量落下時（堆積高さ 0.2m 以上）においてペデスタル水位を 2.25m〜2.75mの範囲に維持するため，各高さにおける水位の有無を検知しペデスタル注水開始及び停止を判断する。
ペデスタル側壁の貫通孔を通じたペデスタル外側のボックス内に，2.25m
及び 2.75m の各高さに 2 個の水位計（予備 1 個含む）を設置し，1 個以上が2.25m 未満を検知した場合にペデスタル注水開始，2.75m 到達を検知した場合にペデスタル注水停止を判断する。

添付 3.2.3-45

96

(4) ＲＰＶ破損後の水位管理（デブリ堆積高さ＜0.2m の場合）
⑤格納容器下部水位計（0.5m）
ペデスタル底面から 0.5m の高さに水位計を設置し，デブリの少量落下時（堆積高さ 0.2m 未満）においてペデスタル水位を 0.5m〜1m の範囲に維持するため，水位 0.5m 未満を検知しペデスタル注水開始を判断する。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上が水位 0.5m 未満を検知した場合に注水開始を判断する。
⑥格納容器下部水位計（1m 未満）
ペデスタル底面より 1m の高さから測定誤差を差し引いた高さに水位計を設置し，デブリの少量落下時（堆積高さ 0.2m 未満）においてペデスタル水位を 0.5m〜1m の範囲に維持するため，水位 1m 到達を検知しペデスタル注水停止を判断する。
約 180°間隔で計 2 個（予備 1 個含む）設置し，1 個以上が水位 1m 到達を検知した場合に注水停止を判断する。
⑦格納容器下部雰囲気温度計
自主設備としてペデスタル底面から 1.1m の高さに温度計を設置し，デブリの少量落下時にペデスタル水位を 0.5m〜1m の範囲に管理している間において，デブリが冠水されていることを確認する。
約 180°間隔で計 2 個設置し，1 個以上が露出したデブリからの輻射熱等により上昇した場合に注水を判断する。

各計器の検出部の仕様等を第 3 表に，測定原理を第 2 図及び第 3 図にそれぞれ示す。また，各計器の構造図及び設置概略図を第 4 図に示す。ペデスタル内に設置する各計器の検出部及びケーブル（MI ケーブル）は耐熱性の高い無機物で構成し，ペデスタル外に取り出したケーブル（MI ケーブル）をペネトレーシ
添付 3.2.3-46

97ョンボックス内にてペネトレーションのケーブルと直ジョイントで接続する。
これらの計器は，重大事故等時の環境条件下において耐性を有する設計とする。ペデスタル内の SA 環境条件としては，格納容器破損防止対策の有効性評価
において示している各解析結果を包絡する格納容器内環境条件 200℃（ピーク
温度 235℃−5 分間），0.62MPa[gage]を設定している。またペデスタル内は RPV
破損後のデブリの落下を考慮した以下の設計を採用する。
・各計器の検出部及び MI ケーブルには金属製の保護カバーを設置（デブリ検
知用水温計検出部を除く）し，ペデスタル内構造物等に付着したデブリの輻射熱から保護する設計とする。
・各計器の MI ケーブルは，第 5 図に示すとおり，チャンネル毎に別ルートで敷設し，デブリの落下に伴うペデスタル内構造物等の落下物を考慮した場合においても，複数のチャンネルが同時に損傷し，機能喪失することがな
い設計とする。
なお，ペデスタル内の検出器・MI ケーブル、保護カバーは無機物で構成されており，放射線による影響はない。

添付 3.2.3-47

98

第1表

ペデスタル内計器の概要

設置高さ ※１

設置数

計器種別

各高さに 5 個

測温抵抗体式
温度計

各高さに 2 個

電極式
水位計

0m

格納容器下部
水温計

0.2m
0.5m
1m−測定誤差

格納容器下部
水位計

1m＋測定誤差
2.25m
2.75m

※１：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面）からの高さ

第2表

ＲＰＶ破損及びデブリ落下・堆積検知の概念

デブリの堆積状態

格納容器下部水温計0m 位置0.2m 位置

判断

上昇

上昇

ＲＰＶ破損，
デブリ少量落下

上昇／喪失

上昇

ＲＰＶ破損，
デブリ少量落下

上昇／喪失

上昇／喪失

ＲＰＶ破損，
デブリ多量落下

添付 3.2.3-48

99

2.75m 水位計
2.25m 水位計

1.1m 雰囲気温度計
1m 超 水位計
1m 未満 水位計
0.5m 水位計
0.2m 水温計
0m 水温計

水位計（2.75m 高さ）
貫通孔（内径約 15cm）
水位計（2.25m 高さ）

第1図

ペデスタル内の計器設置図

添付 3.2.3-49

100

第3表
計器種別

検出部の仕様等

測定レンジ

測定誤差

測温抵抗体式
温度計-200℃〜500℃±(0.3＋0.005¦t¦)t：測定温度

電極式
水位計−(レベルスイッチ)

±10mm

耐環境性
温度：短期 230℃，
長期 200℃
圧力：620kPa[gage]
放射線：− ※２
温度：短期 230℃，
長期 200℃
圧力：620kPa[gage]
放射線：− ※２

※２：検出部は無機物で構成しており，放射線による影響はない

検知
回路

検知
回路

水中では電極間抵抗が低下する。電極間抵抗の低下を検知することで，水中と判断する。

導通

電極

気中：電極間抵抗大

第2図

水中：電極間抵抗小電極式水位計の動作原理

添付 3.2.3-50

101

抵抗値

測定
回路

温度
金属の電気抵抗が温度に比例する性質を利用し，抵抗素子の抵抗値をもとに温度測定を行う。

導線
（Ｎｉ）

抵抗素子
（Ｐｔ）

絶縁材
（ＭｇＯ）

シース管
（インコネル）

高温のデブリが接触すると，温度指示値は急上昇
しオーバースケールとなる。
また，以下の過程の中で導線間の絶縁性が失われ短絡又は導通すると，抵抗値が低下し温度指示値
がダウンスケールとなる。
・シース管の溶融，水及びデブリの浸入
・水との反応による絶縁材の膨張，剥離・デブリとの反応に伴う絶縁材の溶融，蒸発
測温抵抗体構成材料の融点
材質
融点
インコネル
1,370℃〜
シース管(NCF600)
1,425℃
導線
Ｎｉ
1,455℃
抵抗素子
Ｐｔ
1,768℃
絶縁材
ＭｇＯ ※約 2,800℃※デブリ中のＺｒ等により還元されると，融点約 650℃，
沸点約 1,100℃のＭｇとなり，溶融又は蒸発する。

第3図

測温抵抗体式温度計の動作原理

添付 3.2.3-51102

格納容器下部水位計（電極式）構造図

格納容器下部水位計の設置概略図

格納容器下部水温計（測温抵抗体式）構造図

格納容器下部水温計の設置概略図

第4図

格納容器下部水位計及び格納容器下部水温計の構造図及び設置概略図

添付 3.2.3-52

103

ペデスタル
側壁貫通孔

保護カバー
水温計
検出部

図は格納容器下部水温計（0m）の場合のイメージ

第5図

ペデスタル内検出器及びケーブル（MI ケーブル）設置概略図

添付 3.2.3-53

104

別紙 1
格納容器下部水温計の測定原理とデブリ検知性について

ペデスタル内に設置する格納容器下部水温計によるデブリ検知性ついて，熱電対式とした場合と測温抵抗体式とした場合で比較し検討を行った。
熱電対の構造図，仕様，構成材料の融点を以下に示す。
熱電対仕様

絶縁物(MgO)

仕様

No.

項目

１

計測範囲

-40〜350℃-40〜1200℃

２

誤差±1.0℃(-40〜133℃)
0.75%(133〜350℃)±2.5℃(-40〜333℃)
0.75%(333〜1200℃)

シース(NCF600)

Tタイプ

Kタイプ

熱電対構成材料の融点
芯線（銅，コンスタンタン） or （アルメル，クロメル）

熱電対構造図

No.

材質

融点

タイプ

１

NCF6001370〜1425℃

−

２

銅

1085℃

Tタイプ

３

コンスタンタン

1225〜1330℃

Tタイプ

４

アルメル

1315〜1390℃

Kタイプ

５

クロメル

1420℃

Kタイプ

６

MgO

約2800℃−（１）耐環境性
熱電対式及び測温抵抗体式の検出器は耐熱性の高い無機物により構成されており，いずれも重大事故等時の格納容器雰囲気下において，十分な耐性を有する。

（２）デブリと水温計の接触により発生する現象
熱電対式及び測温抵抗体式の検出器がデブリと接触した場合に発生する現象を①〜②に示す。

添付 3.2.3-54

105

①

デブリが検出器外郭（シース）に接触，シースは溶融し，絶縁材が露
出する。
熱電対

絶 縁材に水 ，デブ リが 浸入し， 絶縁材 は
膨 張，剥離 ，熔融 等
により絶縁低下する。

測温抵抗体

絶縁低下し，指示値はダウンスケールする。

絶縁低下するが熱起電力を発生。

②

デブリが検出素子に接触し，熔融する。
熱電対

検 出素子が 溶融し ，素線同士が接触する。

素線同士が接触した場合，熱起電力を発生。

添付 3.2.3-55

測温抵抗体

素線同士が接触した場合，ダウンスケールする。

106

熱電対

検 出素子が 溶融し ，素 線同士が 水分（ ある いはシー ス）を 介して導通する。

素線同士が検出器内部の水分（あるいはシース）を介して導通した場合，熱起電
力を発生。

測温抵抗体

素線同士が検出器内部の水分（あるいはシース）を介して導通した場合，ダウン
スケールする。

以上より，検出器とデブリが接触すると，測温抵抗体式の場合はダウンスケール，熱電対式の場合は指示値の急変及び発生する熱起電力による不確実な指示値を示すこととなる。

（３）測定回路が故障した際の可搬型計測による測定
測定回路は熱電対式の場合は電圧値を，測温抵抗体式は抵抗値を測定することにより温度測定を行っている。可搬型計測器は電圧測定及び抵抗値測定が可能であり，測定回路故障時には可搬型計測器を水温計ケーブル端に接続することで熱電対式，測温抵抗体式のいずれの場合においても温度測定が可能である。

（４）まとめ熱電対式，測温抵抗体式のいずれの検出器とした場合も，耐環境性を有し，デブリと接触した場合には特徴的な指示傾向を示し，測定回路が故障した際には可搬型計測器による測定が可能である。ただし，熱電対式の場
添付 3.2.3-56

107

合には，指示値の急変及び不確実な指示値によりデブリとの接触を判断す
ることとなるが，デブリとの接触後においても不確実な指示値が出力されることから，仮にデブリ接触前に近い指示値となった場合は，デブリとの接触の判断に迷う可能性がある。一方で，測温抵抗体式の場合にはオーバースケールやダウンスケールの有無で判断が可能であり，デブリとの接触の判断に迷う可能性はない。したがって，採用に当たっては上記の観点か
ら測温抵抗体式が望ましいと考える。

添付 3.2.3-57

108

別紙 2
ペデスタル内計器の設置方法について

ペデスタル内の水位管理のために設置する計器について，設置概念を第 1 図に示す。
第 1 図のとおり，計器はペデスタル側壁のコンクリートに埋め込むアンカボ
ルト，型鋼，トレイにより固定することとしている。
ここで，計器の下部にデブリが堆積した場合，コリウムシールド表面のライナを介してアンカボルト，型鋼，トレイ及び計器に熱が移行することが考えられる。しかし，ライナとアンカボルトの間はＺｒＯ ２ 耐熱材と同成分のモルタ
ルで埋めるため熱が選択的に移行することはないこと，デブリを冠水維持する
ことでデブリ上部の計器は水没していることを考慮すると，デブリからの熱移
行により計器の健全性が損なわれることはないと考えられる。

第1図

ペデスタル内計器の設置概念図

添付 3.2.3-58

109

添付資料 3.2.5
原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137 の漏えい量評価について

本資料では，「原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ−137」の放出量評
価について示す。
なお，本評価では，原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系及び非常用
ガス再循環系で構成）が起動するまでの間，格納容器から原子炉建屋に漏えいした放射性物質は，瞬時に原子炉建屋から大気中へ漏えいするものとして，放出量を保守的に評価しているが，下記のとおり，格納容器の健全性が維持されており，原子炉建屋の換気空調系が停止している場合は，格納容器から
原子炉建屋に漏えいした放射性物質の一部は，原子炉建屋内で沈着又は時間減衰するため，大気中への放出量は本評価結果より少なくなると考えられる。
・格納容器が健全な場合，格納容器内の放射性物質は，格納容器圧力に応じて原子炉建屋へ漏えいするものとしている。漏えいした放射性物質の一部
は，原子炉建屋内での重力沈降等に伴い，原子炉建屋内に沈着すると考えられる。
・原子炉建屋内の換気空調系が停止している場合，原子炉建屋内外における圧力差が生じにくく，原子炉建屋内外での空気のやりとりは多くないと考えられるため，漏えいした放射性物質の一部は原子炉建屋内に滞留し，時間減衰すると考えられる。

1.

評価条件
放出量評価条件を第 1 表，大気中への放出過程及び概略図を第 1 図及び第2 図に示す。

添付 3.2.5-1

110

第1表
項

放出量評価条件（1／2）

目

評価条件

選定理由

評価事象

「過渡事象 ＋高圧炉心冷却失敗＋ 手動減
圧失 敗＋ 炉心損傷後の 手動減圧 失敗＋ＤＣＨ」（全交流動力電源喪失の重畳を
考慮）

−

炉心熱出力

3,293MW

定格熱出力

運転時間

1 サイクル当たり
10,000 時間（416 日）

1 サイクル 13 ヶ月（395日）を考慮して設定

取替炉心の燃料装荷割合1 サイクル：0.229
2 サイクル：0.229
3 サイクル：0.229
4 サイクル：0.229
5 サイクル：0.084

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定

炉心内蔵量（Ｃｓ−137）

約4.36×10１７ Bq「単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）」
×「3,293MW（定格 熱出力）」（単位熱出力当たりの炉心内蔵量（Bq／MW）は，ＢＷＲ共通条件として，
東海第二と同じ装荷燃料（９×９燃料（Ａ型）），
運転時間（10,000 時間）で算出したＡＢＷＲのサイクル末期の値を使用）

放出開始時間格納容器漏えい：事象発生直後

ＭＡＡＰ解析結果

格納容器内への放出割合（Ｃｓ-137）

約0.73

ＭＡＡＰ解析結果

格納容器内での除去効果

ＭＡＡＰ解析に基づく（沈着，サプレッション・プール及びペデスタル（ドライウェ
ル部）水プールでのスクラビング並びにドライウェルスプレイ）

ＭＡＡＰのＦＰ挙動モ
デル

考慮しない

サプレッション・プール
水ｐＨ制御設備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため，保守的に設定

格納容器内ｐＨ
制御の効果

添付 3.2.5-2

111

第1表
項

目

放出量評価条件（2／2）
評価条件

選定理由

格納容器から原子炉建屋への漏えい率

1Pd以下：0.9Pdで0.5％／日
1Pd超過：2Pdで1.3％／日

ＭＡＡＰ解析にて格納
容器の開口面積を設定
し格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとし，格納容器の設計
漏 え い 率 （ 0.9Pd で0.5％／日）及びＡＥＣの式等に基づき設定（添付資料 3.1.2.5 参照）

格納容器から原子炉建屋への漏えい割合

ＣｓＩ類 ：約2.07×10 −７
ＣｓＯＨ類：約6.17×10 −８

ＭＡＡＰ解析結果

無限大／日（地上放出）（格納容器から原子炉建屋へ漏えいした放射性物質は，瞬時に大気へ漏えいするものとして評価）

保守的に設定1 回／日（排気筒放出）

設計値に基づき設定（非常用ガス処理系のファン容量）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動時間

事象発生から 2 時間後起動操作時間（115 分）＋負圧達成時間（5 分）（起動に伴い原子炉建
屋内は負圧になるが，保守的に負圧達成時間として 5 分を想定）

非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のフィルタ除去効率

考慮しない

保守的に設定閉状態

原子炉建屋の急激な圧力上昇等によるブロー
アウトパネルの開放がないため

原子炉建屋から大気への漏えい率（非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動前）
原子炉建屋から大気への放出率(非常用ガス処
理系及び非常用
ガス再循環系の起動後）

ブローアウトパ
ネルの開閉状態

添付 3.2.5-3112

Ｃｓ−137 の炉心内蔵量

格納容器内への放出割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

格納容器内での除去効果：ＭＡＡＰ解析に基づく（ドライウェルスプレイ等）

格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日
1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日

原子炉建屋への流入割合：ＭＡＡＰ解析に基づく

原子炉建屋から大気中への漏えい率：無限大／日

非常用ガス処理系から大気へ放出
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋から漏えい又は非常用ガス処理系排気筒から放出

第1図

Ｃｓ−137 の大気放出過程

添付 3.2.5-4113非常用ガス処理系
排気筒から放出（2 時間〜）
放出率：1 回／日
除去効率：考慮しない

原子炉建屋

格納容器内での除去効果
Ｃｓ-137：スプレイ等
原子炉建屋から大気中への漏えい（〜2 時間）漏えい率：無限大／日
原子炉建屋への漏えい ※１

原子炉建屋への漏えい ※１

格納容器

※1

格納容器から原子炉建屋への漏えい率
1Pd 以下：0.9Pd で 0.5％／日，1Pd 超過：2Pd で 1.3％／日
大気への放出経路

0h

▼2h※２

▼19h

168h▼

原子炉建屋から大気中への漏えい
非常用ガス処理系排気筒から放出※2 非常用ガス処理系の起動により原子炉建屋内は負圧となるため，事象発生 2 時間以降は原子炉建屋から大気中への漏えいはなくなる。

第2図

大気放出過程概略図（イメージ）添付 3.2.5-5

114

2.

評価結果
原子炉建屋から大気中へのＣｓ−137 の漏えい量を第 2 表に示す。
原子炉建屋から大気中へのＣｓ−137 の漏えい量は，約 3.2×10 −２ TBq（事象発生 7 日間）であり，評価項目の 100TBq を下回っている。なお，本評価事象では，原子炉圧力容器破損に伴いペデスタル部にデブリが移行するが，ペデスタル部に移行したデブリからのＣｓ−137 放出は，デブリがペデスタルのコンクリート部を侵食した際に発生するガスに随伴して生じるものであり，
東海第二発電所ではコリウムシールドの設置によりコンクリート部の侵食は生じないため，ペデスタル部に移行したデブリ内に含まれるＣｓ−137 の放出はない。ペデスタル部に移行したデブリ内からのＣｓ−137 が全て放出されたと仮定した場合でも，デブリ内に含まれるＣｓ−137 の割合は原子炉圧力容器から格納容器へ放出されるＣｓ−137 の割合に比べて小さく（第 3 表参照），放出されたＣｓ−137 はペデスタル（ドライウェル部）水プールにおけるスクラビング効果を受けるため，Ｃｓ−137 放出量への影響はほとんどない。
また，添付資料 3.1.2.4 に示す「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において代替循環冷却系を使用する場合のＣｓ−137の漏えい量（約 7.5TBq）より 10−２ 程度小さい結果となっているが，これは事象初期におけるＣｓ−137 の原子炉圧力容器から格納容器への放出経路の違いによる影響が大きい（下記参照）。
・格納容器から原子炉建屋へ放出するＣｓ−137 の放出量に対する格納容器
圧力の違いによる影響は小さい（格納容器内の除去効果を受けない希ガスに対する格納容器から原子炉建屋への放出割合 ※ に大きな差がなく，高揮発性核種であるＣｓも同様と考える）※「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」：約 0.21
添付 3.2.5-6115

「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」：約 0.25
・「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」では，Ｌ
ＯＣＡ破断口から格納容器気相部へ直接放出されるのに対し，「 高圧溶融物
放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，ＲＰＶ破損前まで（事象発生約 4.5
時間），逃がし安全弁（自動減圧機能）を介してサプレッション・プールへ移行した後，格納容器気相部へ放出されるため，サプレッション・プール
においてスクラビングによる除去効果を受ける。
また，事象発生 7 日間以降の影響を確認するため評価した，事象発生 30
日間，100 日間における大気中へのＣｓ−137 の漏えい量は，約 3.4×10−２ TBq（事象発生 30 日間）及び約 3.9×10−２ TBq（事象発生 100 日間）であり，いずれの場合においても 100TBq を下回っている。
なお，事象発生 7 日以降の長期解析においては，事象発生約 54 日後に格納
容器内水素燃焼防止の観点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施し，事象発生 100 日まで格納容器ベント継続しているが，格納容器の除熱機能，格納容器への窒素供給機能及び格納容器内の可燃性ガスの濃度制
御系機能が確保できた場合には，格納容器ベントを停止する運用とする。

第2表

大気中へのＣｓ−137 の漏えい量

事象発生７日間事象発生 30 日間事象発生 100 日間−２−２
約 3.2×10 TBq
約 3.4×10 TBq
約 3.9×10 −２ TBq※
※格納容器圧力逃がし装置から大気中への放出量を含む（事象発生約 54 日後〜事象発生 100 日まで格納容器ベント実施）

第3表

原子炉圧力容器から格納容器へのＣｓ−137 の放出割合及びペデスタル部に移行したデブリ内に含まれるＣｓ−137 の割合
原子炉圧力容器から格納容器へのペデスタル部に移行したデブリ内にＣｓ−137 の放出割合
含まれるＣｓ−137 の割合
約 0.73
約 0.03添付 3.2.5-7

116

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

3.5.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1)

格納容器破損モード内のプラント損傷状態
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＴＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ
及びＬＯＣＡである。

(2)

格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードでは，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェ
ル部）に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，また，溶融炉心の落下後は，溶融炉心への注水によって溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生を抑制するとともに格納容器の破損を防止する。
また，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより，
3.5-1

117

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

(3)

格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される
事故シーケンスに対して，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保手段及び溶融炉心への注水手段を整備す
る。
3.5-2

118

また，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による海水通水手段及び代替循環冷却系による格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱手段を整備する。
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の3.2.1(3)と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2-1 図及び第 3.2-2図である。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶
融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2-1 表である。

3.5.2

格納容器破損防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷
状態をＴＱＵＶとし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」である。
1.2.2.1(3)に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し，事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はないこと，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用と溶融炉心・コンクリ
ート相互作用は原子炉圧力容器破損後に生ずる一連の物理現象であることから，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」と同じプラント損傷状態を選定し一連のプラント挙動を確認することを考慮し，ＴＱ
3.5-3

119

ＵＶを選定した。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」
において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」
ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態をＴＱＵＸとしており，異なるプ
ラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，
燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，炉心損傷後の格納容器におけるペデスタル（ドライウェル部）床面での溶融炉心の拡がり，
原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器外ＦＣＩ
3.5-4

120

（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）プール
水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
よって，これらの現象を適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビア
アクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデ
ント総合解析コードＭＡＡＰによりペデスタル（ドライウェル部）の壁面
及び床面のコンクリート侵食量等の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本評価事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱」の条件と同じである。また，初期条件の初期酸
素濃度並びに事故条件の水素及び酸素の発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。

(3)

有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおけるペデスタル（ドライウェル部）の水位，
ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移を第 3.5-1 図及び第 3.5-2 図に示す。
ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ
である。
3.5-5

121

ｂ．評価項目等
第 3.5-2 図に示すとおり，コリウムシールドの設置によりコンクリー
トの侵食を抑制するとともに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水によりペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリー
トの温度は融点に至らず侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
なお，ＭＡＡＰコードによる評価においては，コリウムシールドと溶
融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドの侵食は生じない。ただし，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価した場合には，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この場合においてもペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコン
クリートの温度は融点に至らず侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コリウムシールドの侵食に伴うガスの発生は生じず，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）
本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)，(6)及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において確認している。また，(5)の評価項目については，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材
3.5-6

122

相互作用」において確認している。
（添付資料 3.2.8）

3.5.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操
作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下してコンクリートを侵食することが特徴である。
また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの短時間に期待する操作及び事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における不確かさとしては，リロケーション（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動），水張りされたペデスタル（ドライウェル部）へ落下した溶融炉心の粒子化，落下した溶融炉心の拡がり，溶融炉心から水への熱伝達及びコンクリート侵食が挙げられる。リロケーシ
ョン（炉心溶融開始後の溶融炉心の移動）に対しては，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器
下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水
3.5-7

123

系（常設）による溶融炉心への注水操作を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。また，本評価事
故シーケンスの評価では，溶融炉心から水への熱伝達が本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，溶融炉心から水への熱伝達に対する影響評価を実施する。

(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデ
ルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応
速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施するが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常
3.5-8

124

設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥ
Ｒの評価結果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が保守的であることを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作があるが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容
器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器の破損を起点としている
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作
3.5-9

125

時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関す
る感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作
及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさ
として，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納
3.5-10126

容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ
実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ−ＦＰ実験解析では，燃料被覆管破裂後のＦＰ放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。
本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プー
ル−クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。これより，コリウムシールド侵食量に対しても影響を
3.5-11127与える可能性があるが，本評価事故シーケンスでは，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンク
リート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食量への影響が考えられるが，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分解及
び非凝縮性ガス発生の不確かさがコンクリート侵食に与える影響に対しては，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることを確認している。また，ＭＡＡＰコードにおける溶融炉心から構造材への伝熱は材質に依存しないモデルであり，コリウムシールドにも適用可能である。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデ
ルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応
速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部プレ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
3.5-12128炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦ
ＥＲの評価結果との比較により，水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評
価結果の方が保守的であることを確認している。また，原子炉圧力容器
破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により，原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時
点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関す
る感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさ
として，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容
3.5-13129

器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心との相互作用によるコリウムシールド及びコンクリートの侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料−冷却材相互作用の不確かさとして，エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合
がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，
このことは，エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，実機では溶融炉心の落下量が多く崩壊熱による継続的な加熱も生じることから各種実験と比較してより拡がり易い傾向となる。また，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェ
ル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，
溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触
面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，常設
3.5-14130低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融
炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉
心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシールド
及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，炉心損傷後の溶融炉心と格納容器下部プール
水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。その結果，コリウムシール
ド及びコンクリートの侵食は生じていないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響については，「(4)コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評
価」において，評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第3.2-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評
価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
3.5-15131

初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t
に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器
下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に
変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／
m２ 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されるが，コンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はな
い。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）
内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析条
3.5-16132

件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プ
ール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，
ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールドの侵食を操作開始の起点とし3.5-17133

ている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t
に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２ 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるた
め，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コリウムシールド及びコンクリートの侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融
炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。その結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。また，溶融炉心・コン
クリート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余3.5-18134

裕は大きくなる。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）
内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がる
ため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されることか
ら，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プ
ール水位及びドライウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，
ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件について，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，起因事象として，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事象であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失を仮定し，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」として，本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮定した。この場合，
原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなるため，溶融炉心落下時の崩壊熱が大きくなるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。
3.5-19135

機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには3.3cm 程度の侵食が生じるが，この影響については「(4)コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」にて，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認している。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損から 6 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損
までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落
3.5-20136

下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる
可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水は，解析上の操作時間として原子炉
圧力容器破損から 7 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判
断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性がある
が，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐して3.5-21

137

いること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2，3.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉
心への注水は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作時
間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.4）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5 時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム−水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.3 時間の時間余裕がある。
（添付資料 3.2.14，3.5.4）
3.5-22138

(4)コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評
価
コリウムシールドの材質であるジルコニアは，溶融炉心中に存在する金属酸化物との共晶反応を考慮した場合に侵食される可能性がある。また，
ＭＡＡＰコードにおけるコリウムシールドの伝熱モデルには伝熱物性値の温度依存性の不確かさが考えられる。このため，コリウムシールド設置に伴うこれらの影響を考慮した感度解析を実施した。
解析条件ついて，金属酸化物との共晶反応により侵食したコリウムシー
ルドの厚さは，ＣＩＴ実験の知見を踏まえた侵食量を想定し 11cm とした。
また，コリウムシールドの熱伝導率及び比熱はペデスタル（ドライウェル部）の温度を厳しく評価するため，常温時のジルコニアの物性値とした。
第 3.5-3 図にペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリー
トの温度の推移を示す。感度解析の結果，溶融炉心と接するコリウムシー
ルドの温度は融点に至らず侵食は進行しない，また，ペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食しない
ことを確認した。したがって，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.1）

(5)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。また，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温3.5-23139

度依存性を考慮した感度解析を実施した。その結果，解析コード及び解析
条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原
子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

3.5.4

必要な要員及び資源の評価

本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

3.5.5

結

論

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応等によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリー
トが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドライウェル
3.5-24140部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデ
スタル（ドライウェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保手段及び溶融炉心への注水手段を整備している。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失
敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水を実施す
ることにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンク
リート相互作用によるコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維持できる。
解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7日間以上の供給が可能である。
以上のことから，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」
において，コリウムシールドの設置，通常運転中のペデスタル（ドライウェ
ル部）における約 1m の水位での水張り，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保及び溶融炉心への注水等の格納容器破損防止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート
3.5-25141

相互作用」に対して有効である。

3.5-26

142

10

8

（

ペ
デ
ス
タ
ル

）

ド
ラ
イ
ウ
ェ
ル
部

ペデスタル（ドライウェル部）への間欠注水による水位制御

6

4

水
位
(m)

2

原子炉圧力容器破損に伴うペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心落下による水位上昇（約 4.5 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)
事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第 3.5-1 図

ペデスタル（ドライウェル部）の水位の推移

1.00.9
ペデスタル（ドライウェル部）壁面
0.8
ペデスタル（ドライウェル部）床面
0.7
0.6
0.5

ー

溶
融
炉
心
に
よ
る
コ
ン
ク
リ
ト
の
侵
食
量

(cm)

0.4
0.3
ペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面の侵食量（0cm）

0.2
0.1
0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)
事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2TQUV3H7I008

第 3.5-2 図 ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移

3.5-25143

1000
ペデスタル壁面コンクリート温度
800

最高温度

約 728℃（壁面）2448

ペデスタル床面コンクリート温度

600
温
度
(℃)
400

200

0
0

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H91001

第 3.5-3 図 コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した場合のペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート温度の推移

3.5-26144

添付資料 3.5.1
コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量評価について

格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」（以下「ＭＣＣＩ」という。）に対する重大事故等対処設備であるコリウムシールドについて，解析コードにおける取扱いを示すとともに，解析コード及び解析条件の不確かさの影響について整理する。

1.

解析コードにおけるコリウムシールドの取扱いについて
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデルでは，溶融炉心−コンクリー
ト間の伝熱，クラストの伝熱と厚さ，上部クラスト−水プール間熱伝達が考慮されている。ここでは，コリウムシールド模擬に伴う設定の変更点及び評価モデルの適用性について示す。

(1)

コリウムシールドの模擬について
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデルの概念図を第 1 図に示す。
ＭＡＡＰコードによる侵食量評価では，本モデルのうち，コンクリートの物性値として設定されている以下のパラメータについて，ＺｒＯ ２ の物性
値を固定値で設定し，コリウムシールドを模擬している。
・侵食開始温度
・密度
・比熱
・熱伝導率
・溶融潜熱
侵食開始温度については，化学反応等による侵食開始温度低下を考慮した保守的な設定としている（別添 1）。また，落下した溶融炉心とコリウ
添付 3.5.1-1145

ムシールド間の接触面温度は侵食開始温度未満であることから，コリウムシールドの侵食は発生しない。なお，解析上はコリウムシールドの厚さを考慮し，コリウムシールド裏面にはコンクリートが配置されたモデルとして評価を実施しているが，コンクリート−コリウムシールド間の伝熱において接触熱抵抗は考慮していない。
以上のとおり，ＭＡＡＰコードにおいてコリウムシールドを適切に模擬
している。

(2)

溶融炉心−コリウムシールド間の伝熱
溶融炉心−コリウムシールド間の伝熱は，以下の溶融炉心−コンクリー
ト間の伝熱と同様のモデルを用いている。溶融プールからクラスト，クラストから構造材への伝熱は，壁面及び床の材質に依存しないモデルとなっているため，コリウムシールドにも適用可能である。

床方向の熱流束,1
壁方向の熱流束,1
ここで，， ： 床方向及び側面方向の熱流束 [W/m 2]，： 溶融プールからクラスト層への対流熱伝達係数 [W/m2-K]， ： 溶融プールが完全な液相の場合の対流熱伝達係数 [W/m2-K]：

固化割合 [−]：

固化効果項の指数 [−]：

溶融プールの温度 [K]添付 3.5.1-2

146

：

,

：
，

(3)

デブリ融点 [K]体積発熱率 [W/m3 ]：

床面及び壁面のクラスト厚さ [m]クラストの厚さ
床面及び壁面のクラスト厚さ評価モデルでは，溶融プールからの伝熱及び構造材への伝熱によりクラスト厚さの変化率を計算しており，壁面及び床の材質に依存しないモデルとなっているため，コリウムシールドにも適用可能である。

2

,

/

ここで,
： 床方向又は側面方向の熱流束 [W/m 2]： デブリ熱伝導率 [W/m･K],：

デブリ融点 [K]：クラスト−コリウムシールド接触面温度 [K]：

床面又は壁面のクラスト厚さ [m]添付 3.5.1-3

147

2.
(1)

解析コードにおける不確かさの影響
不確かさの整理
解析コードにおける，コリウムシールドを考慮したＭＣＣＩ過程毎の不確かさ要因を整理する。ＢＷＲプラント安全審査資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」において，Ｍ
ＣＣＩは以下の過程で段階的に推移することが示されているが，コリウムシールドを考慮してもこの過程に変わりはない。
・原子炉圧力容器下部ヘッド破損過程
・溶融物の落下・堆積過程
・ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程
ただし，「ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程」においては，Ｍ
ＣＣＩ現象の影響因子として溶融炉心からのコリウムシールドを介したコンクリートへの伝熱を考慮する必要がある。ここで，ＭＣＣＩ伝熱モデル
では固定値の物性を設定することから，コリウムシールドを介した伝熱の感度解析パラメータとして，コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性が想定される。第 2 図にＭＣＣＩにおける不確かさに関する流れ図を示す。
ＭＣＣＩ現象の影響因子より抽出された感度解析パラメータに対して，
感度解析の要否を整理する。ＭＣＣＩ評価の不確かさに関する評価結果を
第 1 表に示す。
エントレインメント係数について，感度解析より溶融炉心の細粒化割合
がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示して
おり，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さく，コリ
添付 3.5.1-4148

ウムシールドを考慮した感度解析は不要である。
溶融炉心の拡がりについて，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した
場合は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，
また，溶融炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はないことから，コリウムシールドを考慮した感度解析は不要である。
上面熱流束係数及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数について，溶融炉心・コンクリート相互作用への影響を確認する観点で実施したエント
レインメント係数，上面熱流束及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を踏まえ，ＭＡＡＰコードによりコリウム
シールド及びコンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプールへの熱流束を対象に感度解析を行い，影響を確認する。【感度解析①】
また，侵食の異方性について，コンクリート侵食の異方性については溶融炉心からプール水への熱流束の感度に比べて影響が小さいことが確認されており，コリウムシールドは侵食開始温度に到達していないことより同様に影響が小さいと考えられるため，上記の溶融炉心からプールへの熱流束を対象にした感度解析により，影響を確認する【感度解析①】
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性について，ＭＡＡＰコード
におけるＭＣＣＩ伝熱モデルでは，固定値の物性を設定することから，不添付 3.5.1-5149

確かさが想定される。このため，感度解析により伝熱物性値（熱伝導率，比熱）の温度依存性の影響を確認する。【感度解析②】

(2)

感度解析
ａ．溶融炉心上面熱流束の感度解析【感度解析①】(a)解析条件
解析条件を第 2 表に示す。溶融炉心から水プールへの熱流束ついては，
上面熱流束の不確かさを考慮した 800kW／m２ （一定）とする。また，対象シーケンスは，事象進展が早く，崩壊熱が大きくなり，侵食を厳しくする観点で「大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス」とする。
(b)解析結果
評価結果を第 3 表に示す。ペデスタルのプール水中に落下した溶融炉
心とコリウムシールドの接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドを設置することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリートの侵食が生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。

ｂ．伝熱物性値温度依存性の感度解析【感度解析②】
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響については，「4. コリウムシールドの侵食を考慮した感度解析」において，コリウムシールドの侵食が生じた場合の影響と併せて確認する。なお，伝熱物性値の温度依
存性の取扱いが可能な汎用有限解析コードにて評価した場合においても，
ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食されないことを確認している（別添 2）。
添付 3.5.1-6

150

3.

解析条件における不確かさの影響
ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ評価では，コリウムシールドを考慮した機器条件として，以下の条件を設定している。
・コリウムシールド耐熱材の種類
・コリウムシールド耐熱材の侵食開始温度
・ペデスタル（ドライウェル部）床面積
これらは全て最確条件と同様の設定であることから，不確かさの影響はない。ＭＡＡＰコード解析条件を第 4 表に示す。

4.

コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した感度解析
溶融炉心中の金属酸化物との共晶反応により，コリウムシールドが侵食される可能性があるが，既往の実験にて確認された侵食速度を仮定した場合，コリウムシールドの侵食量は約 33mm となる（別添 3）。コリウムシールドの厚みが減少した場合，コリウムシールド外表面のペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの伝熱量が大きくなることから，この影響を感度解析
により確認する。また，前述のとおり，ＭＡＡＰコードではＺｒＯ ２ の物性
値を固定値で設定するモデルであることから，伝熱物性値の温度依存性の不確かさの影響についても併せて確認する。

(1)

解析条件
解析条件を第 5 表に示す。コリウムシールドの厚さは，コリウムシール
ドの設計値に対して，既往実験に基づく侵食量の約 33mm を考慮し，保守性を見込んだ値として 110mm を設定する。なお，コリウムシールドの侵食によるペデスタル（ドライウェル部）床面積の拡大は保守的に考慮しない。
また，ＭＡＡＰコードにおけるコリウムシールドの伝熱物性値の温度依
存性の不確かさを考慮し，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート
添付 3.5.1-7151

の温度を厳しく評価する観点で，常温時のＺｒＯ ２ の伝熱物性値を設定する。
対象シーケンスは，事象進展が早く，崩壊熱が大きくなり，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート侵食を厳しく評価する観点で「大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス」とする。

(2)

解析結果
解析結果を第 6 表，第 3 図及び第 4 図に示す。コリウムシールド内表面温度の最高値は約 1,860℃にとどまり，コリウムシールドの侵食開始温度
である 2,100℃を下回ることから，コリウムシールドの侵食は金属酸化物との共晶反応で生じた状態から進行しない。また，コリウムシールド外表面と接するペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの温度の最高値は
約 728℃にとどまり，コンクリートの侵食開始温度である約 1,230℃を下回ることから，コンクリートは侵食されない。このため，コリウムシールド
が金属酸化物との共晶反応により侵食された場合においても，コリウムシールドを介した伝熱の不確かさが，評価項目となるパラメータに与える影
響は小さい。

5.

まとめ
ＭＡＡＰコードではコリウムシールドを適切に模擬しており，溶融炉心−
コリウムシールド間の伝熱モデルはコリウムシールドに適用可能である。
コリウムシールドを考慮した解析コードの不確かさを踏まえた感度解析により，原子炉圧力容器の支持機能を維持でき，不確かさの影響は小さいことを確認した。また，コリウムシールドを考慮した解析条件は最確条件と同様
添付 3.5.1-8152

であり，不確かさはない。
さらに，コリウムシールドが金属酸化物との共晶反応により侵食される可能性を考慮した感度解析により，コリウムシールド外表面と接するコンクリ
ートは侵食されないことを確認した。

添付 3.5.1-9

153

第1表

コリウムシールドを考慮した場合のＭＣＣＩ評価の不確かさに関する整理結果

添付 3.5.1-10

ＭＣＣＩ現象への影響因子

不確かさ要因有効性評価の取扱い

解析コード安全審査資料 ※における感度解析の要否

下部ヘッド破損モード

破損部位
破損口侵食拡大

下部ヘッド貫通部の中で最も大口径の制御棒駆動機構ハウジングの瞬時破損を想定し，破損口径の拡大を考慮下部ヘッド貫通部の中で最も大口径の貫通部の破損を想定し，破損口径の拡大も考慮しているため，感度解析不要

同左

溶融炉心落下量

原子炉圧力容器内
溶融進展

全炉心相当を想定

全炉心相当の最も厳しい落下量を想定しているため，感度解析不
要

同左

プール水深

ペデスタルの注水開始条件及び注水流量について，手順書規定に準じた操作を想定

解析モデルパラメータではない
ため，感度解析不要

同左

エントレインメント
係数

実験解析を元に，粒子化割合を少ない側に評価する値を使用

溶融炉心ジェット径

破損口径に対応した径を考慮

溶融炉心の拡がり

水による拡がり抑制

拡がりの知見から，全面に拡がることを想定し，均一堆積モデルを使用

溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定し，水張深さ等の個別プ
ラントの状況を踏まえた感度解析等の取扱いを行うことが必要

デブリから水への熱伝達

デブリ上面の性状

粒子状ベッドの熱流束として，現実的な範囲内で保守側の想定をして，大気圧状態で 800kW/m 2 として圧力依存性を考慮

粒径やポロシティの不確かさを考慮して，下限の熱流束に対して
感度解析を実施

コリウムシールドを介した熱伝達伝熱物性値の
温度依存性

コリウムシールド侵食開始温度における物性値を考慮―

コンクリート種類
玄武岩系コンクリートの侵食の異方性

壁方向と床方向の熱分配

溶融プールが完全な液相の場合の対流熱伝達係数として，床方向クラス
トへは，壁方向クラストへはを使用

床方向と壁方向の侵食の異方性の影響を見るため，CCI-3 実験で確認された熱分配比率を想定した感度解析を実施

溶融炉心の粒子化

エントレインメント係数に不確かさがあるため，ＭＡＡＰコードの不確かさ範囲内(ＦＡＲＯ実験
解析に基づく)で感度解析を実施最も大きい径を想定して，粒子化割合を小さくし，水に落下した際のデブリクエンチ量を小さくして厳しい側の扱いをしているため，感度解析不要

※：ＢＷＲプラント安全審査資料「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて」

東海第二発電所におけるコリウムシールドを考慮した取扱い

左記の感度解析により，溶融炉心の細粒化割合がコンクリート浸食に与える感度が小さいことを確認しており，溶融炉心の細粒化割合が溶融炉心温度に対する感度は小さいと考えられることから感度解析不要

同左

溶融炉心の拡がりが抑制される場合は，溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される傾向となる。拡がりが抑制されない場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールド接触面温度はコリ
ウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，注水により溶融炉心は継続的に冷却されることから，侵食への影響はなく，感度解析不要【感度解析①】（コンクリートの種類と同じ）
溶融炉心・コンクリート相互作用への影響の観点で，エントレインメント
係数，上面熱流束及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を踏まえ，コリウムシールド及びコンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施【感度解析②】
コリウムシールドの伝熱物性値には温度依存性があることを踏まえ，コリ
ウムシールド及びコンクリート侵食量への影響を確認する観点で，伝熱物性値についての感度解析を実施【感度解析①】（デブリから水への熱伝達と同じ）コンクリート侵食の異方性については溶融炉心からプール水への熱流束の感度に比べて影響が小さいことが確認されており，コリウムシールドにおいても侵食開始温度に到達していないことなどから同様に影響が小さ
いと考えられるため，溶融炉心からプールへの熱流束についての感度解析
を実施

154

第2表
項

解析条件（溶融炉心上面熱流束）【感度解析①】目

ベースケース

感度ケース

対象シーケンス

過渡事象時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉
心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

溶融炉心から水プールへの限界熱流束

800kW／m２（圧力依存性あり）

800kW／m２（一定 ※１ ）ペデスタル初期水位

1m

ペデスタル注水

ＲＰＶ破損 7 分後から 80m３ ／h

コリウムシールド厚さ
コリウムシールド侵食
2,100℃ ※２
開始温度
ＲＰＶ破損時のＭＡＡＰ解析結果に基づく
溶融炉心温度※１ 侵食の不均一性等の影響を考慮して設定※２ ＺｒＯ ２ 耐熱材の 100mol％Ｚｒによる侵食試験結果に基づき設定（別添 1）

第3表

解析結果（溶融炉心上面熱流束）【感度解析①】
項目

ベースケース

感度ケース

コリウムシールド侵食量（壁面及び床面）

侵食なし

侵食なし

ペデスタル（ドライウェル部）
コンクリート侵食量（壁面及び床面）

侵食なし

侵食なし

添付 3.5.1-11

155

第4表
項

ＭＡＡＰコード解析条件
解析条件

最確条件

コリウムシールド耐熱材の種類

ジルコニア耐火材

ジルコニア耐火材

コリウムシールド耐熱材の侵食開始温度

2,100℃

2,100℃

ペデスタル（ドライウェル部）
床面積

コリウムシールドを考慮

コリウムシールド
を考慮

機器条件

目

第5表

解析条件（伝熱物性値及びコリウムシールド侵食）【感度解析②】
項

目

対象シーケンス

ベースケース

感度ケース

過渡事象時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉
心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス
11cm ※１

コリウムシールド厚さ
コリウムシールド
熱伝導率
コリウムシールド
比 熱
コリウムシールド
侵食開始温度ペデスタル（ドライウェ
ル部）床面積

※２

※３

※２

※３

2,100℃ ※４

ペデスタル初期水位
※１
※２
※３
※４

1m

金属酸化物との共晶反応による侵食を仮定した厚さとして設定（別添 3）
ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食開始温度における伝熱物性として設定
ＺｒＯ ２ 耐熱材の常温における伝熱物性として設定
ＺｒＯ ２ 耐熱材の 100mol％Ｚｒによる侵食試験結果に基づき設定（別添 1）

添付 3.5.1-12

156

第6表

解析結果（伝熱物性値及びコリウムシールド侵食）【感度解析②】
項目

ベースケース

感度ケース

コリウムシールド侵食量（壁面及び床面）

侵食なし

侵食なし

ペデスタル（ドライウェル部）
コンクリート侵食量（壁面及び床面）

侵食なし

侵食なし

※

※
※

※コリウムシ ールドに相 当する厚さ 部分に対してＺ ｒＯ２の物性値を 設定し ，コリウムシールドを模擬

第1図

ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデル

添付 3.5.1-13

157

ＭＣＣＩに至る過程

ＭＣＣＩ現象の影響因子
下部ヘッド破損モード

感度解析パラメータ（下部ヘッド貫通部の最大口径の破損を想定しており感度解析不要）

下部ヘッド破損過程
溶融炉心落下量（全炉心相当を想定しており，
感度解析不要）

溶融炉心の粒子化
添付 3.5.1-14

溶 融 物 の 落 下 ・ 堆積過程

溶融炉心ジェット径

エントレインメント係数

プール水深

デブリ上面性状
ＭＣＣＩ進行と注水によるデブリ冷却過程

水への熱伝達溶融炉心の拡がり

溶融炉心の拡がり

コリウムシールド
伝熱物性値の温度依存性

コリウムシールドを介した熱伝達
コンクリートへの熱伝達
コンクリート種類

第2図

上面熱流束係数（F chf）

溶融プール−クラスト間の熱伝達係数（床/壁への熱分配の不確かさ）

コリウムシールドを考慮した場合のＭＣＣＩにおける不確かさに関する流れ図

追加感度解析
パラメータ

158

3000
ペデスタル壁面温度
2500

ペデスタル床面温度
最高値 約 1,860℃

2000
温
度

1500

(℃)
1000

500

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H91001

第3図

コリウムシールド内表面温度

1000
ペデスタル壁面コンクリート温度
最高値 約 728℃（ 壁面 ）ペデスタル床面コンクリート温度

800

600
温
度
(℃)
400

200

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H91001

第4図

ペデスタル（ドライウェル部）コンクリート表面温度

添付 3.5.1-15

159

別添 1
ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食開始温度の設定について

ＺｒＯ２耐熱材の侵食量評価においては，耐熱材の侵食開始温度として2,100℃を設定している。その設定の考え方を以下に示す。
ＺｒＯ ２ 単体での融点は約 2,700℃であるが，溶融炉心に含まれるＺｒ等の金属との化学反応により，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食開始温度は 2,700℃より低下する。
これに対して，化学反応による耐熱材の侵食影響を確認するため，ＺｒＯ ２
試験片の各種溶融金属への浸透試験が実施されており，溶融金属中のＺｒの割合が大きいほど耐熱材の侵食量が大きくなる傾向が確認されている。
第 1 図 ※ に，極めて耐熱材の侵食が大きくなる 100mol％Ｚｒの条件で実施された侵食試験後のＺｒＯ ２ 耐熱材試験片の断面写真を示す。試験結果より，
2,150℃以上の条件では数分で耐熱材試験片が大きく侵食されているのに対し，2,100℃では 30 分保持した場合でもほとんど侵食されていない。
なお，本試験は 100mol％Ｚｒという極めて厳しい条件で実施されているが，実機における溶融炉心では，ＵＯ ２ ，ＳＵＳ及び金属−水反応で生成されたＺ
ｒＯ ２ 等が含まれるため，100mol％Ｚｒという条件は考え難く，ＺｒＯ ２ 耐熱材は試験条件より侵食されにくくなると考えられる。
以上より，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食量評価においては，極めて厳しい試験条件
でも侵食量がわずかであった 2,100℃を侵食開始温度として設定した。

添付 3.5.1-16

160

第1図

試験後の断面写真※本図は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.1-17

161

別添 2

汎用有限解析コードによるコリウムシールド伝熱物性値温度依存性の影響評価
について

ＭＡＡＰコードにおけるＭＣＣＩ伝熱モデルでは，固定値の物性を設定する
ことから，不確かさが想定される。このため，伝熱物性値の温度依存性の取扱いが可能な汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳを用いた熱伝導解析により影響を
確認する。

1.

伝熱物性値温度依存性の感度解析(1)解析条件
解析条件を第 1 表に示す。コリウムシールドの伝熱物性は既往の共同研究において確認された値を設定する。また，ＭＡＡＰ解析に基づくコリウムシールド−溶融炉心接触面温度，ペデスタル雰囲気温度等を境界条件とする。なお，これらの境界条件は，ＲＰＶが破損し溶融炉心がペデスタルへ落下する事故シーケンスの解析結果を包絡する保守的な温度条件を適用する。

(2)解析結果
解析結果を第 2 表及び第 1 図に示す。解析結果が最も厳しいペデスタ
ル（ドライウェル部）壁面の温度は約 900℃であり，コンクリートの侵
食開始温度である約 1,230℃を下回ることから，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートは侵食されない。
なお，ＡＢＡＱＵＳを用いた熱伝導解析結果は，本添付資料の本文「4.
添付 3.5.1-18

162

コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した感度解析」において示したＭＡＡＰコードによる解析結果（壁面温度 約 728℃）を上回っているが，これは 大破断ＬＯＣＡシナリオとして溶融炉心から水プールへの限界熱流束 800kW／m ２ （一定）を考慮したＭＡＡＰ解析を包絡する温度境
界条件を与えたためである。

第1表
項

目

解析条件（伝熱物性値温度依存性）
設

定

備

考

解析コード

汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳ

温度境界条件

過渡事象及び大破断ＬＯＣＡシナリオ ※のＭＡＡＰ解析結果を包絡する条件

添付資料 3.5.2 別紙 1
第 3 図から第 6 図

コリウムシールド
伝熱物性値

既往の共同研究において確認された値

添付資料 3.5.2
表4表

別紙 1

※：大破断ＬＯＣＡシナリオとして溶融炉心から水プールへの限界熱流束 800kW／m２（圧力依存性あり）及び 800kW／m２ （一定）の 2 ケースを考慮

第2表
項

目

ペデスタル
壁面温度

解析結果（伝熱物性値温度依存性）
解析結果
約 900℃

添付 3.5.1-19

備考

コンクリート侵食開始温度
約 1,230℃

163

温度（℃）

ペデスタル内壁面

ペデスタル外壁面

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第1図

ペデスタル壁面の温度変化

添付 3.5.1-20

164

別添 3
既往実験の知見を考慮したコリウムシールドの侵食量評価について

ＭＡＡＰコードによる侵食量評価では，溶融炉心中のＺｒによるＺｒＯ ２
耐熱材の還元反応を考慮し，耐熱材侵食試験結果に基づき侵食開始温度を保守的に 2,100℃と設定した上で，溶融炉心によるコリウムシールドの侵食が生じないことを確認している。しかし，溶融炉心中には少量ながらその他の金属酸化物も含まれており，これらの影響によってＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食される可能性も考えられるため，関連する既往実験の知見を考慮した場合のコリウムシールドの侵食量について検討する。

1.

ＣＩＴ実験について
模擬溶融炉心によるＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食挙動に係る実験として，欧州委
員会のプロジェクトとして実施されたＣＩＴ実験 [1][2]がある。
ＣＩＴ実験では，第 1 図に示すような試験装置によって，模擬溶融炉心とＺｒＯ ２ 耐熱材を最長 10 時間程度接触させ，模擬溶融炉心の表面温度（ＺｒＯ ２ 耐熱材との界面温度）と侵食深さの推移が測定された。そのうち，CIT-9
及び CIT-11 では実機の条件に近い組成のＺｒＯ ２ 耐熱材が用いられている。
CIT-9 における入力エネルギ及び模擬溶融炉心表面温度とＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食深さの推移を第 2 図及び第 3 図に示す。耐熱材の最終的な侵食深さは22.5mm，最大の侵食速度は 0.18mm／min と報告されている。実験において，模擬溶融炉心は誘導加熱により 2,080℃から 2,474℃まで段階的に昇温されたが，出力を一定に維持し模擬溶融炉心の昇温を停止すると，耐熱材の侵食は一定の深さまで進んだ後に停止する挙動が確認されている。
また，CIT-11 における模擬溶融炉心表面温度とＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食深さ
添付 3.5.1-21

165

の推移を第 4 図に示す。最終的な侵食深さは 39.5mm，最大の侵食速度は 0.28mm／min と報告されており，CIT-9 と同様に出力を一定に維持すると侵食が停止する挙動が確認されている。

第1図

第2図

ＣＩＴ実験装置

CIT-9 における入力エネルギ
添付 3.5.1-22

166

(2474℃)(2395℃)(2238℃)(2080℃)( )内：各 stage における
模擬溶融炉心表面温度

2.

第3図

CIT-9 における模擬溶融炉心表面温度と耐熱材侵食深さの推移

第4図

CIT-11 における模擬溶融炉心表面温度と耐熱材侵食深さの推移

実験条件と実機条件の比較
CIT-9 及び CIT-11 実験にて用いられたＺｒＯ ２ 耐熱材の組成を第 1 表に示す。主成分であるＺｒＯ ２ の純度は 94.7wt％であり，東海第二発電所においてコリウムシールドとして用いるＺｒＯ ２ 耐熱材と同等であることから，耐熱材の特性は実験条件と実機条件で大きな差はないと考えられる。
次に，CIT-9 及び CIT-11 実験における模擬溶融炉心の組成を第 2 表に示す。
実験で用いられた模擬溶融炉心は，酸化鉄（ＦｅＯやＦｅ ３ Ｏ ４ ）の割合が大
添付 3.5.1-23

167

きく，ＣＩＴ実験においては，これらの酸化鉄とＺｒＯ ２ の共晶反応により，
ＺｒＯ ２ 耐熱材が溶融，侵食されたものと考えられる。
一方，実機での溶融炉心中に含まれる酸化鉄の割合は 3％程度 ※１ と想定され，溶融炉心に混入し得るペデスタル内構造物 4m３ を全量酸化鉄 ※２ として加えた場合でも酸化鉄割合は約 13％となることから，ＣＩＴ実験の条件は，ともに実機条件に比べて共晶反応による耐熱材侵食が生じやすい条件と考えられる。
※１：原子炉圧力容器破損時点での溶融炉心中の酸化鉄割合（ＭＡＡＰ解析結果より）※２：ペデスタル内構造物は主にＳＵＳ材であり鉄以外の物質も含まれる。また，含有する鉄が全て酸化することは考え難いが，ここでは保守的に全量を酸化鉄として計算

第1表

第2表

CIT-9 及び CIT-11 実験におけるＺｒＯ ２ 耐熱材組成
成分

割合 wt％

ＳｉＯ ２

1.4

ＣａＯ

0.2

ＭｇＯ

2.5

Ｆｅ ２ Ｏ ３

0.2

Ａｌ ２ Ｏ ３

0.8

ＴｉＯ ２

0.2

ＺｒＯ ２

94.7

CIT-9 及び CIT-11 実験における模擬溶融炉心組成

組成 wt％

CIT-9

CIT-1149.1 ＵＯ ２
20.4 ＺｒＯ ２
30.5 ＦｅＯ

19.0 ＺｒＯ ２
81.0 Ｆｅ ３ Ｏ ４（共晶組成）

添付 3.5.1-24

168

3.

実機におけるＺｒＯ ２ 耐熱材と金属酸化物との共晶反応による侵食
CIT-9 及び CIT-11 実験は，ともに実機の酸化鉄の割合を大きく上回っているが，ここでは実機の酸化鉄の割合により近い CIT-9 実験に基づきＺｒＯ ２耐熱材の共晶反応による侵食量について考察する。
実機のＭＡＡＰ解析結果によれば，溶融炉心とコリウムシールドの接触面の最高温度は約 2,000℃となっている。CIT-9 実験では，これを上回る 2,080℃
において約 4mm の侵食が見られているが，その侵食量は時間とともに増加する傾向にはない結果となっている。ただし，この挙動は実験容器が外部から冷却されていたことに起因することが示唆されており，外部冷却がない場合には侵食が継続的に生じる可能性がある。
仮に実機において共晶反応による侵食が継続的に生じる可能性を考慮し，ＲＰＶ破損時点から溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度が 1,800℃ ※３を下回るまでの約 3 時間，CIT-9 実験で確認された最大侵食速度である 0.18mm／min で侵食が進んだと仮定した場合でも，侵食量は約 33mm となる。
※３：酸化鉄との共晶反応による侵食がより生じやすい条件と考えられ
る CIT-11 実験にて，ＺｒＯ ２ 耐熱材の侵食が開始している温度（第 4 図）したがって，万一溶融炉心中の酸化鉄が局所的に存在し耐熱材が侵食されたとしても，侵食量はコリウムシールド厚さ

添付 3.5.1-25

を十分下回る。

169

参考文献[1] D.Lopukh et al.， New Experimental Results On The Interaction Of Molten
Corium With Core Catcher Material[2] J.M.Seiler，K.Froment，，ICONE-8179，(2000)．

Material Effects On Multiphase Phenomena In

Late Phases Of Severe Accidents Of Nuclear Reactors，Multiphase

Science and technology，Vol.12，No.2，pp.117-257，(2000)．

添付 3.5.1-26

170

添付資料 3.5.2
溶融炉心による熱影響評価について

1.

評価目的
東海第二発電所におけるペデスタル構造の特徴を踏まえた対策として，溶融炉心・コンクリート相互作用（以下「ＭＣＣＩ」という。）によるペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）への影響抑制のためのコリウムシールドを設置するとともに，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。）から落下した溶融炉心（以下「デブリ」という。）の冠水及び水蒸気爆発による影響抑制の観点からＲＰＶ破損時のペデスタル内水位を 1mに維持する対策，さらに，床スラブ内の排水流路をスリット形状としてデブリを凝固させる対策を講じることとしている。
これら東海第二発電所の特徴を踏まえた対策を考慮した上で，ＲＰＶ破損
時にペデスタルへ落下したデブリからの熱影響によってペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを評価する。

2.

評価方針
ＲＰＶ破損後にデブリからの伝熱によって高温となる鉄筋コンクリートの物性変化を考慮した上で，ＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能の維持に必要な構造強度が保持されることを評価する。

3.
(1)

評価方法
荷重条件
構造強度の評価にあたり，ＲＰＶ支持機能の評価ではＲＰＶ，遮へい壁等の自重（以下「ＲＰＶ等の自重」という。）を考慮する。また，デブリ保持機能の評価では，デブリ，コリウムシールド，床スラブ躯体等の自重
添付 3.5.2-1

171

（以下「デブリ等の自重」という。）を考慮する。

(2)

評価部位及び項目
ａ．側壁（ＲＰＶ支持機能）
ＲＰＶ等の自重により，側壁コンクリートには圧縮軸力が作用し，側壁基部コンクリートには面外方向のせん断力が作用する。
このため，高温によるコンクリート圧縮強度の低下を考慮した等価壁厚を評価し，ＲＰＶ等の自重による圧縮軸力及び面外せん断に対して必
要な壁厚と比較する。
ｂ．床スラブ（デブリ保持機能）
デブリ等の自重により，床スラブのコンクリートには面外せん断力が作用し，鉄筋には曲げ応力が作用する。
このため，高温によるコンクリートの圧縮強度の低下を考慮した等価
板厚を評価し，デブリ等の自重によるせん断力に対して必要な板厚と比較する。また，高温による鉄筋の強度低下を考慮した等価鉄筋量を評価
し，デブリ等の自重による曲げ応力に対して必要な鉄筋量と比較する。

(3)

温度条件
別添 1 にペデスタルの温度評価を示す。デブリからの伝熱によるペデス
タルの側壁及び床スラブの温度は，ＭＡＡＰコードによる解析結果に基づき，汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳによる熱伝導解析にて評価する。

(4)

判断基準
炉心損傷防止に失敗し，重大事故の発生を想定する防護レベルにおいて，格納容器の健全性維持に必要な安全機能が維持されることを確認する観点
添付 3.5.2-2172

より，判断基準は終局限界状態に至らないこととする。具体的には，側壁
コンクリートの必要壁厚，床スラブコンクリートの必要板厚，床スラブの
必要鉄筋量の算定において，終局強度又は短期許容応力度を適用する。別添 2 にＲＰＶ支持に必要な側壁コンクリート厚さ評価を，別添 3 にデブリ保持に必要な床スラブコンクリート厚さ評価を，別添 4 にデブリ保持に必
要な床スラブ鉄筋量評価を示す。

4.

評価結果
以下にＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能に対する評価結果を示す。評価
結果はいずれも判断基準を満足し，デブリからの熱影響によってもペデスタルに要求される機能は損なわれることはない。

(1)

側壁（ＲＰＶ支持機能）
ａ．コンクリートに対する圧縮軸力
別添 5 に熱影響を考慮した側壁コンクリートの構造評価を示す。側壁
コンクリートの等価壁厚は約 1,229mm であり,ＲＰＶ等の自重によってコンクリートに作用する圧縮軸力に対して必要な壁厚 133mm（別添 2）を上回る。
ｂ．基部コンクリートに対する面外せん断力
別添 5 に示したとおり，側壁コンクリートの等価壁厚は約 1,276mm であり，ＲＰＶ等の自重によって基部コンクリートに作用する面外せん断力に対して必要な壁厚 192mm（別添 2）を上回る。

(2)

床スラブ（デブリ保持機能）
ａ．コンクリートに対する面外せん断力
別添 6 に熱影響を考慮した床スラブのコンクリート及び鉄筋の評価を
添付 3.5.2-3173示す。床スラブコンクリートの等価板厚は約 629mm であり，デブリ等の自重によってコンクリートに作用する面外せん断力に対して必要な板厚（別添 3）を上回る。
ｂ．鉄筋に対する曲げ応力
別添 6 に示したとおり，床スラブの鉄筋コンクリート部の幅 1m あた
りの等価鉄筋量はであり,デブリ等の自重によって鉄筋に作用する曲げ応力に対して必要な鉄筋量5.

（別添 4）を上回る。

まとめ
東海第二発電所におけるペデスタル構造の特徴を踏まえた対策による影響を考慮し，デブリからの熱影響に対するペデスタルの構造健全性を評価した。
その結果，高温による鉄筋コンクリートの物性変化を考慮しても，ペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを確認した。

添付 3.5.2-4

174

別添 1
デブリからの伝熱によるペデスタルの温度評価

1.

概要
ＭＡＡＰコードによる解析結果に基づき，汎用有限解析コードＡＢＡＱＵ
Ｓを用いた熱伝導解析により，デブリからの伝熱によるペデスタルの側壁及び床スラブの温度を評価する。

2.
(1)

汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳによるペデスタル熱伝導解析
評価モデル
第 1 図に熱伝導解析モデルを示す。デブリからの熱影響による側壁及び床スラブの温度は，２次元体系有限要素法解析により評価する。本評価では，解析体系を縦横のメッシュで区切り，以下に示す２次元体系での非定常熱伝導の支配方程式に基づき，各部の温度変化を計算している。
c

T
t

x

kx

T
x

ここで， T：温度，

y

ky

T
y

Q

：密度， c ：比熱， k x , k y ：x 方向及び y 方向の熱伝導率， Q ：物体の内部発熱量である。

(2)

評価条件
第 1 表にＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析の解析条件を示す。解析
条件は，ＲＰＶが破損しデブリがペデスタルへ落下する事故シーケンスに対するＭＡＡＰコードの解析結果を参照 ※ し，これを包絡する条件を設定している。

添付 3.5.2-5

175※：参照するＭＡＡＰ解析結果は，有効性評価上のベースケースを含む以下を考慮
・起因事象：過渡事象，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （圧力依存性あり）（ベースケース）・起因事象：ＬＯＣＡ，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （圧力依存性あり）
・起因事象：ＬＯＣＡ，デブリから水プールへの限界熱流束：800kW／m２ （一定）(3)

評価結果
第 7 図にペデスタル温度の評価点の位置を示す。また，第 8 図に横スリット部の温度変化を示す。横スリット部の最高温度は約 798℃であり，ス
リット内で凝固したデブリは再溶融する温度に至らない。
また，第 9 図に側壁の温度変化を，第 10 図に床スラブ鉄筋コンクリート
部の温度変化をそれぞれ示す。ペデスタル側壁の最高温度は内表面で約900℃，床スラブ鉄筋コンクリート部の最高温度は上端部で約 475℃となっている。

添付 3.5.2-6

176

第1表

ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析条件

項目

条件

備考

デブリ密度（kg／m３ ）デブリ熱伝導率（W／mK）

ＭＡＡＰ計算結果（ＲＰＶ破損時のデブリ比熱（J／kgK）

値）を包絡する値

デブリ溶融潜熱（J／kg）
ＭＡＡＰ計算結果
デブリ内部発熱密度（W／m３ ）（第 2 図）（保守的にスクラム後 3 時間からの崩壊熱を使用。希ガス・揮発性ＦＰによる減衰（30％）を考慮）

ＳＵＳ密度（kg／m３ ）ＳＵＳ熱伝導率（W／mK）（第 2 表）伝熱工学資料改訂第５版より

ＳＵＳ比熱（J／kgK）
コンクリート密度（kg／m３ ）2,345

鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（2010）よりコンクリート熱伝導率（W／mK）（第 3 表）Ｅｕｒｏｃｏｄｅより（第 4 表）試験結果 ※ に基づき設定

コンクリート比熱（J／kgK）
ジルコニア耐火材密度（kg／m３ ）ジルコニア耐火材熱伝導率（W／mK）
ジルコニア耐火材比熱（J／kgK）
ＭＡＡＰ計 算結果におけるＲＰＶ
スリット内デブリ初期温度（℃）

破損時のデブリ平均温度に対し，保守的に液相線温度を設定
ＭＡＡＰ解 析結果におけるＲＰＶ
構造材初期温度（℃）

117

破損時点で のペデスタル構造部の最高温度

ペデスタル雰囲気温度（℃）（第 3 図）ドライウェル雰囲気温度（℃）（第 4 図）サプレッション・チェンバ雰囲気温度（℃）

ＭＡＡＰ計 算結果を包絡する温度（第 5 図）変化を設定

デブリ−ジルコニア耐火材接触面（第 6 図）温度（℃）※本試験は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.2-7

177

第2表

ＳＵＳ材物性値

温度（K）

密度（kg／m３ ）

熱伝導率（W／mK）

比熱（J／kgK）

300

7,920

16.0

499

400

7,890

16.5

511

600

7,810

19.0

556

800

7,730

22.5

620

1,000

7,640

25.7

644

第3表

コンクリート物性値

温度

熱伝導率

比熱

温度

熱伝導率

比熱

（℃）

（W／mK）（J／kgK）（℃）（W／mK）（J／kgK）

20

1.951

901.1

650

0.859

1,111.7

50

1.880

917.3

675

0.833

1,114.4

75

1.822

930.2

700

0.809

1,116.8

100

1.766

942.8

725

0.785

1,118.7

125

1.710

954.9

750

0.764

1,120.3

150

1.656

966.7

775

0.743

1,121.3

175

1.604

977.9

800

0.724

1,122.0

200

1.553

988.8

825

0.706

1,122.2

225

1.503

999.2

850

0.690

1,122.1

250

1.454

1,009.3

875

0.675

1,121.4

275

1.407

1,018.8

900

0.661

1,120.4

300

1.361

1,028.0

925

0.648

1,118.9

325

1.316

1,036.7

950

0.637

1,117.1

350

1.273

1,045.1

975

0.627

1,114.7

375

1.231

1,052.9

1,000

0.619

1,112.0

400

1.191

1,060.4

1,025

0.612

1,108.8

425

1.152

1,067.4

1,050

0.606

1,105.3

450

1.114

1,074.1

1,075

0.602

1,101.2

475

1.077

1,080.2

1,100

0.599

1,096.8

500

1.042

1,086.0

1,125

0.597

1,091.9

525

1.008

1,091.3

1,150

0.596

1,086.7

550

0.976

1,096.3

1,175

0.597

1,080.9

575

0.944

1,100.7

1,200

0.600

1,074.8

600

0.915

1,104.8

1,225

0.600

1,068.2

625

0.886

1,108.4

1,250

0.600

1,061.3

添付 3.5.2-8

178

第4表
温度（℃）

ジルコニア耐火材の物性値

密度（kg／m３ ）

熱伝導率（W／mK）

比熱（J／kgK）※本数値は，中部電力(株)，東北電力(株)，東京電力ホールディングス(株)，北陸電力(株)，中国電力(株)，日本原子力発電(株)，電源開発(株)，(一財)エネルギー総合工学研究所，(株)東芝，日立 GE ニュークリア・エナジー(株)が実施した共同研究の成果の一部である。

添付 3.5.2-9

179

冷却水

デブリ
縦スリット

ジルコニア耐火材

横スリット(a) 全体概要図

ペデスタル床面

ＳＵＳ材(b) スリット部拡大図

第1図

第2図

熱伝導解析モデル

デブリ内部発熱密度条件
添付 3.5.2-10

180雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第3図

ペデスタル雰囲気温度条件

雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第4図

ドライウェル雰囲気温度条件

添付 3.5.2-11

181

雰囲気温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２ （ 圧力 依 存性 あり ）ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り）
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定）
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第5図

サプレッション・チェンバ雰囲気温度条件

接触面温度（℃）

過渡 事象 800kW／ m ２（ 圧力 依 存性 あり ）床面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り） 床 面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定） 床 面
過渡 事象 800kW／ m ２（ 圧力 依 存性 あり ）壁面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 圧 力依 存 性あ り） 壁 面
ＬＯ ＣＡ 800kW／m ２ （ 一 定） 壁 面
包絡 温度 （ ＡＢ Ａ ＱＵ Ｓ入 力 ）ＲＰＶ破損後の時間（h）

第6図

デブリ−ジルコニア耐火材接触面温度条件

添付 3.5.2-12

182

ペデスタル側壁

縦スリット直下位置
ペデスタル中心位置
床スラブ
鉄筋コンクリート部

ペデスタル温度評価位置

温度（℃）

第7図

ペデスタル中心位置
縦スリット直下位置

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第8図

横スリット部の温度変化

添付 3.5.2-13183温度（℃）

ペデスタル内壁面

ペデスタル外壁面

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第9図

ペデスタル側壁の温度変化

温度（℃）

床スラブ鉄筋コンク
リート部 上端

床スラブ鉄筋コンク
リート部 下端

ＲＰＶ破損後の時間（h）

第 10 図

床スラブ鉄筋コンクリート部の温度変化
添付 3.5.2-14

184

別添 2
ＲＰＶ支持に必要な側壁コンクリート厚さ評価

1.

概要
格納容器内のペデスタル等配置図を第 1 図に示す。ペデスタルは，原子炉
圧力容器，遮へい壁等を支持する構造物である。ＭＣＣＩによるペデスタル
側壁部の侵食を踏まえて，これら構造物を支持するために必要となるペデス
タル側壁部の壁厚（以下「必要壁厚」という。）を算定する。

原子炉圧力容器
遮へい壁

ペデスタル

第1図

格納容器内ペデスタル等配置図

2.

ペデスタル側壁部に生じる荷重算定

2.1

荷重の算定方針
必要壁厚の算定のために必要となるペデスタル側壁部の荷重は，今回工認におけるペデスタルの構造健全性評価に用いる解析モデルを適用し，ペデス
タルにて支持される構造物の重量を考慮した解析により算定する。

添付 3.5.2-15

185

2.2

解析方法
解析モデル図を第 2 図に，解析条件等の概要について第 1 表に示す。解析

モデルは，ペデスタル構造をシェル要素にて３次元的にモデル化したものを用いる。
ペデスタルは，原子炉圧力容器及び遮へい壁等を支持する構造物であるため，解析における各構造物の重量の模擬については，ペデスタル上面に等分
布荷重として負荷させる。また，ＭＣＣＩに至る過程を踏まえれば，原子炉
圧力容器内の燃料集合体等はデブリ化し，ペデスタル床面上に落下していることになるが，ペデスタル側壁コンクリートの必要壁厚を保守的に算定するために，原子炉圧力容器内に燃料集合体が残存することを前提に評価した。

第2図

ペデスタル３次元ＦＥＭモデル図

添付 3.5.2-16

186

第1表
項

解析条件等の概要

目

内

容

解析モデル

・３次元ＦＥＭモデル
・シェル要素解析コード・ＮＡＳＴＲＡＮ

重量模擬

・原子炉圧力容器 955×10３ kg（圧力容器内構造物を含む）
・遮へい壁 656×10３ kg

コンクリートの
材料物性等・設計基準強度 22N／mm２
・ヤング係数 2.2×10４ N／mm２・せん断弾性係数 0.918×10４ N／mm２
・単位体積重量 23kN／m３

3

必要壁厚の算定3.1

解析結果
必要壁厚の算定に用いる荷重は，構造物の重量によるペデスタル鉛直方向に発生する荷重（圧縮軸力）に加えて，側壁コンクリートの壁厚変化に伴う構造不連続形状部に発生する面外せん断力についても考慮する。
構造物の重量を付加させた解析結果として，ＭＣＣＩによる侵食が想定されるペデスタル側壁部における圧縮軸力及び面外せん断力を第 2 表に示す。

第2表
部

位

ＭＣＣＩによる
侵食想定部位

ペデスタル側壁部に生じる荷重
圧縮軸力

面外せん断力（kN／m）（kN／m）

1,940

178

添付 3.5.2-17

187

3.2

コンクリートの応力度
必要壁厚の算定にあたっては，鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（（社）

日本建築学会，1999）（以下「ＲＣ規準」という。）に規定されているコンク
リートの短期許容応力度を用いた。なお，水蒸気爆発に対する構造健全性評
価においては終局状態に至らないことを判断基準としているが，短期許容応
力度を用いることは保守的な取扱いとなる。第 3 表に必要壁厚算定に用いた
許容応力度を示す。

第3表※

必要壁厚算定に用いた許容応力度（短期）圧縮（N／mm２ ）せん断（N／mm ２ ）

14.6

1.06

ＲＣ規準許容応力度（短期）・圧縮：2／3Ｆｃ
・せん断：1／30Ｆｃかつ(0.49+1/100×Ｆｃ)以下の 1.5 倍3.3

必要壁厚の算定結果
側壁コンクリートに生じる荷重，短期許容応力度から必要壁厚を圧縮軸力

及び面外せん断力に対して算定した。
(1)

圧縮軸力による評価
側壁コンクリートに生じる圧縮軸力と短期許容応力度が等しくなるときの壁厚を必要壁厚として算定する。必要壁厚は下式のとおり算定され，圧縮軸力による評価においては，必要壁厚は 133 ㎜となる。
1.940×10３ (N／mm)÷14.6(N／mm ２ )添付 3.5.2-18＝133 ㎜188

(2)面外せん断力による評価
面外せん断力を用いた必要壁厚の算定については，ＲＣ規準の断面算定に用いる評価式を適用する。

Ｑ＝ｂ・ｊ・ｆｓ
ここで，
Ｑ：発生荷重（N）
ｂ：部材の有効幅（mm）
ｊ：柱の中心間距離（mm）
ｊ＝ｄ×7／8
ｄ：有効せい（必要壁厚）（mm）
ｆｓ：短期許容応力度（N／mm２ ）必要壁厚は，解析により生じる面外せん断力，短期許容応力から下式のとおり算定され，面外せん断力による評価としての必要壁厚は 192 ㎜となる。
ｄ＝８／７×（Ｑ÷ｂ）÷ｆｓ
＝８／７×178(N／mm)÷1.06（N／mm２ ）＝192mm

4.

まとめ
圧縮軸力による評価及び面外せん断力による評価から算定した必要壁厚を
第 4 表に整理する。側壁コンクリートの必要壁厚は，圧縮軸力に対しては133mm，面外せん断力に対しては 192 ㎜となる。

第4表

必要壁厚

必要壁厚の算定結果

圧縮軸力による評価

面外せん断力
による評価

133mm

192mm

添付 3.5.2-19

189

別添 3
デブリ保持に必要な床スラブ厚さ評価

床スラブに係る荷重を評価し，コンクリートのせん断耐力から必要床スラブ
厚さを算定する。なお，本評価におけるコンクリートのせん断耐力は，終局強度に対して保守的な短期許容応力度を用いる。

1.

床スラブ荷重床スラブ荷重として，床スラブ自重及びデブリ等の床スラブ積載荷重を評
価する。

(1)

床スラブ自重床スラブ自重は，・床スラブのコンクリート体積：約 53.85m３
・鉄筋コンクリートの単位体積重量：24kN／m ３
より，床スラブ自重による荷重は約 1.30×10 ３ kN となる。

(2)

床スラブ積載荷重
床スラブ積載荷重は，デブリ，冷却水，コリウムシールド及びペデスタ
ル内構造物等の総重量を保守的に切り上げた値として 500ton を使用し，
約 4.90×10３ kN となる。

以上から，床スラブ荷重として約 6.20×10３ kN を用いる。

添付 3.5.2-20

190

2.

せん断応力による必要床スラブ厚さ
床スラブ端部の必要厚さは次のとおり算定される（第 1 図）。
必要せん断面積＝床スラブ荷重／短期許容せん断応力度
必要床スラブ厚さ＝必要せん断面積／床スラブ円周長ＲＣ規準に規定されている短期許容せん断応力度に基づき 1.06N／mm ２ を使用すると，必要床スラブ厚さはと算定される。

せん断荷重 Q

せん断面積 A

床スラブ
半径 a

第1図

床スラブのせん断荷重

Fc：コンクリートの設計基準強度

第2図

約 22.1（N／mm２ ）コンクリートの許容応力度

添付 3.5.2-21

191

別添 4
デブリ保持に必要な床スラブ鉄筋量評価

床スラブに係る荷重を評価し，鉄筋の終局曲げ強度から曲げ応力に対する必要鉄筋量を算定する。

1.

床スラブ荷重床スラブ荷重は別添 3 と同様に約 6.20×10３ kN を用いる。
分布荷重は床スラブ荷重を床面積で除した値であり

2.

となる。

曲げ応力による必要鉄筋量「機械工学便覧

基礎編 a3

材料力学」（第 1 図）に基づき，等分布荷重を受ける周辺単純支持の円板に作用するモーメントＭを算定する。
Ｍ＝（3＋ν）・ｐ・ａ２／16＝
ここで，ν：ポアソン比 0.2ｐ：分布荷重ａ：床スラブ半径

添付 3.5.2-22

192

算定したモーメント及び建築物の構造関係技術規準解説書（国土交通省ほか，2015）に示される終局曲げ強度算定式より，床スラブ本体部の幅 1m 当たりの必要鉄筋量を算定する。
必要鉄筋量＝Ｍ／（σ ｙ ・ｄ）＝
ここで，
σ ｙ ：鉄筋の降伏強度（345N／mm ２ ）の 1.1 倍 ※1＝379.5N／mm ２
ｄ ：床スラブの有効せい※2＝※1 建築物の構造関係技術規準解説書では，終局強度算定にあたりＪＩＳ規格品の鉄筋の基準強度を 1.1 倍以下の数値とすることができるとされている※2 圧縮縁から引張側鉄筋の重心までの距離（第 2 図）

添付 3.5.2-23

193

高温による影響を考慮した場合でも，床スラブの周辺固定が完全に失われることはないが，保守的に周辺単純支持条件での評価を実施

第1図

等分布荷重を受ける円板の応力計算式

第2図

床スラブの有効せい

添付 3.5.2-24

194

別添 5
熱影響を考慮した側壁コンクリートの構造評価

1.
(1)

側壁コンクリートの圧縮軸力に対する評価
評価方法
・ＲＰＶ等の重量は，側壁コンクリートに圧縮軸力として作用することから，コンクリートを対象に評価し，鉄筋については考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果における側壁での径方向各厚さの温度（第 1 図）に対して，第 2 図に示すとおり包絡温度を設定する。
・各厚さ部分の包絡温度に対して，第 3 図に示す構造材料の耐火性ガイド
ブック（（社）日本建築学会，2017）（以下「耐火性ガイドブック」という。）に示される加熱冷却後の圧縮強度残存比を参照し，コンクリー
ト侵食後の残存壁厚に対し健全なコンクリートとしてみなせる等価壁厚を算定する。
・上記手順により算定した等価壁厚と別添 2 に示すＲＰＶを支持するために必要な壁厚である 133mm とを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 1,229mm となり，ＲＰＶ支持に必要な壁厚 133mm を上回ることから，側壁コンクリートの圧縮軸力に対してＲＰＶ支持機能は維持される。

添付 3.5.2-25

195

2.
(1)

側壁基部コンクリートの面外せん断に対する評価
評価方法
・第 4 図に示すコンクリート面外せん断の短期許容応力度に，1.の圧縮軸力に対する評価にておいて設定した側壁部各厚さにおける包絡温度（第2 図）を考慮した圧縮強度残存比（第 3 図）を乗じて，高温影響を考慮したコンクリート強度を求める。
・ＲＣ規準の断面算定評価式に基づいて，面外せん断に対する等価壁厚を算定する。
Ｑ＝ｂ・ｊ・ｆｓ
ここで，
Ｑ：発生荷重（N）
ｂ：部材の有効幅（mm）
ｊ：柱の中心間距離（mm）
ｊ＝ｄ×7／8
ｄ：有効せい（必要壁厚）（mm）
ｆｓ：短期許容応力度（N／mm２ ）・上記手順により算定した等価壁厚と別添 2 に示すＲＰＶを支持するために必要な壁厚である 192mm とを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 1,276mm となり，ＲＰＶ支持に必要な壁厚 192mm を上回ることから，側壁基部コンクリートの面外せん断に対してＲＰＶ支持機能は維持される。

添付 3.5.2-26

196側壁部温度変化

側壁部の熱伝導解析結果

最高温度（℃）

第1図

ペデスタル
内壁

第2図

ペデスタル中心からの距離（m）

ペデスタル
外壁

ペデスタル側壁における包絡温度の設定

添付 3.5.2-27

197

第３図

第4図

コンクリートの圧縮強度残存比

コンクリートの許容応力度

添付 3.5.2-28

198

別添 6
熱影響を考慮した床スラブのコンクリート及び鉄筋の構造評価

1.
(1)

床スラブコンクリートの面外せん断に対する評価
評価方法
・デブリ等の重量によるせん断応力は床スラブにせん断荷重として掛かることから，コンクリートを対象にせん断応力を評価し，鉄筋については考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果における床スラブ鉄筋コンク
リート部の縦方向各厚さの温度（第 1 図）に対して，第 2 図に示すとおり包絡温度を設定する。
・各厚さ部分の包絡温度に対して，耐火性ガイドブックに示される加熱冷却後の圧縮強度残存比を参照し，健全なコンクリートとしてみなせる等
価壁厚を算定する。
・上記手順により算定した等価板厚と別添 3 に示すデブリ保持に必要な板厚であるとを比較し，等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認す

る。

(2)

評価結果
等価壁厚は約 618mm となり，デブリ保持に必要な板厚であるを上回るため，床スラブコンクリートの面外せん断に対してデブリ保持機能は維持される。

添付 3.5.2-29

199

2.

床スラブ鉄筋の曲げ応力に対する評価

(1)

評価方法
以下に熱影響を考慮した床スラブ鉄筋の構造評価の方法を示す。
・デブリ等の重量による曲げ応力は床スラブの鉄筋コンクリート部に引張荷重として掛かることから，図 3 に示す鉄筋を対象に曲げ応力を評価し，コンクリートについては考慮しない。
・ＡＢＡＱＵＳコードによる熱伝導解析結果より，下端筋位置では最大220℃程度まで温度上昇するため，第 4 図に示す耐火性ガイドブックの高温時の鉄筋強度を参考に，強度低下割合として 4 割を設定する。
・実機の床スラブ本体部の幅 1m あたりの鉄筋量に対し，上記の鉄筋強度劣化度合いを考慮し，健全な状態とみなせる鉄筋量を評価する。
・上記手順により算定した強度低下を考慮した鉄筋量と別添 3 に示すデブ
リ等の重量保持に必要な鉄筋量である幅 1m あたりとを比較し，

等価壁厚が必要壁厚を上回ることを確認する。

(2)

評価結果
強度低下を考慮した鉄筋量は要な鉄筋量は幅 1m あたりとなる。デブリ等の重量保持に必であり，必要な鉄筋量を上回ることから，曲げ応力に対してデブリ保持機能は確保される。

添付 3.5.2-30200床部温度変化ペデスタル温度評価結果

最高温度（℃）

第1図

鉄筋コンク
リート層上端第2図

鉄筋コンクリート層上端からの深さ（mm）

鉄筋コンク
リート層下端床スラブ鉄筋コンクリート部における包絡温度の設定

添付 3.5.2-31

201

コンクリート層

床スラブ本体部実施鉄筋量：（幅 1m 当たり）鉄筋
コンクリート層

第3図

床スラブの鉄筋コンクリート範囲

第4図

鉄筋強度の低下割合

添付 3.5.2-32

202

別添 7
鉄筋コンクリート内に発生する熱応力の取扱いについて

1.

はじめに
東海第二発電所のＭＣＣＩ及び水蒸気爆発を考慮した対策を踏まえ，ＲＰ
Ｖ破損時にペデスタルへ落下したデブリからの熱影響による鉄筋コンクリー
トの材料強度低下を考慮した構造健全性評価を行い，ペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを確認している。
一方，本事象に対する構造健全性評価では終局状態における機能維持確認の観点より，デブリからの伝熱によって鉄筋コンクリートに発生する熱応力は考慮しないこととしており，この取扱いの考え方について説明する。

2.

発生する熱応力（自己拘束的な応力）の解放について
第 1 図に鉄筋コンクリート構造物に発生する熱応力の解放原理について示す。ＲＰＶの破損後にデブリが落下・堆積し，その非常に高温な熱により，ペデスタル内側が高温状態となり膨張するが，周囲の拘束によって膨張は抑えられるため，ペデスタル内側には圧縮力が生ずる。一方，ペデスタル外側は，内側よりも温度が低いため熱膨張に対する反作用として引張力が生ずる。
次に，躯体の温度上昇に伴って熱膨張が進むと高温側（内側）には圧縮力が加算され，低温側（外側）には引張力が加算される。このように，定常状態からの温度上昇により，躯体内で熱応力（自己拘束的な応力）が発生する。
更に温度が上昇し，熱応力がコンクリートの許容引張力を上回るとコンクリ
ートにひび割れが発生する。熱応力は自己拘束的な応力であるため，ひび割れを生ずると，その部位の熱応力は解放される。終局状態は，ひび割れが複数発生した状態となり，熱応力のほとんどが解放されると考えられる。
添付 3.5.2-33

203

3.

ＣＣＶ規格における熱応力の取扱いについて
ペデスタルと同様の円筒形状構築物の設計規格である発電用原子力設備規格コンクリート製原子炉格納容器規格（（社）日本機械学会，2003）（以下「ＣＣＶ規格」という。）では，各荷重状態における熱応力の取り扱いについて示されており，終局状態に相当する荷重状態Ⅳでは熱応力は無視してよいこととされている。また，荷重状態Ⅰ〜Ⅲでは，コンクリート部材の剛性，
ひび割れ等を考慮して適切に評価することにより算定することとされている。
第 2 図にＣＣＶ規格における熱力応力の扱いに関する記載を示す。
なお，ＣＣＶ規格では熱応力を算定する際の手法も示されており，荷重状
態Ⅰ，Ⅱでは弾性剛性を 1／2 に，荷重状態Ⅲでは 1／3 に一律に低減して算定する方法（一律低減法）が示されている。これはひび割れ等による部材剛性の低下により，鉄筋コンクリート部材の熱応力が低減するという性質を考慮したものであり，熱応力実験結果に基づいている。また，外力や熱応力に対する部材の塑性剛性（ひび割れ後のコンクリートの剛性等）を考慮した部
材断面の釣合いを評価して応力を算定する方法（ひび割れ断面法）も示され
ている。

4.

ペデスタルにおける熱的影響を考慮した解析的検討（参考）
前述のとおり，終局状態において躯体に生じる熱応力は解放されるが，ここでは，熱的影響による躯体材料の強度劣化を考慮した上で，外力や熱応力に対する部材の塑性剛性を考慮した部材断面の釣合いを算定し，応力と変形について評価することで，終局限界に対する健全性を検討する。

添付 3.5.2-34

204

(1)

評価方法
第 3 図に原子力施設鉄筋コンクリート構造計算規準・同解説（（社）日本建築学会，2005）（以下「ＲＣ−Ｎ規準」という。）に記載されている
ひび割れ断面法による設計フローを，第 4 図に評価対象部位を示す。本検
討では，第 3 図に示す評価フローに準じて，デブリからの伝熱による熱応力として曲げモーメントが発生する上部側壁を対象に評価する。
温度荷重に対しては，ＮＡＳＴＲＡＮコードを用いて弾性剛性での温度応力解析にて曲げモーメントを評価し，断面の曲率について曲げ剛性（ＥＩ）を用いて求める。なお，ＮＡＳＴＲＡＮコードに入力した温度条件はコリウムシールド（15cm）設置を仮定したＭＡＡＰ解析に基づき設定する。
温度以外の荷重（固定荷重積載荷重）についても同様にＮＡＳＴＲＡＮコードにより応力を評価する。次に両者で得られた曲率を加算し，温度を含む応力組合せ時の断面の釣合い状態を評価（中立軸位置の算定）し応力度を算定する。なお，この時に断面に作用する軸力は積載されるＲＰＶ自重を含む通常運転時の軸力とし，曲げモーメントが終局状態に達するまで漸次増加させていく。また，仮定する断面の釣合い計算においては，最も温度勾配が高い時点での断面内の温度分布に対応した材料強度低減を考慮し復元力特性（Ｍ−φ関係）を算定する。

(2)

評価結果
第 4 図にペデスタル上部側壁の曲げモーメントが最大になる断面におけるＭ−φ関係図を示す。発生する熱応力に対する曲率は終局限界に対して十分に小さく，ペデスタルが十分な塑性変形能力を有していることを確認した。したがって，ペデスタル機能維持確認の観点では，デブリからの熱影響により発生する熱応力は考慮しなくとも支障はないことを確認した。
添付 3.5.2-35

205

【①】

【②】

【③】

【④】

第1図

第2図

熱応力が解放する原理

ＣＣＶ規格における熱応力の扱いに関する記載

添付 3.5.2-36

206

第3図

ひび割れ断面法による設計フロー（ＲＣ−Ｎ規準）

評価対象部位

第4図

評価対象部位

添付 3.5.2-37

207

7000

終局曲率
▼

曲げモーメント(kNm/m)

6000
5000
4000
3000
2000

発生曲率

1000
0
0

0.001

第5図

0.002

0.003

0.004 0.005
曲率(1/m)

0.006

0.007

0.008

曲げモーメント−曲率関係（Ｍ−φ関係）

添付 3.5.2-38

208

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（溶融炉心・コンクリート相互作用）
第 1 表
分類

重要現象

崩壊熱

解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 3)
解析モデル
炉 心 モ デ ル（ 原 子
炉 出 力 及 び 崩 壊熱）

燃 料 棒 内 温度変化

燃 料 棒 表 面
熱伝達

燃 料 被 覆 管
酸化炉 心 モ デ ル（ 炉 心
熱水力モデル）

添付 3.5.4-1

溶 融 炉 心 の 挙 動
モ デ ル（ 炉 心 ヒ ー
トアップ）
炉心

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

入力値に含まれる。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響」にて確認。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響」にて確認。

TMI 事 故 解 析 に お け る 炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ 時の 水 素 ガ ス 発 生 ，炉 心 領 域 で の 溶 融 進 展 状
態 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結 果 と 一 致 す る
ことを確認した。
CORA 実 験 解 析 に お け る ， 燃 料 被 覆 管 ， 制
御 棒及びチャンネルボックスの温度変化に つ い て ，測 定 デ ー タ と 良 く 一 致 す る こ とを確認した。
炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ 速 度 の 増 加（ 被 覆 管 酸 化の 促 進 ）を 想 定 し ，仮 想 的 な 厳 し い 振 り 幅
で は あ る が ， ジ ル コ ニ ウ ム -水 反 応 速 度 の係数を 2 倍とした感度解析により影響を確認した。
・ TQUV， 大 破 断 LOCA シ ー ケ ン ス と も に ，
炉心溶融の開始時刻への影響は小さい。
・炉 心 下 部 プ レ ナ ム へ の 溶 融 炉 心 移 行 の 開
始時刻は，ほぼ変化しない。

炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ に 関 す る モ デ ル は ，T M I 事 故 に
つ い て の 再 現 性 及 び CORA 実 験 に つ い て の 再 現 性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係数についての感 度 解 析 ）で は ，炉 心 溶 融 時 間 及 び 炉 心 下 部 プ レ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は 数 分 程 度 で あ り ，影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し ている。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損
時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器
冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 への 注 水 操 作 を 実 施 す る が ，下 部 プ レ ナ ム へ の 溶 融
炉 心 移 行 の 開 始 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ く ，下 部 プ
レナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器 温 度（ 下 鏡 部 ）の 上 昇 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であること
か ら ，常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格
納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた
格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデ ル が 精 緻 で あ る 解 析 コ ー ド SAFER の 評 価 結 果との比較により水位低下幅は解析コードＭＡＡ
Ｐの評価結果の方が保守的であることを確認して い る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響は小さい。

炉 心 ヒ ー ト ア ッ プ に 関 す る モ デ ル は ，T M I 事 故 に
つ い て の 再 現 性 及 び CORA 実 験 に つ い て の 再 現 性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム−水反応速度の係数についての感 度 解 析 ）で は ，炉 心 溶 融 時 間 及 び 炉 心 下 部 プ レ
ナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は 数 分 程 度 で あ り ，影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し ている。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損
時 点 で ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張
り が 実 施 さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ
ラメータに与える影響は小さい。

燃 料 被 覆 管変形

沸 騰 ・ ボ イ
ド率変化

気 液 分 離（ 水 位 変化 ） ・ 対 向流

原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデ ル が 精 緻 で あ る 解 析 コ ー ド SAFER の 評 価 結 果と の 比 較 に よ り 水 位 低 下 幅 は 解 析 コ ー ド MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している 。ま た ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施 さ れ て い
る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る
影響は小さい。

添 付 資 料 3.5.4

炉 心 モ デ ル（ 炉 心
水位計算モデル）

TQUX シ ー ケ ン ス 及 び 中 小 破 断 LOCA シ ー ケ
ン ス に 対 し て ， MAAP コ ー ド と SAFER コ ードの比較を行い，以下の傾向を確認した。
・ MAAP コ ー ド で は SAFER コ ー ド で 考 慮 して い る CCFL を 取 り 扱 っ て い な い こ と 等
か ら ，水 位 変 化 に 差 異 が 生 じ た も の の 水
位 低 下 幅 は MAAP コ ー ド の 方 が 保 守 的 で
あ り ，そ の 後 の 注 水 操 作 に よ る 有 効 燃 料
棒頂部までの水位回復時 刻は両 コード
で同等である。

209

第 1 表分類

重要現象解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 3)
解析モデ
ル

リ ロ ケ ー ション

構 造 材 と の熱伝達

添付 3.5.4-2

原子炉
圧力容器
（炉心損
傷後）

下 部 プ レ ナ
ム で の 溶 融
炉 心 の 熱 伝
達

原 子 炉 圧 力
容器破損

原 子 炉 圧 力
容 器 内 FP 挙動

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ リロ ケ ー ション）

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ 下部 プ レ ナム で の 溶融 炉 心 挙動）

溶 融 炉 心の 挙 動 モデ ル （ 原子 炉 圧 力容 器 破 損モデル）

核 分 裂 生成 物（ F P ）
挙 動 モ デル

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

・ TMI 事 故 解 析 に お け る 炉 心 領 域 で の 溶
融 進 展 状 態 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結
果と一致することを確認した
・リ ロ ケ ー シ ョ ン の 進 展 が 早 ま る こ と を
想 定 し ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ
を 低 下 さ せ た感 度 解 析 に よ り 影 響 を確認した。
・ TQUV， 大 破 断 LOCA シ ー ケ ン ス と も に ，炉 心 溶 融 時 刻 ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時
刻への影響が小さいことを確認した。

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は T M I 事 故 に つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ を 低 下 さ せ た 感 度 解 析 に よ り 原 子 炉 圧
力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は 小 さ い こ と を 確 認 し て い る 。原 子 炉 圧 力
容 器 の 破 損 の 影 響 を 受 け る 可 能 性 が あ る 操 作 と し て は ，常 設 低 圧 代 替 注
水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 が あ る が ，下 部 プ レ ナ ム へ の 溶
融 炉 心 移 行 の 開 始 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ く ，下 部 プ レ ナ ム へ 溶 融 炉 心 が移 行 し た 際 の 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度（ 下 鏡 部 ）の 上 昇 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 時 の 格 納 容 器 下 部 水 温 の 上 昇 は 急 峻 で あ る こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容器の破損を起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格
納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代
替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は T M I 事 故 に つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，下 部 プ レ ナ ム と 溶 融 炉 心 の 熱 伝 達 に 関 す る 感 度 解 析 に よ り ，原 子 炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。
原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 の 影 響 を 受 け る 可 能 性 が あ る 操 作 と し て は ，常 設 低
圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よる格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器
下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 が あ る が ，原 子 炉 圧 力
容 器 破 損 時 間 の 不 確 か さ は 小 さ い こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容 器 の 破 損 を 起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン
プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
制 御 棒 駆 動 機 構 ハ ウ ジ ン グ 溶 接 部 の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ し きい 値 ）に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 最 大 ひ ず み を 低 下 さ せ た 場 合 に 原 子 炉 圧
力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（ 事 象 発 生 か ら 約 4.5 時 間 後 ） に 対 し て ， 十 数 分 早 ま る 程 度 で あ り ， 常
設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納
容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水 操 作 は 中 央 制 御 室 か ら
速 や か に 実 施 可 能 な 操 作 で あ る こ と か ら ，原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 を 操 作 開
始の起点としている常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
ス プ レ イ 冷 却 系（ 常 設 ）に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 及 び 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（ 常 設 ）に よ る 溶 融 炉 心 へ の 注 水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

・ TMI 事 故 解 析 に お け る 下 部 プ レ ナ ム の温 度 挙 動 に つ い て ， TMI 事 故 分 析 結 果と一致することを確認した。
・下 部 プ レ ナ ム 内 の 溶 融 炉 心 と 上 面 水 プ
ー ル と の 間 の 限 界 熱 流 束 ，下 部 プ レ ナ
ム ギ ャ ッ プ 除熱 量 に 係 る 係 数 に 対 す
る 感 度 解 析 を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 破
損 時 刻 等 の 事象 進 展 に 対 す る 影 響 が小さいことを確認した。

原 子 炉 圧 力 容 器破 損 に影 響 す る 項目 とし て 制 御 棒 駆 動機 構 ハウ ジ ン グ 溶接 部の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ し き い値 ） を パ ラ メ ータ と した 感 度 解 析を 行
い ， 原 子 炉 圧 力 容 器 破 損 時 刻 が 約 13 分
早 ま る こ と を 確 認 し た 。た だ し ，仮 想 的な厳しい条件に基づく解析結果であり，
実 機 に お け る 影響 は 十分 小 さ い と判 断される。

PHEBUS-FP 実 験 解 析 に よ り ，FP 放 出 の 開
始 時 間 を 良 く 再 現 で き て い る も の の ，燃料 被 覆 管 温 度 を高 め に評 価 す る こと に
よ り ， 急 激 な FP 放 出 を 示 す 結 果 と な った 。た だ し ，こ の 原 因 は 実 験 の 小 規 模 な
炉 心 体 系 の 模 擬 に よ る も の で あ り ，実 機の 大 規 模 な 体 系に お いて こ の 種 の不 確
かさは小さくなると考えられる。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，炉 心 損 傷 後 の 原 子 炉 圧 力 容 器 内 Ｆ Ｐ 放 出 を
操 作 開 始 の 起 点 と し て い る 運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作に与える影響はない。

評価項目となるパラメータに与える影響
溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は TMI 事 故 に
つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，炉 心 ノ ー ド 崩 壊 の パ ラ メ ー タ を
低 下 さ せ た 感 度 解 析 に よ り ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は
小さいことを確認している。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施
さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な
る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は 小 さい。

溶 融 炉 心 の 挙 動 モ デ ル は TMI 事 故 に
つ い て の 再 現 性 を 確 認 し て い る 。また ，下 部 プ レ ナ ム と 溶 融 炉 心 の 熱 伝
達 に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 間 に 与 え る 影 響 は
小さいことを確認している。
本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉
圧 力 容 器 破 損 時 点 で ペ デ ス タ ル（ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施
さ れ て い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な
る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は 小 さい。
制 御 棒 駆 動 機 構 ハ ウ ジ ン グ 溶 接 部の 破 損 判 定 に 用 い る 最 大 ひ ず み（ しき い 値 ）に 関 す る 感 度 解 析 に よ り 最
大 ひ ず み を 低 下 さ せ た 場 合 に 原 子
炉 圧 力 容 器 破 損 時 間 が 早 ま る こ とを 確 認 し て い る が ，原 子 炉 圧 力 容 器
破 損 （ 事 象 発 生 か ら 約 4.5 時 間 後 ）に 対 し て ，早 ま る 時 間 は わ ず か で あり ，破 損 時 間 が わ ず か に 早 ま っ た 場
合 に お い て も ，ペ デ ス タ ル（ ド ラ イ
ウ ェ ル 部 ）に 事 前 水 張 り が 実 施 さ れて い る こ と か ら ，評 価 項 目 と な る パ
ラメータに与える影響は小さい。
原 子 炉 圧 力 容 器 内 FP 挙 動 と 溶 融 炉
心 と の 相 互 作 用 に よ る コ リ ウ ム シ
ー ル ド 及 び コ ン ク リ ー ト の 侵 食 量に 関 連 は な い こ と か ら ，評 価 項 目 とな る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は ない。

210

第 1 表分類

重要現象解 析 コ ー ド に お け る 重 要 現 象 の 不 確 か さ が 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 3)
解析モデル

原 子 炉 圧 力
容 器 外 FCI
（ 溶 融 炉 心
細粒化）
原 子 炉 圧 力
容 器 外 FCI
（ デ ブ リ 粒子熱伝達）

格 納 容 器 下部 床 面 で の溶 融 炉 心 の拡がり

添付 3.5.4-3

溶融炉心挙動モデル（格納容器下部での
溶 融 炉 心 挙
動）

格納容器
（炉心損
傷後）

溶 融 炉 心 と格 納 容 器 下部 プ ー ル 水の伝熱

溶 融 炉 心 と
コ ン ク リ ートの伝熱コ ン ク リ ー
ト 分 解 及 び
非 凝 縮 性 ガ
ス発生

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

原 子 炉 圧 力 容 器 外 FCI 現 象 に 関 す る 項 目 と し て エントレインメント係数及びデブリ粒子径をパラメ
ー タ と し て 感 度 解 析 を 行 い ，原 子 炉 圧 力 容 器 外 F C Iによって生じる圧力スパイクへの感度が小さいことを確認した。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，原 子 炉 圧 力 容
器外 の 溶 融燃 料 − 冷却 材 相 互作 用に よ る
圧力 ス パ イク を 起 点と し た 運転 員等 操 作
は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え
る影響はない。

溶融炉心の拡がり実験や評価に関する知見に基づき，落下した溶融炉心は床上全体に均一に拡がると想定される。ただし，堆積形状の不確かさが想定されるため，個別プラントのペデスタルの形状
や事前水張りの深さを踏まえて，拡がりを抑制した感度解析等の取扱いを行うことが適切と考えられる。

本 評 価 事 故 シ ー ケ ン ス で は ，コ リ ウ ム シ ー
ルド 及 び コン ク リ ート の 侵 食を 操作 開 始の起 点 と して い る 運転 員 等 操作 はな い こと か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない。

エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，
エントレインメント係数の不確かさにより溶融炉
心の細粒化割合が変化した場合でも溶融炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリ
ウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
溶 融 炉 心 の 拡 が り が 抑 制 さ れ る と 想 定 し た 場 合
は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデスタル（ドライウェル部）
への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が 大 き く な り ，溶 融 炉 心 が 冷 却 さ れ る 傾 向 と な る 。
拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融
炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシール
ドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，溶融炉心への注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，コリウムシールド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール−クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。
溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っていること，また，格納容器下部
注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の感度解析を実施した。
溶融炉心と接するコリウムシールドの温度は融点に 至 ら ず 侵 食 は 進 行 し な い ，ま た ，ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）コンクリートの壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食されないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

溶融炉心・コンクリート相互作用への影響の観点
で，エントレインメント係数，上面熱流束及び溶融プールからクラストへの熱伝達係数をパラメータとした感度解析を行った。評価の結果，コンク
リート侵食量に対して上面熱流束の感度が支配的であることを確認した。また，上面熱流束を下限
値 と し た 場 合 で も ， コ ン ク リ ー ト 侵 食 量 が 22.5cm程度に収まることを確認した。
上記の感度解析は，想定される範囲で厳しい条件を与えて感度を確認したものであり，不確かさを考慮しても実機でのコンクリート侵食量は感度解析よりも厳しくなることはないと考えられる。
ACE 実 験 解 析 及 び SURC-4 実 験 解 析 よ り ， 溶 融 炉 心堆積状態が既知である場合の溶融炉心とコンクリートの伝熱及びそれに伴うコンクリート侵食挙動について妥当に評価できることを確認した。
実 験 で 確 認 さ れ て い る 侵 食 の 不 均 一 性 に つ い ては ， 実 験 に お け る 侵 食 の ば ら つ き が MAAP コ ー ド の
予 測 侵 食 量 の 20%の 範 囲 内 に 収 ま っ て い る こ と から，上面熱流束の感度に比べて影響が小さいことを確認した。

211

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実績値）

6.93MPa[gage]

約 6.91MPa[gage]〜 約
6.94MPa[gage]
（実績値）

原子炉水位

通常運転水位（セパレータス
カート下端から＋ 126cm）

通常運転水位（セパレータス
カート下端から
約 ＋ 122cm〜
約 ＋ 132cm）
（実績値）

炉心流量

48,300t／ h（定格流量（ 100％ ） ）

定格流量の
約 86％ 〜 約 104％（実績値）

原子炉熱出力

原子炉圧力(圧 力 容 器 ド
ーム部)

初期条件

添付 3.5.4-4

燃料

原子炉停止後の崩壊熱

９ ×９ 燃 料(Ａ 型 )ANSI/ANS5.1-1979
燃 焼 度 33GWd／ t

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

定格熱出力を設定最確条件とした場合には，原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員等操作時間への影響は，原子炉停止後の崩壊熱にて説明する。

最確条件とした場合には，原子炉停止後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の評価項目となるパラメータに与える影響は，原子炉停止後の崩壊熱にて説明する。

定格圧力を設定最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，原子炉圧力は逃がし
安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影
響 は な く ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，原子炉圧力は逃がし
安全弁により制御されるため事象進展に及ぼす影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

通常運転水位を設定

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発
生 後 の 水 位 低 下 量 に 対 し て 非 常 に 小 さ い 。例 え ば ，ス ク ラ ム 10 分 後 の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は ， 高 圧 が維 持 さ れ た 状 態 で も 通 常 運 転 水 位 か ら 約 3m で あ るの に 対 し て ， ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約 40mm であり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事象発生後早期に原子炉はスクラムするため，初期炉心流量が事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発
生 後 の 水 位 低 下 量 に 対 し て 非 常 に 小 さ い 。例 え ば ，ス ク ラ ム 10 分 後 の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は ， 高 圧 が維 持 さ れ た 状 態 で も 通 常 運 転 水 位 か ら 約 3m で あ るの に 対 し て ， ゆ ら ぎ に よ る 水 位 低 下 量 は 約 40mm であり非常に小さい。したがって，事象進展に及ぼす影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事象発生後早期に原子炉はスクラムするため，初期炉心流量が事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ，９ × ９ 燃 料 の Ａ 型 又 は Ｂ型の炉心となるか，それらの混在炉心となるが，いずれの型式も燃料の熱水力特性はほぼ同等であり，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ，９ × ９ 燃 料 の Ａ 型 又 は Ｂ型の炉心となるか，それらの混在炉心となるが，いずれの型式も燃料の熱水力特性はほぼ同等であり，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する
水蒸気は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
注水系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉心の持つエネル
ギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

条件設定の考え方

最確条件

装荷炉心ごと燃焼度
33GWd／ t 以 下（実績値）

定格流量を設定

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×
９ 燃 料 (Ｂ 型 )は ， 熱 水 力
的 な 特 性 は ほ ぼ 同 等 であり，その他の核的特性
等 の 違 い は 燃 料 棒 最 大
線 出 力 密 度 の 保 守 性 に包含されることから，代表 的 に ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )を設定
崩 壊 熱 が 大 き い 方 が 原子 炉 水 位 低 下 及 び 格 納
容 器 圧 力 上 昇 の 観 点 で厳しい設定となるため，
崩 壊 熱 が 大 き く な る 燃
焼度の高い条件として，
1 サ イ ク ル の 運 転 期 間(13 ヶ 月 ) に 調 整 運 転 期
間 (約 1 ヶ 月 )を 考 慮 し た
運 転 期 間 に 対 応 す る 燃
焼度を設定。

212

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

格納容器圧力5kPa[gage]

約 2.2 kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実績値）

格納容器雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜 約 58℃（実績値）

格納容器体積（ドライウェ
ル）

5,700m３

5,700m３
（設計値）

初期条件

添付 3.5.4-5

格納容器体積（ウェットウェル）

サプレッショ
ン・プール水位

サプレッショ
ン・プール水温度

空 間 部：4,100m３
液 相 部：3,300m３

6.983m（通常運転水位− 4.7cm）

32℃

条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

格 納 容 器 圧 力 の 観 点 で厳 し い 高 め の 設 定 と して，通常運転時の圧力を包含する値を設定。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
格納容器圧力より低くなるが，格納容器圧力を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している格納容器圧力より低くなるが，溶融炉心・コン
クリート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ド ラ イ ウ ェ ル 内 ガ ス 冷却 装 置 の 設 計 温 度 を 設定。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ドライウェル雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件
に対して変動を与え得るが，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計値を設定解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 少 な め の 水 量として，保安規定の運転上 の 制 限 に お け る 下 限値を設定

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器
体積（サプレッション・チェンバ）の液相部の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m３ で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る
水 量 変 化 は 約 42m３ で あ り ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水
量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に 小 さ い 。し た が っ て ，事 象 進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによる格納容器
体積（サプレッション・チェンバ）の液相部の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m３ で あ る の に 対 し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る
水 量 変 化 は 約 42m３ で あ り ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水
量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に 小 さ い 。し た が っ て ，事 象 進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 低 め の 水 位 として，保安規定の運転上の 制 限 に お け る 下 限 値を設定

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによるサプレッ
ション・プール水位の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプレッション・プール水
位 が 6.983m の 時 の 水 量 は 3,300m３ で あ る の に 対
し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約 42m３ で
あ り ，そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

最確条件とした場合は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，ゆらぎによるサプレッ
ション・プール水位の変化分は通常時に対して非常に小さい。例えば，サプレッション・プール水
位 が 6.983m の 時 の 水 量 は 3,300m３ で あ る の に 対
し ， ゆ ら ぎ （ 0.087m） に よ る 水 量 変 化 は 約 42m３ で
あ り ，そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 約 1 . 3 ％ と 非 常 に小さい。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

サプレッション・プール
で の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳
し く な る 高 め の 水 温 として，保安規定の運転上の 制 限 に お け る 上 限 値を設定。

最確条件とした場合は，解析条件で設定している
サプレッション・プール水温度よりおおむね低くなるが，サプレッション・プール水温度を操作開
始 の 起 点 と し て い る 運 転 員 等 操 作 は な い こ と から，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプレッション・プール水温度よりおおむね低くなるが，溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量という観点では，直接的な影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響
はない。

最確条件

空間部：
約 4,092m３ 〜
約 4,058m３
液相部：
約 3,308m３ 〜
約 3,342m３（実績値）

約 7.000m〜
約 7.070m（実績値）

約 15℃ 〜 約 32℃
（実績値）

213

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

最確条件

溶融炉心からプール水への熱流束

800kW／ m２ 相 当（ 圧 力 依 存 あり）

800kW／ m２ 相 当（ 圧 力 依 存 あり）

ペ デ ス タ ル
（ドライウェル部）
水張り水位

ペデスタル（ドライウェル部）
床 面 か ら 1m

ペ デ ス タ ル （ ドラ イ ウ ェ ル 部 ）床 面 か ら 1m

コンクリートの種類

玄 武 岩 系 コ ン ク
リート

玄 武 岩 系 コ ン ク
リート

初期条件

添付 3.5.4-6

コンクリート以外の素材の扱い

鉄 筋 は 考 慮 し ない

コ ン ク リ ー ト 以
外 の 素 材 を 考 慮する

原子炉圧力容器下部及びのペ デ ス タ ル
（ドライウェ
ル部）内構造物の扱い

ペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わない

部 分 的 な 溶 融 が生 じ ， ペ デ ス タル （ ド ラ イ ウ ェル 部 ） に 落 下 する可能性がある

ベント管真空破壊装置作動差圧

3.45kPa（ドライウェル
−サプレッション・チェンバ間
差圧）

3.45kPa（ドライウェル
−サプレッション・チェンバ間
差圧）（設定値）

外部水源の温度

35℃

35℃ 以 下外部水源の容量

約 9,300m

燃料の容量

約 1,010kL３

約 9,300m３ 以 上（北側淡水池＋
高所淡水池＋代替淡水貯槽）
1,010kL 以 上（ 軽 油 貯 蔵 タ ン
ク ＋ 可 搬 型 設 備
用軽油タンク）

条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

過 去 の 知 見 に 基 づ き 事
前 水 張 り の 効 果 を 考 慮して設定「 原 子 炉 圧 力 容 器 外 の溶 融 燃 料 − 冷 却 材 相 互作用」に伴う水蒸気爆発の 発 生 を 仮 定 し た 場 合の 影 響 を 小 さ く 抑 え つつ，「溶融炉心・コンク
リート相互作用」の緩和
効 果 に 期 待 で き る 深 さを考慮して設定
使 用 し て い る 骨 材 の 種
類から設定
鉄 筋 に つ い て は コ ン ク
リ ー ト よ り も 融 点 が 高
い こ と か ら 保 守 的 に 考
慮しない

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はない。本評価事故シーケンスでは，
コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作
開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
コンクリート侵食量に対しては上面熱流束の感度が支配的であり，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点か
ら感度解析を実施した。その結果，コリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧
力容器の支持機能を維持できることを確認した。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制される可能性があるが，コンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制される可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

発 熱 密 度 を 下 げ な い よう保守的に設定最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開始の起点としている運転員
等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

運転員等操作としては常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替角の容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作となるが，本パラメータによる影響を受けることはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部水源の温度が低い場合，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用による侵食量という観点では溶融炉心からの除熱が促進されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

真空破壊装置の設定値

格 納 容 器 ス プ レ イ に よる 圧 力 抑 制 効 果 の 観 点
で 厳 し い 高 め の 水 温 として，代替淡水貯槽及び
水 源 補 給 に 用 い る 淡 水
貯 水 池 の 年 間 の 気 象 条
件 変 化 を 包 含 す る 高 めの水温を設定北側淡水池，高所淡水池
及 び 代 替 淡 水 貯 槽 の 管
理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日後までに必要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

軽 油 貯 蔵 タ ン ク 及 び 可
搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン クの管理下限値を設定

管理値下限の容量として事象発生から 7 日後までに必要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

−

−

214

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (4／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

起因事象

給 水 喪 失 の 全 喪失事故条件

添付 3.5.4-7

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能及び低圧注水機能の喪失
全交流動力電源喪失

重大事故等対処設備による
原子炉注水に対する仮定

原子炉圧力容器
破損前の重大事
故等対処設備による原子炉注水を考慮しない外部電源

外部電源なし条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

原 子 炉 水 位 の 低 下 の 観点で厳しい事象を設定

起因事象の違いによって操作手順（常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧
代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 格 納 容 器 下 部 注 水 系（常設）による溶融炉心への注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点か
ら感度解析を実施した。感度解析は，起因事象として，原子炉水位の低下の観点でより厳しい事象
で あ る LOCA 等 の 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 喪 失を 仮 定 し ， 事 故 シ ー ケ ン ス を 「 大 破 断 LOCA＋ 高 圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」として，本評
価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても原子炉 圧 力 容 器 破 損 ま で 使 用 で き な い も の と 仮 定 した。この場合，原子炉圧力容器破損のタイミング
が早くなるため，溶融炉心落下時の崩壊熱が大きくなるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

−

−

−

−

−

−

最確条件

−

−

−

−

高 圧 注 水 機 能 と し て 高
圧 炉 心 ス プ レ イ 系 及 び
原子炉隔離時冷却系，低圧 注 水 機 能 と し て 低 圧
炉 心 ス プ レ イ 系 及 び 残
留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水系）の機能喪失を設定
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の重畳を考慮し設定
原 子 炉 圧 力 容 器 が 破 損する条件として，原子炉注水を考慮しない設定

安 全 機 能 の 喪 失 に 対 する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源あり の 場 合 を 包 括 す る 条
件として，機器条件に示すとおり設定215

第 2 表項目

解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (5／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ
解析条件

原子炉スクラム

機器条件

添付 3.5.4-8

主蒸気隔離弁

再循環ポンプ

原子炉水位低(レ ベ ル ３ )信 号

事象発生と同時に閉止

タービン蒸気加減弁急速閉信号又は原子炉保護
系電源喪失

原子炉保護系電源喪失又は原子炉水位異常低下（レベル２）信
号

事象発生と同時に停止

電源喪失による
ポンプ停止（事象発生と同時）

安全弁機能
7.79〜 8.31
MPa[gage]385.2〜 410.6
t／ h／ 弁安全弁機能
7.79〜 8.31
MPa[gage]385.2〜 410.6
t／ h／ 弁（設計値）

逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能 ）2 弁 を 開 放 す
る こ と に よ る 原
子炉急速減圧逃 が し 安 全 弁（ 自 動 減 圧 機能 ）2 弁 を 開 放 す
る こ と に よ る 原
子炉急速減圧

逃がし安全弁

評価項目となるパラメータに与える影響

条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

短 時 間 で あ る が 原 子 炉
熱 出 力 が 維 持 さ れ る 厳
しい設定として，外部電
源 喪 失 時 の タ ー ビ ン 蒸
気 加 減 弁 急 閉 及 び 原 子
炉 保 護 系 電 源 喪 失 に よる 原 子 炉 ス ク ラ ム に つ
い て は 保 守 的 に 考 慮 せず，原子炉水位低（レベル３）にてスクラムするものとして設定最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，発生する蒸気量は少なくなることから，原子炉水位低下が緩やかになり，燃料有効長 底 部 か ら 燃 料 有 効 長 の 20％ 高 い 位 置 到 達 を 操 作
開始の起点としている原子炉急速減圧操作の開始が遅くなる。また，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展が緩やかになり，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている常設低圧代替注水系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系（常設）による格納容器冷却操作及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作の開始が遅くなる。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，溶融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対す
る余裕は大きくなる。

短 時 間 で あ る が 主 蒸 気が 格 納 容 器 内 に 維 持 される厳しい設定として，
原 子 炉 保 護 系 電 源 喪 失
及 び 原 子 炉 水 位 異 常 低下（レベル２）信号による 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に
つ い て は 保 守 的 に 考 慮せず，事象発生と同時に主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 す るものとして設定最確条件とした場合には，逃がし安全弁を通じて
格納容器内に放出される蒸気流量が減少することから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなる。本評価事故シーケンスでは，格納容器圧力及び雰囲気温度を起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，逃がし安全弁を通じて
格納容器内に放出される蒸気流量が減少することから，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が遅くなるが．その影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

事 象 進 展 に 与 え る 影 響は軽微であることから，
全 交 流 動 力 電 源 喪 失 に
よ る ポ ン プ 停 止 を 踏 ま
えて設定

解析条件と最確条件は同様であり，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であり，事象進展に与える影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計値を設定解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

逃 が し 安 全 弁 の 設 計 値に 基 づ く 蒸 気 流 量 及 び
原 子 炉 圧 力 の 関 係 か ら
設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最確条件

216

第 2 表解 析 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 に 運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (6／ 6)

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確かさ

条件設定の考え方

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

格納容器雰囲気温度及び圧力抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

80m ３ ／ h に て
ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）へ注水

溶融炉心の冠水継続が可能
な流量な流量として設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

総 循 環 流 量 ：
250m３ ／ h
格 納 容 器 ス プ
レ イ ： 250m３ ／h 又 は 150m３ ／h
原 子 炉 注 水 ：100 m３ ／ h

格納容器圧力及び雰囲気温度抑制に必要なスプレイ流量及び溶融炉心の冷却に必
要な注水量を考慮して設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

代替循環冷却系

総 循 環 流 量 ：
250m３ ／ h
格 納 容 器 ス プ
レ イ ： 250m３ ／h 又 は 150m３ ／h
原子炉注水：
100 m３ ／ h

コリウムシー
ルド耐熱材の種類

ジルコニア耐火材

ジ ル コ ニ ア 耐
火材

コンクリートの侵食を防止する観点から設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ジルコニア耐火材の侵食試
験結果に基づき設定（ 添 付 資 料 3.5.1）

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含め て 評 価 す る と ， コ リ ウ ム シ ー ル ド に は 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシールドの侵食を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（ 添 付 資 料 3.5.1）

溶融炉心の拡がり面積が狭いことにより，コンクリー
ト侵食量の観点で厳しくなる設定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含め て 評 価 す る と ， コ リ ウ ム シ ー ル ド に は 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この場合においても溶融炉
心と接するコリウムシールドの温度は融点に至らず侵食は進行しない，また，ペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食されないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（ 添 付 資 料 3.5.1）
解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

項

目

解析条件

最確条件

原 子 炉 圧 力 容
器 破 損 判 断後：300m３ ／ h に てドライウェルへスプレイ

原 子 炉 圧 力 容
器 破 損 判 断後：300m３ ／ h に て
ド ラ イ ウ ェ ル
へスプレイ

格納容器圧力制 御 ： 130m３ ／h にてドライウェルへスプレイ

格 納 容 器 圧 力
制 御 ： 130m３ ／
h に て ド ラ イ
ウ ェ ル へ ス プ
レイ

格納容器温度
制 御 ： 300m３ ／h にてドライウェルへスプレイ

格 納 容 器 温 度
制 御 ： 300m３ ／
h に て ド ラ イ
ウ ェ ル へ ス プ
レイ

格納容器下部
注水系（常設）

80m３ ／ h に て
ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）へ注水

代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）

機器条件

添付 3.5.4-9

コリウムシー
ルド耐熱材の侵食開始温度

2,100℃

2,100℃

ペ デ ス タ ル（ ドライウェル部）
床面積

コリウムシー
ルドを考慮

コ リ ウ ム シ ー
ルドを考慮

217

第 3 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕

解析条件（操作条件）の不確かさ
項目

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

解析上の操作
開始時間

原子炉圧力
容器破損か
ら 6 分後（約 4.6 時
間後）

原子炉圧力
容器破損か
ら 7 分後（約 4.6 時
間後）運転員等操作時間に与える影響【認知】ペデスタル（ドライウェル部）への注水は，原子炉圧力容器の破損を判断した時点で開始するが，原子炉圧力容器の破損は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断するものであり，解析上の認知にかかる時間としては 5 分を想定している。格納容器下部水温は破損兆候の検知によって継続監視するパラメータであり，温度上昇又は指示値喪失による原子炉圧力容器破損の判断は速やかに実施できるものであるため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。よって，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【操作所要時間】中央制御室内における格納容器冷却は，注入弁 1 弁の開操作による注水であり，操作装置のタッチによる操作のため 1 操作に 1 分間を想定している。当該操作は，操作装置のタッチによる簡易な操作のため，操作時間に与える影響はなし。
【他の並列操作有無】
当該操作に対応する運転員に他の並列操作はなく，操作時間に与える影響はなし。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。
【認知】ペデスタル（ドライウェル部）への注水操作は，原子炉圧力容器の破損を判断した時点で開始するが，原子炉圧力容器の破損は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断するものであり，解析上の認知にかかる時間としては 5 分を想定している。格納容器下部水温は破損兆候の検知によって継続監視するパラメータであり，温度上昇又は指示
値喪失による原子炉圧力容器破損の判断は速やかに実施できるものであるため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。よって，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はなし。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はなし。
【操作所要時間】中央制御室内におけるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作は，注入弁 1 弁の開操作による注水であり，操作装置のタッチによる操作のため 1 操作に 1 分間を想定している。当該操
作は，操作装置のタッチによる簡易な操作のため，操作時間に与える影響はなし。
【他の並列操作有無】
当該操作に対応する運転員に他の並列操作はなく，操作時間に与える影響はなし。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤の操作スイッチによる簡易な操作のため，誤操作は起こりにくく，そのため誤操作等により操作時間が長くなる可能性は低い。

原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注
水系ポンプを用いた代替格納容器納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器
下部水温の温度上昇又は指示値喪失
によって原子炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作
は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始
時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2）
原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注
水系ポンプを用いた格納容器下部注
水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，原子炉圧力
容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，格納容器下部水温の温度上昇又は指示値喪失によって原子炉圧力容器破損を判断し，注水操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開
始時間に与える影響は小さい。当該操
作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2）

条件設定の
考え方

原子炉圧力容器破損の判断及び操作実施に必要な時間を考慮して設定

操作条件

添付 3.5.4-10

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心への注水操作

操作の不確かさ要因

原子炉圧力容器破損の判断及び操作実施に必要な時間を考慮し
て設定

評価項目と
なるパラメ
ータに与え
る影響

操作時間余裕

訓練実績等

実態の操作
開始時間は
解析上の設
定とほぼ同
等であるこ
とから，評
価項目とな
るパラメー
タに与える
影響は小さ
い。

原子 炉 圧力 容器
破損 ま での 時間は事 象 発生 から約 4.5 時間であり，また，溶融炉
心落 下 後に ペデスタル（ドライウ
ェル部）注水が行
われ な かっ た場
合でも、溶融炉心
落下 前 に張 られた水 が 溶融 炉心の崩 壊 熱及 びジ
ルコ ニ ウム −水
反応 に よる 発熱によ り 蒸発 する
ま で に は 約 0.3
時間 の 時間 余裕
がある。
（添付資料
3.2.14）中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績
を取得。
訓練では，条件
成立を前提として約 1 分間で常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器
冷却を開始。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

実態の操作
開始時間は
解析上の設
定とほぼ同
等であるこ
とから，評
価項目とな
るパラメー
タに与える
影響は小さ
い。

原子 炉 圧力 容器
破損 ま での 時間は事 象 発生 から約 4.5 時間であり，また，溶融炉
心落 下 後に ペデスタル（ドライウ
ェル部）注水が行
われ な かっ た場
合でも、溶融炉心
落下 前 に張 られた水 が 溶融 炉心の崩 壊 熱及 びジ
ルコ ニ ウム −水
反応 に よる 発熱によ り 蒸発 する
ま で に は 約 0.3
時間 の 時間 余裕
がある。
（添付資料
3.2.14）中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練実績
を取得。
訓練では，条件
成立を前提として約 1 分間で常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部
注水系（常設）による注水を開始。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

218